Saturation and isotopic replacement of deuterium in materials

Doyle, B.L.; Wampler, W.R.; Brice, D.K.; Picraux, S. T.

doi:10.1016/0022-3115(80)90173-7

Cited by 152 publications

(44 citation statements)

References 16 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…This corresponds to the transition to the plateau phase in the neutron measurements. In order to interpret quantitatively the data, we have performed a calculation of the neutron yield expected from the target as a function of time, following the model described in [6,12,13].…”

Section: Measurement Results and Interpretationmentioning

confidence: 99%

Neutron measurements from beam-target reactions at the ELISE neutral beam test facility

Xie

Nocente

Bonomo

et al. 2014

Review of Scientific Instruments

View full text Add to dashboard Cite

Measurements of 2.5 MeV neutron emission from beam-target reactions performed at the ELISE neutral beam test facility are presented in this paper. The measurements are used to study the penetration of a deuterium beam in a copper dump, based on the observation of the time evolution of the neutron counting rate from beam-target reactions with a liquid scintillation detector. A calculation based on a local mixing model of deuterium deposition in the target up to a concentration of 20% at saturation is used to evaluate the expected neutron yield for comparison with data. The results are of relevance to understand neutron emission associated to beam penetration in a solid target, with applications to diagnostic systems for the SPIDER and MITICA Neutral Beam Injection prototypes

show abstract

Section: Measurement Results and Interpretationmentioning

confidence: 99%

Neutron measurements from beam-target reactions at the ELISE neutral beam test facility

Xie

Nocente

Bonomo

et al. 2014

Review of Scientific Instruments

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Indeed, in pyrolytic graphite or fine grain graphites with low porosity, hydrogen does not diffuse and after reaching a local concentration in the implantation range of D/C= 0.4 further hydrogen is reemitted as expected [37]. However, in more porous materials [38], like carbon fibre composite (CFC) materials [39] 5) due to diffusion deep into the bulk.…”

Section: Iv-1) Implantationmentioning

confidence: 80%

Plasma–wall interaction: Important ion induced surface processes and strategy of the EU Task Force

Roth¹,

Tsitrone²,

Loarte³

2007

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B:

View full text Add to dashboard Cite

Abstract:In future thermo-nuclear fusion devices, such as ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), the interaction of the plasma with surrounding materials in the vacuum vessel constitutes one of the main remaining engineering problems. The choice of materials is a crucial point, which will determine issues such as the plasma facing components lifetime before refurbishment or the tritium inventory build up in the vessel, which should be limited for safety reasons. In order to tackle these issues, the European Task Force on Plasma wall interaction has been implemented in the frame of EFDA (European Fusion Agreement) in the fall 2002 with the aim "to provide ITER with information concerning lifetime-expectations of the divertor target plates and tritium inventory build-up rates in the foreseen starting configuration and to suggest improvements, including material changes, which could be implemented at an appropriate stage."The EU PWI TF brings together the efforts of 24 European associations in the following fields of investigation :• Material erosion and transport in tokamaks • Tritium inventory and removal • Transient heat loads on plasma facing components • Dust production and removal • Associated modelling and diagnostic development This paper will present the organisation of the EU PWI TF. It will provide examples for the multitude of surface processes in plasma-wall interaction and present the status of knowledge concerning material erosion and hydrogen retention for the choice of ITER materials (Beryllium, Carbon and Tungsten).

show abstract

“…Первые эксперименты по изотопному обмену водорода в процессе последовательного облучения ионами дейтерия и протия были проведены в жаростойких материалах с невысоким атомным номером (C, Si, B 4 C, TiC, VB 2 , TiB 2 и B) при комнатной температуре [5][6][7][8][9] и повышенной температуре [10], а также в стали AISI 316 при 153 K [11]. Наблюдаемый в этих экспериментах изотопный обмен хорошо опи-сывается моделью локального смешивания [5], учитывающей глубину внедрения изотопов водорода и концентрацию насыщения изотопами водорода.…”

