Fuel retention in plasma facing tungsten components is a critical phenomenon affecting the mechanical integrity and radiological safety of fusion reactors. It is known that hydrogen can become trapped in small defect clusters, internal surfaces, dislocations, and/or impurities, and so it is common practice to seed W subsurfaces with irradiation defects in an attempt to precondition the system to absorb hydrogen. The amount of H can later be tallied by performing careful thermal desorption tests where released temperature peaks are mapped to specific binding energies of hydrogen to defect clusters and/or microstructural features of the material. While this provides useful information about the potential trapping processes, modeling can play an important role in elucidating the detailed microscopic mechanisms that lead to hydrogen retention in damaged tungsten. In this paper, we develop a detailed kinetic model of hydrogen penetration and trapping inspired by recent experiments combining ion irradiation, hydrogen plasma exposure, and thermal desorption. We use the stochastic cluster dynamics method to solve the system of coupled partial differential equations representing the mean field description of the multispecies system. The model resolves the spatial distribution of defects and hydrogen clusters during the three processes carried out experimentally and is parameterized with information from atomistic calculations. We find that the calculated thermal desorption spectra are broadly characterized by three H emission regions: (i) a low temperature one where dislocations are the main contributors to the release peaks; (ii) an intermediate one governed by hydrogen release from small overpressurized clusters with multiple overlapping peaks, and (iii) a high temperature one defined by clean isolated emission peaks from large underpressurized bubbles. These three temperature intervals are seen to largely correlate with the depth at which the clusters are found. The relevance of the 'super abundant' vacancy mechanism is assessed, finding that its main role is to transfer more clusters from the intermediate to the high temperature regions as its relevance increases. We find this picture to be in very good agreement with the experiments, adding confidence to the predictive potential of the models and their useto understand irradiation damage and plasma exposure effects in plasma facing components.
プラズマ対向タングステン部品における燃料保持は、核融合炉の機械的完全性と放射線学的安全性に影響を与える重要な現象である。水素は小さな欠陥クラスター、内部表面、転位、および/または不純物に捕獲され得ることが知られており、そのため、システムを水素吸収のために前処理する目的で、W表面下に照射欠陥を導入することが一般的に行われている。Hの量は、その後、注意深い熱脱離試験を行うことによって集計することができ、そこでは放出された温度ピークが、水素の欠陥クラスターおよび/または材料の微細構造特徴への特定の結合エネルギーに対応付けられる。これは潜在的な捕獲プロセスに関する有用な情報を提供する一方で、モデリングは、損傷したタングステンにおける水素保持につながる詳細な微視的メカニズムを解明する上で重要な役割を果たすことができる。本論文では、イオン照射、水素プラズマ曝露、および熱脱離を組み合わせた最近の実験に着想を得て、水素の侵入と捕獲の詳細な速度論モデルを開発する。我々は、多種系の平均場記述を表す連立偏微分方程式系を解くために、確率論的クラスターダイナミクス法を用いる。このモデルは、実験的に実施された3つのプロセス中の欠陥と水素クラスターの空間分布を解明し、原子論的計算からの情報を用いてパラメータ化される。計算された熱脱離スペクトルは、大まかに3つのH放出領域によって特徴付けられることが分かる：(i) 転位が放出ピークの主な寄与者である低温領域；(ii) 複数の重なり合うピークを持つ小さな過圧クラスターからの水素放出によって支配される中間領域；および (iii) 大きな低圧バブルからの明確な孤立した放出ピークによって定義される高温領域。これらの3つの温度間隔は、クラスターが見出される深さと概ね相関することが見られる。「超豊富」空孔メカニズムの関連性が評価され、その主な役割は、その関連性が増すにつれて、より多くのクラスターを中間温度領域から高温領域へ移すことであることが見出される。我々は、この描像が実験と非常によく一致することを見出し、モデルの予測可能性と、プラズマ対向部品における照射損傷およびプラズマ曝露効果を理解するためのそれらの使用に信頼を加えるものである。