AbstractSputtering erosion is a key performance issue for beryllium coatings in future fusion reactors. Past analysis of this subject for various edge plasma regimes—as briefly reviewed here—shows acceptable erosion only for low duty factor devices. Erosion analysis is now focusing on a very low boundary temperature (≤2 eV) `detached plasma' regime for the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) Vertical Director design. Erosion and tritium codeposition calculations are made for this regime using a coupled WBC/REDEP/DEGAS+ code analysis. The analysis includes calculations of low energy, oblique incidence, sputtering yields using the VFTRIM-3D code calibrated to fit recent data on D–Be sputtering. We find that beryllium performs better than carbon for detached conditions due to the absence of chemical sputtering. Beryllium performs worse than vanadium or tungsten. Net erosion rates of beryllium coated first wall components, due mainly to physical sputtering by charge exchange D–T neutrals, vary from ∼0 to 2 cm per burn-year along the wall. Tritium co-deposition in redeposited beryllium surface layers may be high.
スパッタリング侵食は、将来の核融合炉におけるベリリウム被覆の主要な性能問題である。様々な周辺プラズマ領域に対する過去の分析は、ここで簡潔にレビューされるが、低デューティファクター装置においてのみ許容可能な侵食を示している。侵食分析は現在、国際熱核融合実験炉（ITER）垂直ダイバータ設計における非常に低い境界温度（≤2 eV）の「デタッチドプラズマ」領域に焦点を当てている。この領域に対する侵食およびトリチウム共堆積の計算は、結合されたWBC/REDEP/DEG+コード解析を用いて行われる。この解析には、VFTRIM-3Dコードを用いた低エネルギー・斜入射スパッタリング収率の計算が含まれ、これはD–Beスパッタリングに関する最近のデータに適合するよう較正されている。デタッチ条件下では、化学スパッタリングが存在しないため、ベリリウムは炭素よりも優れた性能を示すことが分かる。ベリリウムはバナジウムやタングステンよりも劣る。電荷交換D–T中性粒子による物理スパッタリングが主因となるベリリウム被覆第一壁部品の正味侵食速度は、壁に沿って1燃焼年あたり約0〜2 cmの範囲で変化する。再堆積したベリリウム表面層におけるトリチウム共堆積は、高い可能性がある。