Section: Introductionunclassified

“…Наблюдаемый в этих экспериментах изотопный обмен хорошо опи-сывается моделью локального смешивания [5], учитывающей глубину внедрения изотопов водорода и концентрацию насыщения изотопами водорода. В опубликованных недавно работах по изотопному об-мену водорода в вольфраме [12,13] показано, что при последовательном облучении дейтериевой и протиевой плазмой при температуре, близкой к комнатной, дейтерий выделяется из слоев, расположен-ных на глубине до 1-2 мкм.…”

Section: Introductionunclassified

Influence of Helium on Hydrogen Isotope Exchange in Tungsten at Sequential Exposures to Deuterium and Helium-Protium Plasmas

Alimov¹,

Khripunov²,

Спицын³

et al. 2013

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

3 He + от 0,69 до 4,5 МэВ. Обнаружено, что значительная часть дейтерия, захваченного первоначально в вольф-раме после облучения дейтериевой плазмой, выделяется при последующем облучении протиевой плазмой. Однако в случае облучения образцов смешанной Н-Не-плазмой количество выделяющегося дейтерия уменьшается по сравнению с облучением чистой протиевой плазмой.Ключевые слова: вольфрам, детритизация, дейтериевая плазма, гелий-протиевая плазма. Hydrogen isotopes exchange in tungsten was investigated after sequential irradiations by low energy deuterium (D) and mixed heliumprotium H-He-plasmas at sample temperatures of 400 and 530 K. Deuterium depth profiles were measured by the D( 3 He, p) 4 He nuclear reaction with 3 He + energies between 0.69 and 4.5 MeV allowing determination of the D concentration up to a depth of 7 μm. It was found that significant part of deuterium initially retained in tungsten after deuterium plasma exposure was released during sequential exposure to protium plasma. However, exposure of the D-plasma-exposed W samples to helium-protium plasma reduces the amount of released deuterium as compared to pure protium plasma irradiation. INFLUENCE OF HELIUM ON HYDROGEN ISOTOPE EXCHANGE IN TUNGSTEN AT SEQUENTIAL EXPOSURES TO DEUTERIUM AND HELIUM-PROTIUM PLASMASKey words: tungsten, detritiation, deuterium plasma, helium-protium plasma. ВВЕДЕНИЕУменьшение накопления трития в материалах термоядерных реакторов является на сегодняшний день одним из основных требований к материалам, контактирующим с термоядерной плазмой [1,2]. Благодаря таким качествам, как высокая температура плавления и высокая пороговая энергия физического распыле-ния, вольфрам (W) является наиболее перспективным материалом для использования в качестве контакти-рующих с плазмой элементов дивертора. В процессе горения термоядерной плазмы вольфрам будет облу-чаться интенсивными потоками дейтерия и трития, а также ионами гелия энергией 3,5 МэВ и нейтронами энергией 14,1 МэВ, возникающими в результате D-T-термоядерной реакции. Имеющиеся данные [3,4] указывают на то, что накопление изотопов водорода в вольфрамовых материалах, облучённых водородной плазмой с высоким значением потока ионов, может достигать значения около 10 22 ат./м 2 при температуре облучения около 500 К, что значительно отличается от накопления водорода после облучения ионами во-дорода при невысоких значениях потока ионов. В случае эксплуатации термоядерного реактора накопле-ние трития до значения ~10 22 ат./м 2 близко к предельному допустимому безопасному значению 700 г во всей вакуумной камере ИТЭР, и вследствие этого необходим поиск путей удаления трития из вольфрамо-вых компонентов, контактирующих с плазмой, при технологических остановках работы реактора. Одним из возможных путей удаления трития может быть изотопный обмен, т.е. замещение радиоактивного три-тия безопасным дейтерием или протием.

show abstract

Saturation and isotopic replacement of deuterium in materials

Cited by 152 publications

References 16 publications

Neutron measurements from beam-target reactions at the ELISE neutral beam test facility

Neutron measurements from beam-target reactions at the ELISE neutral beam test facility

Plasma–wall interaction: Important ion induced surface processes and strategy of the EU Task Force

Influence of Helium on Hydrogen Isotope Exchange in Tungsten at Sequential Exposures to Deuterium and Helium-Protium Plasmas

Contact Info

Product

Resources

About