The tungsten (W) material in the high heat flux regions of the ITER divertor will be exposed to high fluxes of low-energy particles (e.g. H, D, T, He, Ne and/or N). Combined with long-pulse operations, this implies fluences well in excess of the highest values reached in today's tokamak experiments. Shaping of the individual monoblock top surface and tilting of the vertical targets for leading-edge protection lead to an increased surface heat flux, and thus increased surface temperature and a reduced margin to remain below the temperature at which recrystallization and grain growth begin. Significant morphology changes are known to occur on W after exposure to high fluences of low-energy particles, be it H or He. An analysis of the formation conditions of these morphology changes is made in relation to the conditions expected at the vertical targets during different phases of operations. It is concluded that both H and He-related effects can occur in ITER. In particular, the case of He-induced nanostructure (also known as 'fuzz') is reviewed. Fuzz formation appears possible over a limited region of the outer vertical target, the inner target being generally a net Be deposition area. A simple analysis of the fuzz growth rate including the effect of edge-localized modes (ELMs) and the reduced thermal conductivity of fuzz shows that the fuzz thickness is likely to be limited by the occurrence of annealing during ELM-induced thermal excursions. Not only the morphology, but the material mechanical and thermal properties can be modified by plasma exposure. A review of the existing literature is made, but the existing data are insufficient to conclude quantitatively on the importance and extent of these effects for ITER. As a consequence of the high surface temperatures in ITER, W recrystallization is an important effect to consider, since it leads to a decrease in material strength. An approach is proposed here to develop an operational budget for the W material, i.e. the time the divertor material can be operated at a given temperature before a significant fraction of the material is recrystallized. In general, while it is clear that significant surface damage can occur during ITER operations, the tolerable level of damage in terms of plasma operations currently remains unknown.
タングステン（W）材料は、ITERダイバータの高熱流束領域において、低エネルギー粒子（例：H、D、T、He、Ne、および/またはN）の高フラックスに曝露されることになる。長時間パルス運転と組み合わせることで、これは今日のトカマク実験で到達される値をはるかに超えるフルエンスを意味する。個々のモノブロック上面の成形および垂直ターゲットの傾斜によるリーディングエッジ保護は、表面熱流束の増大をもたらし、したがって表面温度の上昇と、再結晶および粒成長が開始する温度以下に留まる余裕の減少を引き起こす。低エネルギー粒子（HまたはHeのいずれか）の高フルエンス曝露後には、W表面に顕著な形態変化が生じることが知られている。本論文では、これらの形態変化の形成条件について、運転の異なるフェーズにおける垂直ターゲットで予想される条件との関連で分析を行う。H関連およびHe関連の両方の効果がITERで発生し得ると結論付けられる。特に、He誘起ナノ構造（「ファズ」としても知られる）のケースについて考察する。ファズ形成は、外側垂直ターゲットの限られた領域で可能性があり、内側ターゲットは概ね正味のBe堆積領域である。ELM（周辺局在モード）の影響とファズの熱伝導率低下を含むファズ成長速度の簡単な解析により、ファズ厚さはELMによる熱過渡事象中のアニーリング発生によって制限される可能性が高いことが示される。形態だけでなく、材料の機械的および熱的特性もプラズマ曝露によって変更され得る。既存の文献のレビューを行うが、ITERに対するこれらの効果の重要性と程度を定量的に結論付けるには、既存のデータは不十分である。ITERにおける高い表面温度の結果として、Wの再結晶は考慮すべき重要な効果であり、材料強度の低下をもたらす。W材料の運転予算を構築するアプローチを提案する。すなわち、ダイバータ材料の有意な割合が再結晶する前に、所定の温度で運転できる時間である。一般的に、ITER運転中に有意な表面損傷が発生し得ることは明らかであるが、プラズマ運転の観点からの許容損傷レベルは現時点では不明のままである。