The provision of a particle and power exhaust solution which is compatible with first-wall components and edge-plasma conditions is a key area of present-day fusion research and mandatory for a successful operation of ITER and DEMO. The work package plasma-facing components (WP PFC) within the European fusion programme complements with laboratory experiments, i.e. in linear plasma devices, electron and ion beam loading facilities, the studies performed in toroidally confined magnetic devices, such as JET, ASDEX Upgrade, WEST etc. The connection of both groups is done via common physics and engineering studies, including the qualification and specification of plasma-facing components, and by modelling codes that simulate edge-plasma conditions and the plasma–material interaction as well as the study of fundamental processes. WP PFC addresses these critical points in order to ensure reliable and efficient use of conventional, solid PFCs in ITER (Be and W) and DEMO (W and steel) with respect to heat-load capabilities (transient and steady-state heat and particle loads), lifetime estimates (erosion, material mixing and surface morphology), and safety aspects (fuel retention, fuel removal, material migration and dust formation) particularly for quasi-steady-state conditions. Alternative scenarios and concepts (liquid Sn or Li as PFCs) for DEMO are developed and tested in the event that the conventional solution turns out to not be functional. Here, we present an overview of the activities with an emphasis on a few key results: (i) the observed synergistic effects in particle and heat loading of ITER-grade W with the available set of exposition devices on material properties such as roughness, ductility and microstructure; (ii) the progress in understanding of fuel retention, diffusion and outgassing in different W-based materials, including the impact of damage and impurities like N; and (iii), the preferential sputtering of Fe in EUROFER steel providing an in situ W surface and a potential first-wall solution for DEMO.
現在の核融合研究において、第一壁コンポーネントおよび周辺プラズマ条件と適合可能な粒子・排熱ソリューションの提供は主要な課題であり、ITERおよびDEMOの成功裡の運転には必須である。欧州核融合プログラム内のワークパッケージ「プラズマ対向コンポーネント（WP PFC）」は、リニアプラズマ装置や電子・イオンビーム照射施設における実験を通じて、JET、ASDEX Upgrade、WESTなどのトロイダル磁場閉じ込め装置で行われた研究を補完するものである。両グループの連携は、共通の物理・工学研究、プラズマ対向コンポーネントの認定・仕様策定、ならびに周辺プラズマ条件およびプラズマ–材料相互作用を模擬するモデリングコードによって実現される。WP PFCは、ITER（BeおよびW）およびDEMO（Wおよび鋼）における従来型固体プラズマ対向コンポーネントの信頼性および効率的利用を確保するため、熱負荷能力（定常および過渡的な熱・粒子負荷）、寿命評価（エロージョン、材料混合、表面形態変化）、ならびに安全面（燃料保持、燃料移行、ダスト生成）に特に重点を置いて取り組む。さらに、従来型ソリューションが機能しない場合に備え、液体Snまたは液体Liをプラズマ対向材料として用いる代替シナリオも開発されている。本稿では、これらの活動の概要を示し、特に以下の主要な成果に焦点を当てる：（i）ITERグレードWにおける粒子・熱負荷の相乗効果が材料特性（粗さ、微細組織）に及ぼす影響、（ii）異なるW基材料における燃料保持、拡散、脱離の理解の進展、特に損傷および不純物（Nなど）の影響、（iii）EUROFER鋼におけるFeの優先スパッタリングにより形成されるin-situ W表面層と、DEMO第一壁材料としての可能性。