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Modelling neutron damage effects on tritium transport in tungsten

James Dark, Rémi Delaporte-Mathurin, Thomas Schwarz-Selinger, Etienne A. Hodille, Jonathan Mougenot, Yann Charles, Christian Grisolia2024年8月Nuclear FusionIF 3出版社

A damage-induced hydrogen trap creation model is proposed, and parameters for tungsten are identified using experimental data. The methodology for obtaining these parameters using thermo-desorption analysis spectra data is outlined. Self-damaged and optionally annealed tungsten samples have undergone TDS analysis, which has been analysed to identify the properties of extrinsic traps induced by the damage and to determine how they evolve with damage and annealing temperature. A parametric study investigated the impact of the damage rate and temperature on tritium inventories in tungsten. Tritium transport simulations have been performed with FESTIM considering a 1D model of a 2 mm sample of tungsten with damage rates and temperatures varying from 0– dpa/fpy and 600–1300 K, respectively. The results show that after 24 h simultaneous exposure to neutron damage at dpa/FPY and tritium implantation at 700 K, tritium inventories can increase by up to four orders of magnitude when damaged at a rate of dpa/FPY compared to undamaged, defect-free tungsten, increasing further to five orders of magnitude after one full power year. The time taken to reach retention saturation shows the need for kinetic models of trapping properties on time scales relevant to reactor operation. The trap-creation model parameterisation procedure can be used to investigate neutron damage effects on other fusion-relevant materials such as EUROFER, Inconel and more.

日本語訳

損傷誘起水素トラップ生成モデルが提案され、実験データを用いてタングステンに対するパラメータが同定される。これらのパラメータを熱脱離分析スペクトルデータを用いて取得する方法論が概説される。自己損傷させ、任意に焼鈍したタングステン試料に対してTDS分析が行われ、損傷によって誘起された外在性トラップの特性を同定し、それらが損傷および焼鈍温度とともにどのように変化するかを決定するために分析された。パラメトリック研究により、損傷速度と温度がタングステン中のトリチウムインベントリに及ほす影響が調査された。FESTIMを用いたトリチウム輸送シミュレーションが、損傷速度と温度がそれぞれ0– dpa/fpyおよび600–1300 Kの範囲で変化する2 mmのタングステン試料の1Dモデルを考慮して実施された。結果は、 dpa/FPYの中性子損傷と700 Kでのトリチウム注入への24 hの同時曝露後、トリチウムインベントリは、未損傷で欠陥のないタングステンと比較して、 dpa/FPYの速度で損傷した場合に最大4桁増加し、1全出力年後にはさらに5桁に増加することを示している。保持飽和に達するまでの時間は、原子炉運転に関連する時間スケールでのトラップ特性の速度論的モデルの必要性を示している。トラップ生成モデルのパラメータ化手順は、EUROFER、Inconelなどの他の核融合関連材料に対する中性子損傷効果を調査するために使用できる。

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TungstenTritiumTritium transport

AIによる論文要約

Modeling the Effects of Neutron Damage on Tritium Transport in Tungsten
ENThis paper should be read by fusion researchers and material scientists interested in understanding the effects of neutron damage on the performance of fusion reactor materials, particularly tungsten. The findings can help inform the design and operation of fusion reactors to mitigate the impact of neutron damage on tritium transport and retention.#FusionMaterials #NeutronDamage #TritiumTransport #Tungsten #FusionReactorDesign

This paper proposes a model to understand how neutron damage affects the transport of tritium in tungsten, a material used in fusion reactors. The study identifies parameters for tungsten using experimental data and investigates the impact of damage rate and temperature on tritium inventories. The results show that neutron damage can significantly increase tritium retention, highlighting the need for kinetic models to understand material behavior in fusion reactor timescales.

タングステンの中性子損傷がトリチウム輸送に及ぼす影響のモデリング
JAこの論文は、核融合炉の材料開発に携わる研究者や学生に有益です。材料の損傷がトリチウム輸送に及ぼす影響を理解し、より高度な材料モデルを構築することができます。#核融合 #材料 #トリチウム #損傷 #モデリング

この論文では、損傷によって誘発される水素トラップの創造モデルを提案し、実験データを用いてタングステンのパラメータを特定しています。トリチウム保持量は、損傷率と温度の増加に伴って最大で5桁増加することが示されています。このモデリング手法は、他の核融合関連材料の損傷効果を調べるのにも利用できます。

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