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Comparative study of deuterium retention in irradiated Eurofer and Fe–Cr from a new ion implantation materials facility

A. Hollingsworth, M.Yu. Lavrentiev, R. Watkins, A.C. Davies, S. Davies, R. Smith, D.R. Mason, A. Baron-Wiechec, Z. Kollo, J. Hess2020年被引用 12Nuclear FusionIF 3出版社

A new facility to study the interaction of hydrogen isotopes with nuclear fusion-relevant first wall materials, and their retention and release, has been produced. The new facility allows for implanting a range of gases into samples, including tritium. An accurate study of isotope effects, such as the isotopic exchange in damaged microstructure, has previously been difficult due to a background signal of light hydrogen. This new capability will allow virtually background free measurements using tritium and deuterium. The design and build of this facility are described and commissioning results are presented. Within the UKAEA-led tritium retention in controlled and evolving microstructure (TRiCEM) project, this facility is used for the comparative study of deuterium retention in self-ion irradiated Eurofer steel and Fe–Cr alloy. Self-ion bombardment with energies of 0.5 MeV is used to mimic the defects created by neutrons in fusion power plants and the created traps are then filled with deuterium in the new facility. Implanted samples are analysed using thermal desorption spectrometry (TDS), secondary ion mass spectrometry (SIMS), and transmission electron microscopy. Results on the total deuterium content as a function of time, TDS spectra and SIMS analysis are presented. A comparison of the results for Eurofer and Fe–Cr revealed several differences. While some of them may be due to experimental details like different time delays between exposure and analysis, others, such as deuterium retention as function of dose, might be genuine and require further studies.

日本語訳

水素同位体と核融合炉第一壁材料との相互作用、ならびにそれらの保持と放出を研究するための新たな設備が製作された。この新設備により、トリチウムを含む様々なガスを試料に注入することが可能となった。損傷を受けた微細組織における同位体交換などの同位体効果の正確な研究は、これまで軽水素のバックグラウンドシグナルによって困難であった。この新たな能力により、トリチウムと重水素を用いた実質的にバックグラウンドフリーの測定が可能となる。本設備の設計と製作について説明し、コミッショニング結果を提示する。本設備は、UKAEA主導のTRiCEM(制御された微細組織発展下におけるトリチウム保持)プロジェクト内で、自己イオン照射されたユーロファー鋼およびFe-Cr合金における重水素保持の比較研究に使用される。核融合発電所で中性子が生成する欠陥を模擬するため、0.5 MeVの自己イオン照射が用いられ、生成されたトラップサイトはその後、新設備において重水素で充填される。注入された試料は、昇温脱離分光法(TDS)、二次イオン質量分析法(SIMS)、透過電子顕微鏡法(TEM)を用いて分析される。全重水素含有量の時間依存性、TDSスペクトル、SIMS分析の結果が提示される。ユーロファー鋼とFe-Cr合金の結果の比較により、いくつかの相違が明らかになった。これらの相違の一部は、曝露と分析の間の時間差などの実験的詳細に起因する可能性があるが、照射量に依存する重水素保持などのその他の相違は、本質的なものである可能性があり、さらなる研究が必要である。

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DeuteriumDeuterium retentionEUROFERIon implantation
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