ITER will operate with a tungsten divertor, a material featuring surface morphology changes when exposed to helium plasmas, in particular the formation of the so called tungsten fuzz under specific conditions. Investigating interactions between tungsten plasma facing components and helium plasmas in a tokamak environment is therefore a key point to consolidate predictions for the ITER divertor performance and lifetime. To this end, a dedicated helium campaign was performed in the full tungsten WEST tokamak, cumulating ∼2000 s of repetitive L mode discharges. It is shown that conditions for tungsten fuzz formation, as derived from linear devices experiments (incident helium energy Einc > 20 eV, helium fluence >1024 He/m2, surface temperature Tsurf > 700 °C), were met in the outer strike point (OSP) area of the inertially cooled tungsten divertor elements of WEST. Preliminary inspection of the components after the campaign did not show visible signs of surface modification, but points to significant net erosion in the OSP area. An extensive post mortem analysis is now ongoing to confirm these first indications. These results underline that the complex balance between erosion/redeposition (in particular linked to impurities) and tungsten fuzz formation needs to be taken into account in tokamak conditions.
ITERはタングステン製ダイバータで運転される予定であり、この材料はヘリウムプラズマに曝されると表面形態の変化、特に特定の条件下でのいわゆるタングステンファズの形成を示す。したがって、トカマク環境におけるタングステンプラズマ対向部品とヘリウムプラズマとの相互作用を調査することは、ITERダイバータの性能と寿命に関する予測を確固たるものにするための重要な点である。この目的のため、全面タングステンWESTトカマクにおいて専用のヘリウムキャンペーンが実施され、合計∼2000 sの反復Lモード放電を蓄積した。線形装置実験から導出されたタングステンファズ形成の条件（入射ヘリウムエネルギーEinc > 20 eV、ヘリウムフルエンス >1024 He/m2、表面温度Tsurf > 700 °C）は、WESTの慣性冷却タングステンダイバータ要素の外側ストライク点（OSP）領域で満たされたことが示される。キャンペーン後の構成部品の予備検査では、表面改質の目に見える兆候は見られなかったが、OSP領域における有意な正味侵食を示唆している。現在、これらの最初の兆候を確認するための広範な事後分析が進行中である。これらの結果は、侵食/再堆積（特に不純物に関連する）とタングステンファズ形成の間の複雑なバランスが、トカマク条件において考慮される必要があることを強調している。