An experiment to test beryllium as a limiter material has been performed in the ISX-B tokamak. The effect of the plasma on the limiter and the effect of the limiter on the plasma were studied in detail. Heat and particle fluxes to the limiter were measured, and limiter damage by melting was documented as a function of power flux. Strong melting and evaporation of the limiter caused beryllium gettering of the vacuum vessel. Postmortem analysis of the limiter was performed to document the amount of retained hydrogen and the erosion and impurity deposition on the limiter. The effect of the limiter on the plasma performance was studied in terms of parameter space, impurity content, and confinement for the ungettered and gettered cases. Operational experience with beryllium in a fusion experiment is discussed.
ベリリウムをリミター材料として試験する実験が、ISX-Bトカマクにおいて実施された。プラズマがリミターに及ぼす影響と、リミターがプラズマに及ぼす影響が詳細に研究された。リミターへの熱流束と粒子束が測定され、溶融によるリミター損傷が電力束の関数として記録された。リミターの激しい溶融と蒸発により、真空容器のベリリウムゲッタリングが引き起こされた。リミターの事後分析が実施され、保持された水素の量、ならびにリミター上の侵食と不純物堆積が記録された。リミターがプラズマ性能に及ぼす影響は、ゲッタリングなしの場合とゲッタリングありの場合について、パラメータ空間、不純物含有量、閉じ込めの観点から研究された。核融合実験におけるベリリウムの運用経験について議論される。