Trapping and replacement of 1–14 keV hydrogen and deuterium in 316 stainless steel

The major increase in discharge duration and plasma energy in a next step DT fusion reactor will give rise to important plasma-material effects that will critically influence its operation, safety and performance. Erosion will increase to a scale of several centimetres from being barely measurable at a micron scale in today's tokamaks. Tritium co-deposited with carbon will strongly affect the operation of machines with carbon plasma facing components. Controlling plasma-wall interactions is critical to achieving high performance in present day tokamaks, and this is likely to continue to be the case in the approach to practical fusion reactors. Recognition of the important consequences of these phenomena stimulated an internationally co-ordinated effort in the field of plasma-surface interactions supporting the Engineering Design Activities of the International Thermonuclear Experimental Reactor project (ITER), and significant progress has been made in better understanding these issues. The paper reviews the underlying physical processes and the existing experimental database of plasma-material interactions both in tokamaks and laboratory simulation facilities for conditions of direct relevance to next step fusion reactors. Two main topical groups of interaction are considered: (i) erosion/redeposition from plasma sputtering and disruptions, including dust and flake generation and (ii) tritium retention and removal. The use of modelling tools to interpret the experimental results and make projections for conditions expected in future devices is explained. Outstanding technical issues and specific recommendations on potential R&D avenues for their resolution are presented.

show abstract

“…Similar saturation of hydrogen retention is also observed in metals at low temperatures where the implanted hydrogen 98 cannot diffuse [418,419].…”

Section: Hydrogen Retention In Carbonsupporting

confidence: 59%

“…Hydrogen implanted in beryllium at temperatures below 500 K [417] and in stainless steel below 150 K [418,419] behave this way. If the implantation profile (P(x) in eq.…”

Section: (January 2001)mentioning

confidence: 99%

Plasma-material interactions in current tokamaks and their implications for next step fusion reactors

et al. 2001

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Our model for saturation and isotope exchange can easily include these effects by using the hydrogen depth profile for the desired energy and angular distributions. In contrast to previous models for isotope exchange [9,11], the dependence on implant energy in our model is all contained in the depositi.on pro~iles.…”

Section: Hydrogen Retention and Isotope Exchange In A Tokamak Environmentioning

confidence: 83%

“…In this case, the observed retention will sensitively depend on the sample temperature, on the permeability of the surface, and the implant flux. Due to the high mobility of D in stainless steel at room temperature, most of the D is lost from the near surface region within several hours of the implant [9,10].…”

Section: Hydrogen Retentionmentioning

confidence: 99%

Retention, isotope exchange, and thermal release of hydrogen in candidate materials for TFTR

Wampler¹,

Doyle²,

Brice³

et al. 1980

View full text Add to dashboard Cite

“…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

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

Trapping and replacement of 1–14 keV hydrogen and deuterium in 316 stainless steel

Cited by 63 publications

References 9 publications

Plasma-material interactions in current tokamaks and their implications for next step fusion reactors

Plasma-material interactions in current tokamaks and their implications for next step fusion reactors

Retention, isotope exchange, and thermal release of hydrogen in candidate materials for TFTR

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

Contact Info

Product

Resources

About