Liquid metals such as gallium, tin and lithium are potential plasma-facing materials that may be used to withstand the high heat and particle fluxes in a fusion plasma environment. The interaction of plasma with liquid gallium surfaces has been examined experimentally because of the liquid's wide temperature range (303-2478 K) and relatively low chemical reactivity. The deuterium retention in liquid gallium samples following plasma exposure in the PISCES experimental plasma device is measured using thermal desorption spectroscopy and is found to be independent of exposure temperature. The retention level saturates at a value of roughly 3×1023 D m-3 (or about 5 ppm) for sample exposure temperatures ranging from 333 to 800 K and incident ion fluences up to 1.5×1026 D m-2. Results from the analyses of the surface after plasma exposure using Auger electron spectroscopy is reported. Micropitting is observed in scanning electron microscope pictures taken after plasma exposure and after resolidification of the gallium surface. Calculations based on the observed retained concentration of deuterium in gallium show that the pumping capabilities of a flowing gallium surface will be small. In addition, measurements of the erosion yield of deuterium-bombarded gallium are presented and compare favourably with results from sputtering yield calculations.
ガリウム、スズ、リチウムなどの液体金属は、核融合プラズマ環境における高熱流束および粒子流束に耐えるために使用され得る潜在的プラズマ対向材料である。液体ガリウムとのプラズマ相互作用は、その液体の広い温度範囲（303-2478 K）と比較的低い化学反応性のため、実験的に調べられている。PISCES実験プラズマ装置におけるプラズマ曝露後の液体ガリウム試料中の重水素保持は、昇温脱離分光法を用いて測定され、曝露温度に依存しないことが見出された。保持レベルは、333〜800 Kの範囲の試料曝露温度および最大1.5×10²⁶ D m⁻²の入射イオン照射量に対して、およそ3×10²³ D m⁻³（または約5 ppm）の値で飽和する。プラズマ曝露後の表面のオージェ電子分光法を用いた分析結果が報告される。プラズマ曝露後およびガリウム表面の再凝固後に撮影された走査型電子顕微鏡写真において、微小ピットが観察される。ガリウム中の重水素の観察された保持濃度に基づく計算は、流動するガリウム表面のポンピング能力が小さいことを示す。さらに、重水素衝撃を受けたガリウムのエロージョン収量の測定結果が提示され、スパッタリング収量計算の結果と良好に一致する。