In tokamak devices, the lower hybrid current drive (LHCD) is remarkably efficient for steady-state plasma operation. However, hotspots are often found on the guard limiters in multiple machines with increasing injected power from the LHCD. This study reports the first experimental observation of TZM (titanium–zirconium–molybdenum alloy) limiter melting induced by lower hybrid wave (LHW)-generated fast keV electrons in the Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) tokamak. Infrared camera and hard x-ray diagnostics reveal that when 4.6 GHz LHW2 power was injected, fast electrons deposited along magnetic field lines onto the TZM limiter surface magnetically connected to the antenna, forming localized hotspots that ultimately led to melting. Heat load simulations with ANSYS demonstrate that parallel heat flux deposited on the TZM surface was increased by about 13 times compared with the background plasma heat flux. Post mortem analysis shows melt motion of up to 19.6 mm along the direction, which also coincides with the direction of gravity without droplet ejection. The lesson learned from the melting of TZM tiles is that the melt pool would remain relatively stable with melt motion driven by forces tangential to the melt pool. Unlike previous tungsten melting on a divertor with droplet ejection, which eventually caused plasma disruption, a stable melt pool is not likely to eject droplets. However, such a scenario could change if a geometric obstacle is in the way of melt motion. Thus, melting of a large tile in a future fusion device may not have a noticeable impact on plasma operation provided that the melt pool does not move to the edge of the plasma-facing component (PFC). The molten region exhibited distinct grain layering, including columnar grains (depth ∼2.2 mm) and equiaxed grains (recrystallized zone), indicating deep thermal gradients due to prolonged fast electron exposure. The presence of frozen capillary waves and high apparent contact angles (∼90°) on the surface confirms solidification-dominated suppression of melt spreading, previously observed in ASDEX Upgrade experiments. These findings provide critical insights for optimizing PFC design and mitigating thermal damage under LHW heating in future fusion devices.
トカマク装置において、低域混成波電流駆動(LHCD)は定常プラズマ運転に対して極めて効率的である。しかしながら、LHCDからの入射電力の増大に伴い、複数の装置のガードリミターにホットスポットがしばしば見られる。本研究は、EASTトカマクにおいて、低域混成波(LHW)によって生成されたkeV級の高速電子によって誘起されたTZM(チタン–ジルコニウム–モリブデン合金)リミターの溶融を初めて実験的に観測したことを報告する。赤外線カメラおよび硬X線診断により、4.6GHzのLHW2電力が入射されたとき、高速電子が磁力線に沿って、アンテナに磁気的に接続されたTZMリミター表面に堆積し、局所的なホットスポットを形成して最終的に溶融に至ったことが明らかになった。ANSYSを用いた熱負荷シミュレーションは、TZM表面に堆積した平行熱流束が、背景プラズマ熱流束と比較して約13倍に増加したことを示している。事後分析により、液滴放出を伴わずに、重力の方向とも一致する方向に沿って最大19.6mmの溶融移動が示された。TZMタイルの溶融から得られた教訓は、溶融池に接線方向の力によって駆動される溶融移動を伴う場合でも、溶融池は比較的安定に保たれるということである。液滴放出を伴い最終的にプラズマディスラプションを引き起こした、ダイバータにおける先行のタングステン溶融とは異なり、安定な溶融池は液滴を放出する可能性は低い。しかしながら、そのようなシナリオは、溶融移動の経路上に幾何学的障害物がある場合には変わり得る。したがって、将来の核融合装置における大型タイルの溶融は、溶融池がプラズマ対向機器(PFC)の端部に移動しない限り、プラズマ運転に顕著な影響を与えない可能性がある。溶融領域は、柱状晶(深さ約2.2mm)および等軸晶(再結晶領域)を含む明確な結晶粒層状構造を示し、長時間の高速電子曝露による深い熱勾配を示唆している。表面における凍結したキャピラリー波と高い見かけの接触角(約90°)の存在は、ASDEX Upgrade実験で以前に観察された、溶融広がりの凝固支配的抑制を裏付けている。これらの知見は、将来の核融合装置におけるLHW加熱下でのPFC設計の最適化と熱損傷の緩和に重要な洞察を提供する。