AbstractThe history of plasma-facing materials in fusion systems is reviewed to explain the evolution of needs and requirements that has led to the interest in beryllium today. Critical fusion-related characteristics of beryllium, including outgassing properties, plasma-driven erosion, surface morphology modification, and post-bombardment deuterium retention have been investigated under high-flux, steady-state deuterium plasma bombardment conditions. In experiments with beryllium, hydrogen and water molecules are observed to be the major desorbed species of as-received beryllium. Different beryllium samples manufactured using sintered powder metallurgical methods show similar outgassing behavior. However, cast beryllium samples desorb 20 times less gas than sintered beryllium. Simulating the divertor plasma conditions of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), the PISCES-B plasma generating facility is used to bombard targets with a deuterium plasma. The sputtering yield of beryllium is measured using a weight loss method. The target temperature and the partial pressure of residual gases during plasma bombardment are observed to be the critical parameters affecting erosion behavior. Data on sputtering yield for room temperatures (about 40°C) and high temperatures (above 250°C) samples is reported. It is also observed that at the higher temperatures, impurities from the plasma having low atomic number (such as carbon, nitrogen, and oxygen) are deposited on the beryllium surface. An impurity layer forms which is not eroded by extended plasma exposure. In-situ emission spectroscopy shows that the Be II line intensity drops by an order of magnitude as the deposited layer begins to form, and remains low during plasma exposure. This suggests that the impurity layer acts to shield the beryllium surface, thereby suppressing the erosion of beryllium. Estimates indicate that this film reduces the net erosion yield of beryllium by up to two orders of magnitude compared to a pure unprotected beryllium surface. On the other hand, no impurity deposition is observed when the beryllium target is maintained at room temperature (∼40°C) and the impurity concentration is kept at 1%. Depth-profiling together with auger electron spectroscopy (AES) and X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) measurements demonstrate that the impurity layer is composed of beryllium oxide, amorphous carbon, and small amounts of beryllium carbide. Post-bombardment deuterium retention is measured using a thermal desorption spectrometry (TDS) technique. This data shows that deuterium desorption from plasma-exposed beryllium is quite different if a surface impurity layer is present. The shape of the desorption spectra of HD and D2 emitted from beryllium with the impurity layer present suggests that there are two separate release processes, one from the impurity layer and another from the bulk. Also, most deuterium is released as HD and D2 if thermal desorption is performed immediately after plasma bombardment. However, if the specimen is held in air for an extended period after plasma exposure, a significant amount of deuterium is released as D2O and CD4. Finally, a comparison of the erosion behavior and deuterium retention properties of beryllium, carbon and tungsten is presented.
核融合システムにおけるプラズマ対向材料の歴史を概説し、今日ベリリウムへの関心を導いた要件の進化を説明する。高フラックス・定常状態の重水素プラズマ衝撃条件下で、ベリリウムの核融合関連の臨界的特性、すなわち放出ガス特性、プラズマ駆動エロージョン、表面形態変化、および衝撃後の重水素保持について調査した。ベリリウムを用いた実験では、未処理のベリリウムから放出される主要なガス種として水素と水分子が観察された。焼結粉末冶金法で製造された異なるベリリウム試料は、同様の放出ガス挙動を示した。しかし、鋳造ベリリウム試料は、焼結ベリリウムよりも約20倍少ないガスを放出した。国際熱核融合実験炉（ITER）のダイバータ条件を模擬して、PISCES-Bプラズマ発生装置を用いて重水素プラズマをターゲットに照射した。ベリリウムのスパッタリング収率は、重量減少法を用いて測定した。プラズマ衝撃中のターゲット温度と残留ガスの分圧が、エロージョン挙動に影響を与える臨界的パラメータであることが観察された。室温（約40°C）および高温（250°C以上）の試料におけるスパッタリング収率のデータを報告する。また、高温では、低原子番号の不純物（炭素、窒素、酸素など）がプラズマからベリリウム表面に堆積することが観察された。この不純物層は、長時間のプラズマ曝露によってもエロージョンされず、その場発光分光測定により、ベリリウムイオン（Be II）の発光強度が約1桁減少することが示された。これは、不純物層がベリリウム表面を遮蔽し、エロージョンを抑制していることを示唆している。推定によれば、この層は、純粋な未保護のベリリウム表面と比較して、正味のエロージョン収率を最大2桁減少させる。一方、ベリリウムターゲットを室温（約40°C）に維持し、不純物濃度を1%に保った場合、不純物の堆積は観察されなかった。オージェ電子分光法（AES）およびX線光電子分光法（XPS）を用いた深さ方向分析により、不純物層は酸化ベリリウム、非晶質炭素、および少量の炭化ベリリウムで構成されていることが明らかになった。衝撃後の重水素保持は、昇温脱離法（TDS）を用いて測定した。このデータは、表面不純物層が存在する場合、プラズマ曝露されたベリリウムからの重水素脱離が著しく異なることを示している。不純物層が存在するベリリウムから放出されるHDおよびD2の脱離スペクトルの形状は、不純物層からの放出とバルクからの放出という2つの別個の放出プロセスが存在することを示唆している。また、プラズマ衝撃直後に昇温脱離を行った場合、重水素の大部分はHDおよびD2として放出される。しかし、プラズマ曝露後に試料を大気中に長時間保持した場合、かなりの量の重水素がD2OおよびCD4として放出される。最後に、ベリリウム、炭素、タングステンのエロージョン挙動と重水素保持特性の比較を示す。