We assess key plasma–surface interaction issues of an all-metal plasma facing component (PFC) system for ITER, in particular a tungsten divertor, and a beryllium or tungsten first wall. Such a system eliminates problems with carbon divertor erosion and T/C codeposition, and for an all-tungsten system would better extrapolate to post-ITER devices. The issues studied are sputtering, transport and formation of mixed surface layers, tritium codeposition, plasma contamination, edge-localized mode (ELM) response and He-on-W irradiation effects. Code package OMEGA computes PFC sputtering erosion/redeposition in an ITER full power D–T plasma with convective edge transport. The HEIGHTS package analyses plasma transient response. PISCES and other data are used with code results to assess PFC performance. Predicted outer-wall sputter erosion rates are acceptable for Be (0.3 nm s−1) or bare (stainless steel/Fe) wall (0.05 nm s−1) for the low duty factor ITER, and are very low (0.002 nm s−1) for W. T/Be codeposition in redeposited wall material could be significant (∼2 gT/400 s-ITER pulse). Core plasma contamination from wall sputtering appears acceptable for Be (∼2%) and negligible for W (or Fe). A W divertor has negligible sputter erosion, plasma contamination and T/W codeposition. Be can grow at/near the strike point region of a W divertor, but for the predicted maximum surface temperature of ∼800 °C, deleterious Be/W alloy formation as well as major He/W surface degradation will probably be avoided. ELMs are a serious challenge to the divertor, but this is true for all materials. We identify acceptable ELM parameters for W. We conclude that an all-metal PFC system is likely a much better choice for ITER D–T operation than a system using C. We discuss critical R&D needs, testing requirements, and suggest employing a 350–400 °C baking capability for T/Be reduction and using a deposited tungsten first wall test section.
我々は、ITER用のオールメタルプラズマ対向コンポーネント（PFC）システム、特にタングステンダイバータとベリリウムまたはタングステンの第一壁における、主要なプラズマ–表面相互作用の課題を評価する。このようなシステムは、炭素ダイバータのスパッタリング損耗およびT/C共堆積に関する問題を排除し、オールタングステンシステムは、ITER以降の装置への外挿により適している。検討した課題は、スパッタリング、輸送および混合表面層の形成、トリチウム共堆積、プラズマ汚染、周辺局在モード（ELM）応答、ならびにHe–W照射効果である。コードパッケージOMEGAは、対流的な周辺輸送を伴うITERフルパワーD–TプラズマにおけるPFCのスパッタリング損耗/再堆積を計算する。HEIGHTSパッケージは、プラズマ過渡応答を解析する。PISCESおよびその他のデータをコード結果と併用して、PFC性能を評価する。予測される外壁スパッタリング損耗率は、低デューティファクターのITERにおいて、Be（0.3 nm s⁻¹）またはベア（ステンレス鋼/Fe）壁（0.05 nm s⁻¹）に対して許容可能であり、Wに対しては非常に低い（0.002 nm s⁻¹）。再堆積した壁材料中のT/Be共堆積は、有意であり得る（∼2 gT/400 s-ITERパルス）。壁スパッタリングによるコアプラズマ汚染は、Be（∼2%）に対して許容可能であり、W（またはFe）に対しては無視できる程度である。Wダイバータは、スパッタリング損耗、プラズマ汚染、およびT/W共堆積が無視できる程度である。BeはWダイバータのストライク点領域で成長し得るが、予測される最大表面温度∼800°Cでは、有害なBe/W合金形成および主要なHe/W表面劣化はおそらく回避されるであろう。ELMはダイバータにとって深刻な課題であるが、これはすべての材料に当てはまる。我々はWに対する許容可能なELMパラメータを特定する。ITERのD–T運転には、Cを使用するシステムよりもオールメタルPFCシステムの方がはるかに良い選択肢であると結論付ける。我々は、重要なR&Dニーズと試験要件について議論し、T/Be低減のための350–400°Cベーキング能力の採用と、堆積タングステン第一壁試験セクションの使用を提案する。