Next step fusion devices will face unprecedented heat loads and particle fluence with thousands of hours of plasma exposure on plasma-facing components (PFCs) cumulated over the entire lifetime of the device. These components must guarantee an acceptable lifetime, reliable heat exhaust capabilities (10–15 MW m−2 power fluxes in steady state) and a high level of resilience after multiple thermal stresses generated by combined steady-state heat loads and transient events, such as edge localized modes (ELMs) or disruptions. An extensive tungsten (W) PFC testing work-programme has been conducted in the WEST (Tungsten Environment in Steady State Tokamak) and ASDEX Upgrade (AUG) tokamaks, taking advantage of key capabilities and strengths of the two machines. WEST is a superconducting tokamak with long pulse duration capabilities currently equipped with an ITER-grade actively cooled divertor, including shaped monoblocks with a 0.5 mm height toroidal bevel as foreseen for ITER, while AUG allows the exposure of dedicated tile-sized samples (with different geometries, gap sizes, slopes and materials) in ELMy H-mode discharges using its divertor manipulator DIM-II system. The first part of the paper reports on the 4 year long operation of the ITER-grade PFCs in WEST since the commissioning of the divertor in 2022. The second part of the paper presents dedicated experiments performed in AUG and WEST in order to study W failure modes, W melting across toroidal gaps (during sustained or transient melting) and the impact of the runaway electrons on W material. The results reported here provide new information on the W material response (e.g. heating, cracking or melting) of direct relevance to ITER.
次世代核融合装置は、装置の全寿命にわたって累積される数千時間のプラズマ曝露による、前例のない熱負荷と粒子フルエンスに直面するだろう。これらの機器は、許容可能な寿命、信頼性の高い排熱能力（定常状態で10–15 MW m−2の熱流束）、および定常熱負荷と周辺局在モード（ELMs）やディスラプションなどの過渡事象の組み合わせによって生じる複数の熱応力後の高い耐性を保証しなければならない。WEST（Tungsten Environment in Steady State Tokamak）およびASDEX Upgrade（AUG）トカマクにおいて、両装置の主要な能力と強みを活かした広範なタングステン（W）PFC試験作業プログラムが実施されてきた。WESTは、長パルス運転能力を備えた超伝導トカマクであり、現在、ITER用に想定された0.5 mm高さのトロイダルベベルを有する成形モノブロックを含むITER級の能動冷却ダイバータを装備している。一方、AUGは、そのダイバータマニピュレータDIM-IIシステムを用いて、ELMy Hモード放電において専用のタイルサイズ試料（異なる形状、ギャップ幅、傾斜、材料を持つ）の曝露を可能にする。本論文の第一部では、2022年のダイバータのコミッショニング以来のWESTにおけるITER級PFCの4年間にわたる運転について報告する。第二部では、Wの破損モード、トロイダルギャップを横切るWの溶融（持続的または過渡的な溶融中）、および逃走電子のW材料への影響を研究するためにAUGとWESTで実施された専用の実験について述べる。ここで報告される結果は、ITERに直接関連するW材料の応答（例えば、加熱、き裂、溶融）に関する新たな情報を提供する。