Plasma facing components are key to enduring high heat flux (HHF) loading from high-temperature plasma in nuclear fusion reactors. Understanding their thermal-mechanical behavior and cracking failure mechanisms related to structural designs and fabrication technologies during HHF loading is of great significance for improving their servicing performance and R&D (research and development) levels. In this study, a particular deep cracking failure process on the tungsten layer of a flat-type divertor mockup during 1800 cycles of 10 MW m−2 HHF loadings is completely monitored and measured with a special improved digital image correlation (DIC) technique. It is found that the DIC measurement under the HHF loading environment is improved successfully to capture fine deformation and strain fields with a spatial resolution less than 0.35 mm so that field strain on a 1 mm thick copper interlayer and deep crack initiation at several microns scale on the tungsten layer are measured out. Based on both full field and local strain and displacement measurements of the target divertor mockup, the thermal mechanical behaviors from deformation to crack initiation and propagation are successfully measured and traced. It is revealed that for the baseline copper interlayer design of a flat-type divertor mockup, the accumulation of plastic strain in the copper interlayer during ratcheting damage induces enough tensile stress on the tungsten layer during HHF cycles, leading to cracking and fracture failures even in its elastic state earlier than the copper LCF lifetime. Current Structural Design Criteria for ITER In-Vessel Components rules fail to cover this kind of ratcheting cracking failure mode in the design stage. New design models or mechanical validation rules to resolve this design blind spot should be established in the future.
プラズマ対向機器は、核融合炉内の高温プラズマによる高熱流束（HHF）負荷に耐えるための重要な構成要素である。核融合炉における高熱流束負荷下での熱機械的挙動と、構造設計および製造技術に関連するき裂破壊メカニズムの理解は、その保守性能および研究開発レベルの向上にとって極めて重要である。本研究では、平板型ダイバータモックアップのタングステン層における特定の深部き裂破壊プロセスを、改良されたデジタル画像相関（DIC）法を用いて、1800サイクルの10 MW m⁻²高熱流束負荷条件下で完全にモニタリングし、計測した。その結果、高熱流束負荷環境下でのDIC計測が改良され、0.35 mm未満の空間分解能で微細なひずみ場および変形場の取得に成功した。これにより、厚さ1 mmの銅中間層におけるひずみ場と、タングステン層における数ミクロンスケールの深部き裂発生が計測された。ダイバータモックアップの全体ひずみ場および局所ひずみ・変位計測に基づき、変形からき裂発生・進展に至るまでの熱機械的挙動の計測および追跡に成功した。その結果、平板型ダイバータモックアップの標準銅中間層設計において、ラチェッティング損傷中の銅中間層における塑性ひずみの蓄積が、高熱流束サイクル中にタングステン層に十分な引張応力を誘起し、タングステン層が弾性状態にあるにもかかわらず、銅の低サイクル疲労（LCF）寿命よりも早期にき裂発生および破壊に至ることが明らかとなった。現在のITER用真空容器内機器設計基準は、この種のラチェッティングき裂破壊モードを設計段階で考慮しておらず、この設計上の盲点を解決するための新たな設計モデルまたは機械的検証ルールの確立が今後必要である。