JET is used as a test bed for ITER, to investigate beryllium migration which connects the lifetime of first-wall components under erosion with tokamak safety, in relation to long-term fuel retention. The (i) limiter and the (ii) divertor configurations have been studied in JET-ILW (JET with a Be first wall and W divertor), and compared with those for the former JET-C (JET with carbon-based plasma-facing components (PFCs)). (i) For the limiter configuration, the Be gross erosion at the contact point was determined in situ by spectroscopy as between 4% (Ein = 35 eV) and more than 100%, caused by Be self-sputtering (Ein = 200 eV). Chemically assisted physical sputtering via BeD release has been identified to contribute to the effective Be sputtering yield, i.e. at Ein = 75 eV, erosion was enhanced by about 1/3 with respect to the bare physical sputtering case. An effective gross yield of 10% is on average representative for limiter plasma conditions, whereas a factor of 2 difference between the gross erosion and net erosion, determined by post-mortem analysis, was found. The primary impurity source in the limiter configuration in JET-ILW is only 25% higher (in weight) than that for the JET-C case. The main fraction of eroded Be stays within the main chamber. (ii) For the divertor configuration, neutral Be and BeD from physically and chemically assisted physical sputtering by charge exchange neutrals and residual ion flux at the recessed wall enter the plasma, ionize and are transported by scrape-off layer flows towards the inner divertor where significant net deposition takes place. The amount of Be eroded at the first wall (21 g) and the Be amount deposited in the inner divertor (28 g) are in fair agreement, though the balancing is as yet incomplete due to the limited analysis of PFCs. The primary impurity source in the JET-ILW is a factor of 5.3 less in comparison with that for JET-C, resulting in lower divertor material deposition, by more than one order of magnitude. Within the divertor, Be performs far fewer re-erosion and transport steps than C due to an energetic threshold for Be sputtering, and inhibits as a result of this the transport to the divertor floor and the pump duct entrance. The target plates in the JET-ILW inner divertor represent at the strike line a permanent net erosion zone, in contrast to the net deposition zone in JET-C with thick carbon deposits on the CFC (carbon-fibre composite) plates. The Be migration identified is consistent with the observed low long-term fuel retention and dust production with the JET-ILW.
JETはITERの試験プラットフォームとして使用され、ベリリウムの移動を調査する。これは、第1壁コンポーネントの侵食と、長期の燃料保持に関連するトカマクの安全性との関連を考察するものである。(i)リミター構成および(ii)ダイバータ構成がJET-ILW（Be第一壁およびWダイバータを備えたJET）で研究され、従来のJET-C（炭素系プラズマ対向コンポーネント（PFC）を備えたJET）と比較された。(i)リミター構成では、Beのグロス侵食が分光法によりその場測定され、Be自己スパッタリング（Ein = 200 eV）によるものとして、4%（Ein = 35 eV）から100%以上の範囲であると決定された。化学的支援物理スパッタリングがBeD放出を介して有効なBeスパッタリング収率に寄与することが特定され、すなわちEin = 75 eVでは、裸の物理スパッタリングの場合と比較して侵食が約1/3増強された。有効グロス収率10%は、リミターのプラズマ条件において平均的に代表値であり、一方、ポストモーテム分析によって決定されたグロス侵食とネット侵食の間には2倍の差が見られた。JET-ILWにおけるリミター構成での主要な不純物源は、JET-Cの場合よりもわずか25%高い（重量比）。侵食されたBeの大部分は主チャンバー内に留まる。(ii)ダイバータ構成では、電荷交換中性粒子および残留イオンフラックスによる物理スパッタリングおよび化学的支援物理スパッタリングからのBeおよびBeDが、凹部壁からプラズマに入り、電離し、スクレイプオフ層の流れに乗って内側ダイバータへ輸送され、そこで顕著な正味堆積が生じる。第一壁から侵食されたBe量（21 g）と内側ダイバータに堆積したBe量（28 g）は概ね一致するが、PFCの分析が限られているため、バランスはまだ完全には取れていない。JET-ILWにおける主要な不純物源は、JET-Cと比較して5.3倍少なく、その結果、ダイバータへの材料堆積は1桁以上少ない。ダイバータ内では、BeはCよりも再侵食および輸送のステップがはるかに少ない。これは、Beスパッタリングに対するエネルギー閾値が高いためであり、その結果として、ダイバータ床およびポンプダクト入口への輸送が抑制される。JET-ILWの内側ダイバータのターゲット板は、ストライクラインにおいて恒久的な正味侵食領域を示し、厚い炭素堆積物を有するJET-CのCFC（炭素繊維複合材）板における正味堆積領域とは対照的である。特定されたBe移動は、JET-ILWで観測された低い長期燃料保持およびダスト生成と一致する。