In future ITER operations, it is crucial to maintain the performance of plasma-facing components, particularly in regions subject to high thermal loads. Studies on component damage in existing tokamaks provide important reference data for predicting potential damage in ITER and future fusion devices, ensuring the most effective response strategies during future operations. In 2021, ITER-like W/Cu monoblocks featuring a large chamfer (1.5 mm × 17 mm) were installed on the lower divertor target of EAST. The structural design of W/Cu monoblocks with inclination angles can reduce the probability of melting but may also induce other types of damage, similar to the fish-scale surface of the divertor in ITER (toroidal bevel with a depth of 0.5 mm). After three plasma campaigns, post-mortem analysis identified significant surface damages, including crust formation, increased surface roughness, macrocracks, and other types of damage. The spatial distribution of damage is strongly correlated with the heat flux distribution and the degree of misalignment. At the leading edge areas, macrocracks are caused by plastic strain under steady-state heat loads, while microcracks are brittle cracks mainly caused by transient heat loads. The net-like cracks displayed four distinct morphological characteristics, attributed to variations in heat load and incident angles. Abnormal grain growth was observed in the vicinity of the melted components, with grain sizes reaching an extraordinary 7.1 mm. Both the formation and propagation of cracks were related to material degradation, such as the reduction of mechanical strength, the decrease in fracture toughness, and increased embrittlement. Molten tungsten (W) and low-Z carbon impurities can react to form tungsten carbide (W2C) at extremely high temperatures. Such damages on W/Cu monoblocks for the lower divertor in EAST provide critical insights into the service performance of these ITER-like W/Cu monoblocks, which can provide important reference data for the future use in ITER and other fusion reactor devices.
将来のITER運転において、特に高い熱負荷にさらされる領域では、プラズマ対向機器の性能を維持することが極めて重要である。既存のトカマクにおける機器損傷の研究は、ITERおよび将来の核融合装置における潜在的損傷を予測し、将来の運転中に最も効果的な対応戦略を確保するための重要な参照データを提供する。2021年、大きな面取り（1.5 mm × 17 mm）を特徴とするITER類似のW/CuモノブロックがEASTの下部ダイバータターゲットに設置された。傾斜角を有するW/Cuモノブロックの構造設計は、溶融の可能性を低減できるが、ITERのダイバータの魚鱗状表面（深さ0.5 mmのトロイダルベベル）と同様に、他の種類の損傷を誘発する可能性もある。3回のプラズマキャンペーンの後、事後分析により、地殻形成、表面粗さの増加、マクロクラック、その他の種類の損傷を含む顕著な表面損傷が特定された。損傷の空間分布は、熱流束分布および位置ずれの程度と強く相関している。リーディングエッジ領域では、マクロクラックは定常熱負荷下での塑性ひずみによって引き起こされ、一方、ミクロクラックは主に過渡熱負荷によって引き起こされる脆性き裂である。網状のき裂は、熱負荷と入射角の変化に起因する4つの明確な形態的特徴を示した。溶融したコンポーネントの近傍で異常粒成長が観察され、粒径は驚異的な7.1 mmに達した。き裂の形成と伝播はどちらも、機械的強度の低下、破壊靱性の減少、脆化の増加などの材料劣化に関連していた。溶融タングステン（W）と低Z炭素不純物は、極めて高温で反応して炭化タングステン（W2C）を形成する可能性がある。EASTの下部ダイバータ用W/Cuモノブロックにおけるこのような損傷は、これらのITER類似W/Cuモノブロックの使用性能に関する重要な知見を提供し、ITERおよび他の核融合炉装置での将来の使用のための重要な参照データを提供することができる。