AbstractThe paper describes results of two studies related to the use of beryllium as plasma facing material in fusion reactors. The first study is devoted to the burst release of tritium and helium from neutron irradiated beryllium under high heating rates (up to 100 K s−1), and to reduction of temperatures corresponding to the gas release peaks with growth of the heating rates as well as to mechanisms of the above mentioned phenomena. Experiments were accompanied with theoretical estimates. Beryllium sputtering under hydrogen ion bombardment was under the second study. The microstructure of beryllium surfaces and redeposited films were investigated. Thickness of the redeposited film, sizes of erosion products, and hydrogen accumulation in it were measured.
本論文は、核融合炉におけるプラズマ対向材料としてのベリリウムの使用に関する2つの研究の結果を述べたものである。最初の研究は、高速加熱率（最大100 K s⁻¹）条件下での中性子照射ベリリウムからのトリチウムおよびヘリウムのバースト放出、加熱率の増大に伴うガス放出ピークに対応する温度の低下、ならびに上述の現象のメカニズムに焦点を当てたものである。実験には理論的評価が併せて行われた。2番目の研究は、水素イオン衝撃下でのベリリウムのスパッタリングに関するものである。ベリリウム表面および再堆積膜の微細構造が調査された。再堆積膜の厚さ、エロージョン生成物のサイズ、およびその中への水素蓄積が測定された。