It is estimated that pilot plants and reactors may experience rates of net erosion and deposition of solid plasma facing component (PFC) material of 103–105 kg yr−1. Even if the net erosion (wear) problem can be solved, the redeposition of so much material has the potential for major interference with operation, including disruptions due to so-called 'unidentified flying objects (UFOs)' and unsafe dust levels. The potential implications appear to be no less serious than for plasma contact with the divertor target: a dust explosion or a major UFO-disruption could be as damaging for an actively-cooled deuterium-tritium (DT) tokamak as target failure. It will therefore be necessary to manage material deposits to prevent their fouling operation. This situation appears to require a fundamental paradigm shift with regard to meeting the challenge of taming the plasma–material interface: it appears that any acceptable solid PFC material will in effect be flow-through, like liquid–metal PFCs, although at far lower mass flow rates. Solid PFC material will have to be treated as a consumable, like brake pads in cars. ITER will use high-Z (tungsten) armor on the divertor targets and low-Z (beryllium) on the main walls. The ARIES-AT reactor design calls for a similar arrangement, but with SiC cladding on the main walls. Non-metallic low-Z refractory materials such as ceramics (graphite, SiC, etc) used as in situ replenishable, relatively thin—of order mm—claddings on a substrate which is resistant to neutron damage could provide a potential solution for the main walls, while reducing the risk of degrading the confined plasma. Separately, wall conditioning has proven essential for achieving high performance. For DT devices, however, standard methods appear to be unworkable, but recently powder droppers injecting low-Z material ∼continuously into discharges have been quite effective and may be usable in DT devices as well. The resulting massive generation of low-Z debris, however, has the same potential to seriously disrupt operation as noted above. Powder droppers provide a unique opportunity to carry out controlled studies on the management of low-Z slag in all current tokamaks, independent of whether their protection tiles use low-Z or high-Z material.
パイロットプラントや原子炉では、固体プラズマ対向材料（PFC）の正味の侵食・再堆積速度が10^3〜10^5 kg yr⁻¹に達する可能性があると推定されている。正味の侵食（摩耗）問題が解決されたとしても、これほど多量の材料の再堆積は、いわゆる「未確認飛行物体（UFO）」によるディスラプションや安全でないダストレベルなど、運転への重大な干渉を引き起こす可能性がある。その潜在的影響は、プラズマがダイバータターゲットに接触する場合と同様に深刻であり得る。ダスト爆発や大規模なUFOによるディスラプションは、水冷式重水素-トリチウム（DT）トカマクにとって、ターゲットの破損と同程度の損傷をもたらし得る。したがって、材料堆積物を管理して運転を妨げないようにすることが必要となる。この状況は、プラズマ-材料界面を制御するという課題に取り組むにあたり、根本的なパラダイムシフトを必要とするように思われる。すなわち、許容可能な固体PFC材料は、液体金属PFCと同様に、実質的にフロースルー方式であるべきだが、質量流量ははるかに低くてよい。固体PFC材料は、自動車のブレーキパッドと同様に、消耗品として扱わなければならない。ITERは、ダイバータターゲットに高Z材料（タングステン）のアーマーを使用し、主壁には低Z材料（ベリリウム）を使用する。ARIES-AT原子炉設計も同様の構成を採用しているが、主壁にSiC被覆を使用する。セラミックス（グラファイト、SiCなど）などの非金属低Z難燃材料を、中性子損傷に耐性のある基板上に、その場で補充可能な比較的薄い（数mm程度の）被覆として使用することは、主壁の潜在的な解決策となり得るとともに、閉じ込めプラズマを劣化させるリスクを低減できる。さらに、壁調整は高性能を達成するために不可欠であることが実証されている。しかし、DT装置では標準的な方法は適用不可能と思われるが、最近では低Z材料を連続的にプラズマへ注入する粉末供給装置が非常に効果的であることが示されており、DT装置でも使用可能かもしれない。しかし、その結果生じる大量の低Zデブリは、上述したように運転を深刻に妨害する可能性を同様に有する。粉末供給装置は、保護タイルが低Z材料か高Z材料かを問わず、すべての現行トカマクにおいて、低Zスラグ管理に関する制御された研究を実施する独自の機会を提供する。