The major increase in discharge duration and plasma energy in a next step DT fusion reactor will give rise to important plasma-material effects that will critically influence its operation, safety and performance.Erosion will increase to a scale of several centimetres from being barely measurable at a micron scale in today's tokamaks. Tritium co-deposited with carbon will strongly affect the operation of machines with carbon plasma facing components. Controlling plasma-wall interactions is critical to achieving high performance in present day tokamaks, and this is likely to continue to be the case in the approach to practical fusion reactors. Recognition of the important consequences of these phenomena stimulated an internationally co-ordinated effort in the field of plasma-surface interactions supporting the Engineering Design Activities of the International Thermonuclear Experimental Reactor project (ITER), and significant progress has been made in better understanding these issues. The paper reviews the underlying physical processes and the existing experimental database of plasma-material interactions both in tokamaks and laboratory simulation facilities for conditions of direct relevance to next step fusion reactors. Two main topical groups of interaction are considered: (i) erosion/redeposition from plasma sputtering and disruptions, including dust and flake generation and (ii) tritium retention and removal. The use of modelling tools to interpret the experimental results and make projections for conditions expected in future devices is explained. Outstanding technical issues and specific recommendations on potential R&D avenues for their resolution are presented.
次段階のDT核融合炉における放電時間とプラズマエネルギーの大幅な増加は、その運転、安全性、性能に決定的な影響を与える重要なプラズマ-材料効果を引き起こすだろう。侵食は、今日のトカマクではミクロンスケールでようやく測定可能な程度であるが、数センチメートルの規模にまで増大するだろう。炭素と共堆積したトリチウムは、炭素製プラズマ対向機器を有する装置の運転に強い影響を与えるだろう。プラズマ-壁相互作用の制御は、現在のトカマクにおいて高性能を達成するために極めて重要であり、実用核融合炉への接近においても同様であり続ける可能性が高い。これらの現象の重要な結果の認識は、国際熱核融合実験炉計画(ITER)の工学設計活動を支援するプラズマ-表面相互作用分野における国際的に調整された取り組みを促進し、これらの問題のより良い理解において大きな進歩が達成された。本論文は、次段階の核融合炉に直接関連する条件について、トカマクおよび実験室シミュレーション施設の両方におけるプラズマ-材料相互作用の基礎となる物理プロセスと既存の実験データベースをレビューする。相互作用の2つの主要なトピック群が考察される:(i)ダストおよびフレークの生成を含む、プラズマスパッタリングおよびディスラプションによる侵食/再堆積、および(ii)トリチウムの保持と除去。実験結果を解釈し、将来の装置で予想される条件に対する予測を行うためのモデリングツールの使用が説明される。未解決の技術的課題と、それらの解決のための潜在的な研究開発経路に関する具体的な推奨事項が提示される。