Graphite wall materials are used in present day fusion devices in order tooptimize plasma core performance and to enable access to a large operationalspace. A large physics database exists for operation with these plasma facingmaterials, which also indicate their use in future devices with extended burntimes. The radiation from carbon impurities in the edge and divertor regionsstrongly helps to reduce the peak power loads on the strike areas, but carbonradiation also supports the formation of MARFE instabilities which can hinderaccess to high densities. The main concerns with graphite are associated withits strong chemical affinity to hydrogen, which leads to chemical erosion andto the formation of hydrogen-rich carbon layers. These layers can store asignificant fraction of the total tritium fuel, which might prevent the use ofthese materials in future tritium devices. High-Z plasma facing materialsare much more advantageous in this sense, but these advantages compete withthe strong poisoning of the plasma if they enter the plasma core. Newpromising experiences have been obtained with high-Z wall materials inseveral devices, about which a survey is given in this paper and which alsoaddresses open questions for future research and development work.
グラファイト壁材料は、プラズマコア性能を最適化し、広い運転領域へのアクセスを可能にするために、現在の核融合装置で使用されている。これらのプラズマ対向材料を用いた運転については、大規模な物理データベースが存在し、それらは延長された燃焼時間を有する将来の装置での使用も示唆している。周辺部およびダイバータ領域における炭素不純物からの放射は、打撃部へのピーク熱負荷を低減する上で強力な助けとなるが、炭素放射はMARFE不安定性の形成も促進し、高密度へのアクセスを妨げる可能性がある。グラファイトに関する主な懸念事項は、水素に対するその強い化学親和性に関連しており、これが化学エロージョンと水素リッチな炭素層の形成をもたらす。これらの層は総トリチウム燃料インベントリの有意な割合を蓄積する可能性があり、そのため将来のトリチウム使用装置でのグラファイト使用を妨げる可能性がある。高Zプラズマ対向材料はこの点で大幅に有利であるが、これらの利点は、プラズマコアへの混入時にプラズマを強く劣化させるという問題と競合する。複数の装置において高Z壁材料を用いた新たな有望な成果が得られており、本論文ではその概要を示すとともに、今後の研究開発作業における未解決の課題にも言及する。