AbstractJET has accumulated practical experience of plasma operation in both limiter and divertor configurations using massive beryllium plasma-facing components. These latter have shown evidence, even after a very short operational phase, for localised melting of the beryllium surface. Sustained melting results in substantial transport of the liquid beryllium metal; there is, however, no evidence for low cycle termal fatigue under this extreme environment. Design has proceeded by thermal testing of prototypes with analysis used for interpretation only. For flux densities ≤5 MW m−2, T surface ≤1000°C, typically 200 pulses of 6–8 s can be sustained with plastic deformation and no surface fatigue cracking. The latter is seen for more extreme conditions, i.e. flux densities in excess of 14 MW m−2, pulse lengths ≤0.5 s surface temperature >700°C. Failure of thin cladding of beryllium to heat sinks, which tends to occur along the beryllium to substrate interface, was insufficient to produce fatigue effects in the bulk beryllium material, at fluxes ≤10 MW m−2.
JETは、ベリリウム製の大面積プラズマ対向機器を用いて、リミター配位およびダイバータ配位の両方におけるプラズマ運転の実用的な経験を蓄積してきた。これらの機器は、極めて短い運転期間の後であっても、ベリリウム表面の局所的な溶融の証拠を示した。持続的な溶融は、液体ベリリウム金属の実質的な輸送をもたらすが、この極端な環境下での低サイクル熱疲労の証拠はない。設計は、プロトタイプの熱試験によって進められ、解析は解釈のみに使用された。フラックス密度≤5 MW m⁻²、表面温度≤1000°Cの場合、典型的には6〜8秒のパルスを200回まで、塑性変形を伴いながらも表面疲労割れを生じることなく維持できる。後者は、より極端な条件、すなわちフラックス密度が14 MW m⁻²を超え、パルス長が0.5秒以下、表面温度が700°Cを超える場合に見られる。ヒートシンクへのベリリウム薄膜被覆の破壊は、ベリリウムと基板の界面に沿って発生する傾向があるが、10 MW m⁻²以下のフラックスでは、バルクのベリリウム材料に疲労効果を生じさせるには十分ではなかった。