One of the most severe obstacles to increasing the longevity of tungsten-based plasma facing components, such as divertor tiles, is the surface deterioration driven by sub-surface helium bubble formation and rupture. Supported by experimental observations at PISCES, this work uses molecular dynamics simulations to identify the microscopic mechanisms underlying suppression of helium bubble formation by the introduction of plasma-borne beryllium. Simulations of the initial surface material (crystalline W), early-time Be exposure (amorphous W-Be) and final WBe2 intermetallic surfaces were used to highlight the effect of Be. Significant differences in He retention, depth distribution and cluster size were observed in the cases with beryllium present. Helium resided much closer to the surface in the Be cases with nearly 80% of the total helium inventory located within the first 2 nm. Moreover, coarsening of the He depth profile due to bubble formation is suppressed due to a one-hundred fold decrease in He mobility in WBe2, relative to crystalline W. This is further evidenced by the drastic reduction in He cluster sizes even when it was observed that both the amorphous W-Be and WBe2 intermetallic phases retain nearly twice as much He during cumulative implantation studies.
タングステン系プラズマ対向材料（ダイバータタイルなど）の寿命を延ばす上で最も深刻な障害の一つは、サブミクロンサイズのヘリウムバブルの形成と破裂によって引き起こされる表面劣化である。PISCESでの実験的観察に裏付けられた本研究では、分子動力学シミュレーションを用いて、プラズマ由来のベリリウムの導入がヘリウムバブルの形成を抑制する微視的メカニズムを解明する。初期表面材料（結晶性W）、ベリリウム曝露初期の材料（アモルファスW-Be）、および最終的なWBe₂金属間化合物表面のシミュレーションを実施し、ベリリウムの効果を明らかにした。ベリリウムが存在する場合、ヘリウムの保持量、深さ分布、およびクラスターサイズに有意な差異が観察された。ベリリウム存在下では、ヘリウムは表面により近い位置に留まり、全ヘリウムインベントリの約80%が最初の2nm以内に分布した。さらに、WBe₂におけるヘリウム移動度が結晶性Wと比較して約100分の1に低下したため、バブル形成によるヘリウム深さ分布の粗大化が抑制された。このことは、アモルファスW-BeおよびWBe₂金属間化合物相の両方が、累積注入実験中にほぼ2倍のヘリウムを保持したにもかかわらず、ヘリウムクラスターサイズが劇的に減少したことによってさらに裏付けられている。