The effect of displacement damage on deuterium retention in tungsten exposed to D neutrals and D2 gas

Samples made of tungsten doped either with titanium carbide (W-1.1TiC) or tantalum carbide (W-3.3TaC) were either exposed to D 2 gas at a pressure of 100 kPa at 800963 K or irradiated by 38 eV/D ions at 800 K. The deuterium (D) inventory in the samples was examined by nuclear reaction analysis and thermal desorption spectroscopy. The D bulk concentration and total retention in W-3.3TaC were comparable in all cases to that in pure polycrystalline W. The D bulk concentration in W-1.1TiC was more than one order of magnitude higher than that in pure W after exposure to D 2 gas, and was also several times higher than that in W-1.1TiC after irradiation at 800 K. It is suggested that D trapping inside the carbide precipitates in W-1.1TiC becomes essential at high temperatures.

show abstract

“…A similar effect was observed for self-damaged W exposed at about 700 K to the low-energy, high-flux D plasma and D 2 gas at 100 kPa [21].…”

Section: Discussionsupporting

confidence: 76%

Deuterium retention in TiC and TaC doped tungsten at high temperatures

Zibrov

Mayer

Gao

et al. 2015

Journal of Nuclear Materials

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…The thickness of the damaged zone created by 20MeV W ions was evaluated to be ≈ 2μm as shown later. These specimens were annealed in vacuum (10−5 Pa) at 973, 1123, 1273 and 1573 K for 6 h. Then, the specimens were exposed to D 2 gas instead of D plasma at 673 K and 100 kPa in the manner described in [6,10] Planck-Institut für Plasmaphysik [10]. As reported in previous papers [6,7], the probability of trap occupancy by D sensitively depends on the concentration of D in the solid solution state if the temperature is sufficiently high to attain trapping-detrapping equilibrium.…”

Section: Ion Irradiation Annealing and D Measurementsmentioning

confidence: 99%

Deuterium trapping at defects created with neutron and ion irradiations in tungsten

et al. 2013

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

The effects of neutron and ion irradiations on deuterium (D) retention in tungsten (W) were investigated. Specimens of pure W were irradiated with neutrons to 0.3 dpa at around 323 K and then exposed to high-flux D plasma at 473 and 773 K. The concentration of D significantly increased by neutron irradiation and reached 0.8 at% at 473K and 0.4 at% at 773 K. Annealing tests for the specimens irradiated with 20 MeV W ions showed that the defects which play a dominant role in the trapping at high temperature were stable at least up to 973 K, while the density decreased at temperatures equal to or above 1123 K. These observations of the thermal stability of traps and the activation energy for D detrapping examined in a previous study (≈1.8 eV) indicated that the defects which contribute predominantly to trapping at 773 K were small voids. The higher concentration of trapped D at 473 K was explained by additional contributions of weaker traps. The release of trapped D was clearly enhanced by the exposure to atomic hydrogen at 473 K, though higher temperatures are more effective for using this effect for tritium removal in fusion reactors.2

show abstract

“…Было показано, что эти ионно-индуцированные дефекты значительно увеличивают содержание дейтерия, вводимого в радиационно-повреждённый материал при последующем ионном или плазменном облучении, а также при выдержке в атмосфере газообразного дейтерия [8,11,12,22,23,27,28,52,53]. В дальнейшем вольфрам, облу-чённый ионами энергией несколько МэВ, будет именоваться как радиационно-повреждённый.…”

Section: накопление дейтерия в вольфраме содержащем ионно-индуцироваunclassified

“…Образцы вольфрама, предварительно облучённые при 300 К ионами W энергией 20 МэВ до уровня смещений в пике 0,5 сна, облучались затем ионами гелия энергией 1 кэВ при температуре 473, 623 и 823 K до доз облучения в интервале (3,7-5)10 22 He/м 2 . Затем эти образцы выдерживались в атмосфере дейтерия при температуре 673 К и давлении 100 кПа в течение 10 ч. Профили распреде-ления захваченного на радиационных дефектах дейтерия измерялись методом ядерных реакций D( 3 He, p) 4 He.…”

