The interaction between the edge-plasma in a fusion reactor and the surrounding first-wall components is one of the main issues for the realisation of fusion energy power plants. The EUROfusion Work Package on plasma-facing components addresses the key areas of plasma-surface interaction in view of ITER and DEMO operation, which are mostly related to material erosion, surface damage and fuel retention. These aspects are both investigated experimentally (in tokamaks, linear plasma devices and lab experiments) and by modelling. Here, selective results regarding the main research topics are presented: in the area of tungsten (W) surface modifications, the interplay between W fuzz formation and W fuzz erosion depends strongly on the local plasma and surface conditions, as demonstrated by tokamak experiments. Complementary, experimental findings on the dependence of erosion on the surface structure in lab-scale experiments have led to the successful implementation of surface structure effects in numerical modelling. The qualification of ITER-like monoblocks at high fluences of up to 1031 D m−2 in linear plasma facilities has shown no visible damages at cold plasma conditions. However, experiments with simultaneous plasma and pulsed heat loading (edge-localized modes simulations) show that synergistic effects can lower the W damage thresholds. Additionally, fuel retention studies show that nitrogen as a plasma impurity increases the fuel retention in W, and that deuterium implanted in the surface of W is capable of stabilizing displacement damages caused by neutron damage. Finally, the implications of these results on ITER and DEMO operation are discussed and an outlook on follow-up experiments is given: the results indicate that there are possible impacts on the ITER divertor lifetime and tritium removal. Other areas like the divertor shaping and the erosion need additional investigations in the future to quantify the impact on ITER and DEMO operation.
核融合炉におけるプラズマ対向機器と周辺プラズマとの相互作用は、核融合エネルギーの発電所実現に向けた主要な課題の一つである。EUROfusionのプラズマ対向機器に関するワークパッケージは、ITERおよびDEMOの運転を見据えたプラズマ・表面相互作用の主要分野を対象としており、その多くは材料の損耗、表面損傷、燃料保持に関連するものである。これらの側面は、(トカマク、線形プラズマ装置、実験室実験における)実験的調査とモデリングの両方によって研究されている。ここでは、主要な研究テーマに関する選択的な結果を示す:タングステン(W)の表面改質の分野では、Wフズの形成とWフズの損耗との間の相互作用は、トカマク実験で実証されたように、局所的なプラズマおよび表面条件に強く依存する。補完的に、実験室規模の実験における表面構造への損耗の依存性に関する実験的知見は、数値モデリングにおける表面構造効果の実装成功につながった。線形プラズマ装置における最大10³¹ D m⁻²の高フルエンスでのITER類似モノブロックの認定試験では、低温プラズマ条件下で目に見える損傷は示されなかった。しかし、プラズマとパルス熱負荷(ELM模擬)を同時に印加した実験では、相乗効果がWの損傷閾値を低下させ得ることが示された。さらに、燃料保持に関する研究では、プラズマ不純物としての窒素がW中の燃料保持を増加させること、そしてW表面に注入された重水素が中性子損傷によって引き起こされた転位損傷を安定化できることが示された。最後に、これらの結果がITERおよびDEMOの運転に与える影響について考察し、今後の実験の見通しを示す:結果は、ITERダイバータの寿命とトリチウム除去に影響を及ぼす可能性があることを示している。ダイバータのシェイピングや損耗などの他の分野については、ITERおよびDEMOの運転への影響を定量化するために、将来の追加調査が必要である。