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Hydrogenic retention in irradiated tungsten exposed to high-flux plasma

G.M. Wright, M. Mayer, K. Ertl, G. de Saint-Aubin, J. Rapp2010年被引用 63Nuclear FusionIF 3出版社

Two sets of identical tungsten (W) targets are irradiated at 300 K with 12.3 MeV W4+ ions to peak damage levels ranging from 0.5 to 10 displacements per atom (dpa). This results in a damage profile that is peaked at ∼0.8 µm and extends to a depth of ∼1.5 µm. Both sets of targets are exposed to high-density (ne,center = 3 × 1020 m−3), low-temperature (Te,center = 1.6 eV) deuterium (D) plasma in Pilot-PSI. One set of irradiated targets is exposed at high surface temperatures (TW = 950–680 K) and the other at low surface temperatures (TW = 480–340 K). The surface temperature is determined by the local plasma conditions. Nuclear reaction analysis (NRA) is used to determine the D depth profiles at specific radial locations, thus giving a surface temperature scan of the D retention in the damaged W. Global retention is determined by thermal desorption spectroscopy, which yields total D retained in the target and also gives information of the different types of lattice defects that are trapping the D in the W lattice. The main results are that there is no measurable difference between the different dpa levels, implying a saturation of the retention enhancement at a level ⩽0.5 dpa. For both irradiated and unirradiated tungsten, a peak in the retention is seen at TW = 480 K; however, the W4+ irradiation clearly enhances the retention. This enhancement is also temperature dependent and increases with increasing surface temperature up to an enhancement by a factor of 15–23 at TW = 950 K. At the lowest surface temperatures, a fluence dependence appears since the implanted deuterium is diffusion limited to only a small fraction of the irradiated zone. TDS spectra show an enhancement of both low-energy trap sites and high-energy trap sites. For these conditions, diffusion-limited, low fill fraction trapping determines the hydrogenic retention of the W.

日本語訳

2組の同一のタングステン(W)標的を300 Kで12.3 MeVのW4+イオンにより、0.5~10 dpa(原子当たりのはじき出し数)のピーク損傷レベルまで照射した。その結果、損傷プロファイルは約0.8 µmでピークを持ち、約1.5 µmの深さまで及ぶ。両方の標的セットを、Pilot-PSIにおいて高密度(ne,center = 3 × 10^20 m^-3)、低温(Te,center = 1.6 eV)の重水素(D)プラズマに曝露した。照射した標的の一方のセットは高い表面温度(TW = 950–680 K)で、他方は低い表面温度(TW = 480–340 K)で曝露した。表面温度は局所的なプラズマ条件によって決定される。核反応解析(NRA)を用いて特定の半径方向位置におけるD深さプロファイルを測定し、それにより損傷WにおけるD保持の表面温度スキャンを与えた。全体の保持は昇温脱離分光法によって決定し、標的中に保持された全Dが得られるとともに、W格子中でDを捕獲している異なる種類の格子欠陥に関する情報も得られる。主な結果として、異なるdpaレベルの間に測定可能な差はなく、保持増強が0.5 dpa以下のレベルで飽和することを意味する。照射Wと未照射Wの両方において、TW = 480 Kで保持のピークが見られるが、W4+照射は明らかに保持を増強する。この増強は温度依存性も示し、表面温度の上昇とともに増加して、TW = 950 Kでは15~23倍の増強に達する。最も低い表面温度では、注入された重水素が照射領域のごく一部に拡散律速で制限されるため、フルエンス依存性が現れる。TDSスペクトルは、低エネルギー捕獲サイトと高エネルギー捕獲サイトの両方の増強を示す。これらの条件下では、拡散律速の低充填率捕獲がWの水素同位体保持を決定する。

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