Section: накопление дейтерия в вольфраме содержащем ионно-индуцироваunclassified

“…Именно поэтому наибольший практический интерес представляют результаты экспериментальных исследований процессов, происходящих в вольф-раме при облучении дейтериевой плазмой с высокими значениями потока ионов (до 10 22 ион/(м 2 с)). Эти результаты были получены в последние годы объединённой группой российских, японских и европей-ских исследователей, использовавших для облучения плазму линейного генератора в Японском агентст-ве по атомной энергии [5][6][7][8][9][10][11][12][13][14][15][16][17][18][19][20][21][22][23][24] и установки ЛЕНТА в НИЦ «Курчатовский институт» [25,26], а также исследователями, работавшими с плазменными линейными генераторами PISCES-A и PISCES-B в Ка-лифорнийском университете в Сан-Диего [27][28][29][30][31][32].…”

unclassified

See 1 more Smart Citation

Deuterium Retention in Tungsten Exposed to Helium-Seeded Deuterium Plasma. Review of Recent Experimental Results

Alimov¹,

Спицын²,

Bobyr³

2015

PAST-TF

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

Снижение содержания трития в материалах термоядерных реакторов в процессе эксплуатации является важной задачей. Вольфрам рассматривается в качестве приоритетного материала для защиты дивертора и первой стенки перспективных термо-ядерных установок. При горении термоядерной плазмы вольфрам будет подвергаться воздействию интенсивных потоков уско-ренных частиц дейтерия (D), трития (T) и гелия (He). В настоящей статье представлены результаты недавних (2008-2014 гг.) экспериментов, посвящённых накоплению дейтерия в вольфраме при облучении высокопоточной дейтериевой плазмой с при-месью гелия, выполненных в Японском агентстве по атомной энергии (Япония), Институте физики плазмы Макса Планка (Гер-мания) и НИЦ «Курчатовский институт» (Россия). Показано, что добавление ионов гелия в дейтериевую плазму значительно уменьшает содержание дейтерия как в вольфраме, не содержащем ионно-индуцированные дефекты, так и в радиационно по-вреждённом вольфраме по сравнению с содержанием дейтерия после облучения чистой дейтериевой плазмой. Обнаружено, что значительная часть дейтерия, захваченного первоначально в вольфраме после облучения дейтериевой плазмой, выделяется при последующем облучении протиевой плазмой. Однако в случае облучения образцов смешанной гелиево-протиевой плазмой количество выделяющегося дейтерия уменьшается по сравнению с облучением чистой протиевой плазмой.Ключевые слова: вольфрам, дейтериевая плазма, гелий-дейтериевая плазма, накопление дейтерия, изотопный обмен водорода. Reduction of the tritium accumulation is important requirement for fusion reactor materials. Tungsten is promising material for protect a first wall of the vacuum chamber of fusion devices. The tungsten plates will be exposed to intense fluxes of accelerated of deuterium (D), tritium (T), helium (He) particles from fusion plasma. Results of recent studies (2008-2014) on deuterium retention in tungsten exposed to high flux helium-seeded deuterium plasma carried out in Japan Atomic Energy Agency (Japan), Max-Planck Institute for Plasma Physics (Germany) and NRC «Kurchatov Institute» (Russia) are summarized in the present review. It has been shown that addition of helium ions into the D plasma at elevated temperatures significantly reduces the D retention in tungsten, both without and with ioninduced defects, compared to that for the pure plasma exposure. It has been also found that significant part of deuterium initially retained in tungsten after deuterium plasma exposure is released during sequential exposure to protium plasma. However, exposure of the D-plasmaexposed W samples to helium-protium plasma reduces the amount of released deuterium as compared to pure protium plasma irradiation. DEUTERIUM RETENTION IN TUNGSTEN EXPOSED TO HELIUM-SEEDED DEUTERIUM PLASMA. REVIEW OF RECENT EXPERIMENTAL RESULTS

show abstract

The effect of displacement damage on deuterium retention in tungsten exposed to D neutrals and D2 gas

Cited by 25 publications

References 24 publications

Deuterium retention in TiC and TaC doped tungsten at high temperatures

Deuterium retention in TiC and TaC doped tungsten at high temperatures

Deuterium trapping at defects created with neutron and ion irradiations in tungsten

Deuterium Retention in Tungsten Exposed to Helium-Seeded Deuterium Plasma. Review of Recent Experimental Results

Contact Info

Product

Resources

About