The use of beryllium, carbon and tungsten as plasma-facing materials (PFMs) in ITER calls for dedicated investigations on their behaviour under the expected particle and power loads and neutron irradiation. Their simultaneous use implies the formation of mixed materials during plasma operation, which can have significantly different properties compared with the initial materials concerning thermo-mechanical behaviour and T retention. This contribution presents the latest results on these issues mainly achieved under the umbrella of the European taskforce on plasma wall interaction. While laboratory results provide the basis for the understanding of the basic properties and the behaviour of PFMs, experiments in fusion devices are indispensable in order to test their integral performance, incorporating also the internal feedback on the plasma properties. For this reason ASDEX Upgrade has been converted to a full W device, while JET is beginning operation with its ITER-like wall consisting of Be main chamber plasma-facing components and a W divertor. In parallel, dedicated W experiments are performed in several devices in order to investigate specific uncertainties such as the characteristics of melt-layer movement in the presence of a strong magnetic field. Based on the results on ASDEX Upgrade, which reveal a narrower operational space as compared with the operation with graphite plasma-facing components but also provide tools for a successful operation with tungsten, the experiments at JET will provide a unique opportunity to address specific issues related to the parallel use of Be and W as PFMs with plasma parameters closest to those of ITER. Amongst these are the anticipated but still to be demonstrated reduction in hydrogen retention compared with a carbon device, the test of conditioning procedures, mixed materials effects, erosion and transport, the effect of edge localized modes (ELMs) and ELM mitigation methods as well as the behaviour of melt layers and their influence on plasma operation under steady state and transient heat loads.
ベリリウム、炭素、タングステンをITERのプラズマ対向材料（PFM）として使用することは、予想される粒子負荷、中性子照射下でのそれらの挙動に関する専用の調査を必要とする。それらの同時使用は、プラズマ運転中の混合材料の形成を意味し、これは熱機械的挙動およびトリチウム保持に関して、初期材料と比較して有意に異なる特性を有し得る。本稿では、主に欧州のプラズマ・壁相互作用タスクフォースの下で達成されたこれらの問題に関する最新の結果を提示する。実験室での結果がPFMの基本特性と挙動の理解の基礎を提供する一方で、核融合装置での実験は、プラズマ特性への内部フィードバックも組み込んだ、それらの統合的性能を検証するために不可欠である。このため、ASDEX Upgradeは全面W装置に転換され、一方JETはベリリウム製の主チャンバー対向部品とWダイバータからなるITER類似壁を用いた運転を開始している。並行して、強磁場中での溶融層移動の特性などの特定の不確実性を調査するために、複数の装置で専用のW実験が実施されている。ASDEX Upgradeでの結果は、グラファイト製プラズマ対向部品を用いた運転と比較して運転領域が狭いことを示す一方で、タングステンを用いた運転を成功させるためのツールも提供している。JETでの実験は、ITERに最も近いプラズマパラメータを用いて、BeとWをPFMとして併用することに関連する特定の問題に取り組む独自の機会を提供するであろう。これには、炭素装置と比較した水素保持の低減（予想されているが未だ実証されていない）、コンディショニング手順の試験、混合材料効果、損耗と輸送、ELMの影響とELM緩和手法、ならびに定常および過渡熱負荷下での溶融層の挙動とそのプラズマ運転への影響が含まれる。