AbstractBeryllium is one of the primary candidates as both plasma-facing material (PFM) and neutron multiplier in the next-step fusion reactors. Both sintered-product blocks and pebbles are considered in fusion reactor designs. Beryllium evaporated on carbon tiles has also been used in Joint European Torus (JET) and may be considered for other designs. Future efforts are directed toward the pebble form of beryllium. Research and evaluations of data are underway to determine the most attractive material processing approaches in terms of fabrication cost and quality; technical issues associated with heat transfer; thermal, mechanical and irradiation stability; safety and tritium release. Beryllium plasma-facing components will require periodic repair or replacement, therefore disposal or recycling of activated and tritiated beryllium will also be a concern. Beryllium as a component of the molten salt, Flibe is also being considered in novel approaches to the plasma–structure interface. This paper deals with the main issues related to the use of Be in a fusion reactor as both neutron multiplier and first wall material. These issues include potential reactions with steam during accidents and the health and environmental aspects of its use, reprocessing and reuse, or disposal.
ベリリウムは、次世代核融合炉におけるプラズマ対向材料（PFM）および中性子増倍材の両方としての主要な候補材料の一つである。焼結製品ブロックとペブル（小球）の両方が核融合炉設計において検討されている。炭素蒸着膜上に蒸着されたベリリウムは、欧州トーラス共同実験装置（JET）でも使用されており、他の設計でも検討される可能性がある。今後の取り組みは、ベリリウムのペブル形態に向けられている。製造コストと品質の観点から最も有望な材料加工アプローチを決定するための研究とデータ評価が進行中である。熱伝達に関連する技術的課題、熱的・照射安定性、安全性、トリチウム放出に関する課題も検討されている。ベリリウム製プラズマ対向コンポーネントは定期的な修理または交換が必要となるため、放射化およびトリチウム化されたベリリウムの処分または再循環も重要な課題となる。溶融塩であるフリーベ（Flibe）の構成要素としてのベリリウムも、プラズマ・構造材界面に関する新規アプローチにおいて検討されている。本論文は、中性子増倍材および第一壁材料の両方としての核融合炉におけるベリリウムの使用に関連する主要な課題を取り扱う。これらの課題には、事故時における蒸気との反応の可能性、ならびにその使用、再処理・再循環、または処分に関する健康および環境への影響が含まれる。