The influence of recrystallization on thermal shock resistance has been identified as an issue that may influence the long term performance of ITER tungsten (W) divertor components. To investigate this issue a unique series of experiments has been performed on ITER divertor W monoblock mock-ups in three EU high heat flux facilities: GLADIS (neutral beam), JUDITH 2 (electron beam) and Magnum-PSI (plasma beam). To simulate ITER mitigated edge localised modes, heat fluxes between 0.11 and 0.6 GW m−2 were applied for Δt < 1 ms. Two different base temperatures, Tbase = 1200 °C and 1500 °C, were chosen on which ~18 000/100 000 transient events were superimposed representing several full ITER burning plasma discharges in terms of number of transients and particle fluence. An increase in roughening for both e-beam and plasma loaded surfaces was observed when loading during or after recrystallization and when loading at higher temperature. However, regarding the formation of cracks and microstructural modifications the response was different for e-beam and plasma loaded surfaces. The samples loaded in Magnum-PSI did not crack nor show any sign of recrystallization, even at Tbase = 1500 °C. This could be a dynamic hydrogen flux effect, because pre-loading of samples with hydrogen neutrals (GLADIS) or without hydrogen (e-beam JUDITH 2) did not yield this result. These results show clearly that the loading method used when investigating and qualifying the thermal shock performance of materials for ITER and future fusion reactors can play an important role. This should be properly accounted for and in fact should be the subject of further R&D.
再結晶が熱衝撃耐性に及ぼす影響は、ITERタングステン（W）ダイバータ構成部品の長期性能に影響を及ぼし得る課題として認識されている。この課題を調査するため、3つのEU高熱流束施設、すなわちGLADIS（中性粒子ビーム）、JUDITH 2（電子ビーム）、Magnum-PSI（プラズマビーム）において、ITERダイバータWモノブロック模擬試験体を用いた独自の一連の実験が実施された。ITERの緩和端部局在モードを模擬するため、0.11〜0.6 GW m⁻²の熱流束がΔt＜1 msで印加された。2つの異なるベース温度、T_base＝1200 °Cおよび1500 °Cが選択され、その上に約18,000回／100,000回の過渡事象が重畳され、過渡回数と粒子フルエンスの点で数回のITER完全燃焼プラズマ放電に相当するものであった。再結晶中または再結晶後の負荷時、およびより高い温度での負荷時には、電子ビームおよびプラズマ負荷表面の両方において粗面化の増大が観察された。しかしながら、き裂の発生と微細組織変化に関しては、電子ビーム負荷表面とプラズマ負荷表面とで異なる応答を示した。Magnum-PSIで負荷された試料は、T_base＝1500 °Cにおいても、き裂は発生せず、再結晶の兆候も示さなかった。これは動的水素フラックス効果である可能性がある。なぜなら、水素中性粒子（GLADIS）または水素なし（電子ビームJUDITH 2）で試料を事前負荷した場合には、この結果が得られなかったためである。これらの結果は、ITERおよび将来の核融合炉向け材料の熱衝撃性能を調査・評価する際に用いる負荷方法が重要な役割を果たし得ることを明確に示している。このことは適切に考慮されるべきであり、実際にさらなる研究開発の対象とされるべきである。