In the experimental fusion reactor ITER, beryllium will be applied as first wall armor material. However, the ITER-like wall project at JET already experienced that the relatively low melting temperature of beryllium can easily be exceeded during plasma operation. Therefore, a detailed study was carried out on S-65 beryllium under various transient, ITER-relevant heat loads that were simulated in the electron beam facility JUDITH 1. Hereby, the absorbed power densities were in the range of 0.15–1.0 GW m−2 in combination with pulse durations of 1–10 ms and pulse numbers of 1–1000.In metallographic cross sections, the emergence of a transition region in a depth of ~70–120 µm was revealed. This transition region was characterized by a strong segregation of oxygen at the grain boundaries, determined with energy dispersive x-ray spectroscopy element mappings. The oxide segregation strongly depended on the maximum temperature reached at the end of the transient heat pulse in combination with the pulse duration. A threshold for this process was found at 936 °C for a pulse duration of 10 ms. Further transient heat pulses applied to specimens that had already formed this transition region resulted in the overheating and melting of the material. The latter occurred between the surface and the transition region and was associated with a strong decrease of the thermal conductivity due to the weakly bound grains across the transition region. Additionally, the transition region caused a partial separation of the melt layer from the bulk material, which could ultimately result in a full detachment of the solidified beryllium layers from the bulk armor. Furthermore, solidified beryllium filaments evolved in several locations of the loaded area and are related to the thermally induced crack formation. However, these filaments are not expected to account for an increase of the beryllium net erosion.
核融合実験炉ITERでは、ベリリウムが第一壁の装甲材料として適用される予定である。しかし、JETにおけるITER類似壁プロジェクトでは、ベリリウムの比較的低い溶融温度がプラズマ運転中に容易に超えられ得ることがすでに判明している。そこで、電子ビーム施設JUDITH 1において模擬された、ITERに関連する様々な過渡的熱負荷下でのS-65ベリリウムについて詳細な研究を実施した。ここでは、吸収電力密度は0.15〜1.0 GW m⁻²の範囲であり、パルス時間は1〜10 ms、パルス数は1〜1000回とした。金属組織学的断面において、深さ約70〜120 µmの位置に遷移領域の出現が明らかになった。この遷移領域は、エネルギー分散型X線分光法による元素マッピングで決定された、結晶粒界における酸素の強い偏析を特徴としていた。この酸化物の偏析は、過渡的熱パルス終了時に到達する最高温度とパルス時間の組み合わせに強く依存していた。このプロセスのしきい値は、パルス時間10 msにおいて936 °Cであることが見出された。この遷移領域をすでに形成した試験片にさらなる過渡的熱パルスを印加したところ、材料の過熱と溶融が生じた。後者は表面と遷移領域の間で発生し、遷移領域全体にわたる粒界結合の弱い粒子による熱伝導率の大幅な低下と関連していた。さらに、遷移領域は溶融層のバルク材料からの部分的な分離を引き起こし、最終的には固化したベリリウム層のバルク装甲からの完全な剥離をもたらす可能性がある。さらに、固化したベリリウム繊維が負荷領域の複数の箇所で発生し、これらは熱誘起き裂形成に関連していた。しかしながら、これらの繊維がベリリウムの正味の侵食量の増加に寄与するとは考えられない。