Hydrogen behavior in damaged tungsten by high-energy ion irradiation

Fukumoto, M.; Kashiwagi, H.; Ohtsuka, Y.; Ueda, Y.; Nobuta, Y.; Yagyu, J.; Arai, Takashi; Takeuchi, Masaki; Inoue, Takashi; Sakamoto, K.

doi:10.1016/j.jnucmat.2008.12.213

Cited by 37 publications

(14 citation statements)

References 14 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…The peak at around 800 K had already been seen by Fukumoto et al [4] and [5], Arkhipov et al [3], Oliver et al [2]. Fukumoto attributed it to D desorption from vacancy clusters.…”

Section: Resultsmentioning

confidence: 62%

“…As plasma-facing material, W will be subject to intense fluxes of energetic deuterium and tritium particles, as well as 14 MeV neutrons. This implantation process leads to concerns about the influence of neutron damage on tritium retention in W. Deuterium (D) retention and diffusion in damaged W was already investigated by several groups [1], [2], [3], [4], [5] and [6].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Deuterium retention in self-damaged tungsten

Tyburska

Alimov

Огородникова

et al. 2009

Journal of Nuclear Materials

125

View full text Add to dashboard Cite

Surface and sub-surface morphology and deuterium retention in polycrystalline tungsten, undamaged and pre-damaged with 5. The dependence of the D retention on the damage level and the implanted fluence was studied, and the results show saturation for 0.4 dpa independent of the deuterium implantation fluence. Additionally, it was observed that self-implantation introduces high temperature traps which can almost completely be removed by annealing at 1200 K.

show abstract

“…The peak at around 800 K had already been seen by Fukumoto et al [4] and [5], Arkhipov et al [3], Oliver et al [2]. Fukumoto attributed it to D desorption from vacancy clusters.…”

Section: Resultsmentioning

confidence: 62%

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Deuterium retention in self-damaged tungsten

Tyburska

Alimov

Огородникова

et al. 2009

Journal of Nuclear Materials

125

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…It has been experimentally shown [8,9,10,11,12,13,14,15,16,17,18,19,20,21,22,23] that irradiation of W materials with 0.2-20 MeV H, He, Si, and W ions leads to an enhancement of hydrogen isotope retention in comparison with undamaged materials. However, damage created by ions is concentrated in a narrow region below the surface (in the damaged zone), while neutron-induced damage extends to larger depths.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Deuterium retention in tungsten damaged with W ions to various damage levels

Alimov

Hatano

Tyburska-Püschel

et al. 2013

Journal of Nuclear Materials

View full text Add to dashboard Cite

Highlights W samples were pre-irradiated with 4.8 and 20 MeV W ions to various displacements per atom (dpa). Under following exposure to D plasmas radiation-induced defects were occupied by diffusing D atoms. At ≥ 0.1 dpa, the D concentration in the damage zone demonstrated weak dependence on the damage level. AbstractW samples were irradiated at 300 and 573 K with 4.8 and 20 MeV W ions to displacement damage levels in the range from 0.022 to 50 displacements per atom at the damage peak. 50 m thick W samples were exposed to high flux D plasma at 550 K on the side opposite to the damaged one, whereas 2 mm thick W samples were exposed to low flux D plasma at 403 K on the damaged side. Trapping of deuterium at displacement damage was examined by the D( 3 He, p) 4 He nuclear reaction with 3 He energies between 0.69 and 4.0 MeV allowing determination of the D concentration up to a depth of 6 lm. It was found that (i) at the damage level above 0.1 dpa, the concentration of the W-ion-induced defects responsible for trapping of diffusing D atoms depended very weakly on the numbers of displacements per atom, and (ii) the quasi-saturation concentration of the defects decreased by a factor of two as the W-ion irradiation temperature increased from 300 to 573 K.2

show abstract

“…На конференции ICFRM-13 [20] были доложены результаты образования блистеров на поверхности вольфрама, образцы которых из предвари-тельно облучённого вольфрама PM-W, отожжённого при 900 ºС, были спрессованы до 1 мм толщины и облу-чены отрицательными ионами водорода одни при энер-гии 399 кэВ, другие -700 кэВ. Затем предварительно облучённые и необлучённые образцы были облучены при температуре 200 ºС ионами водорода с энергией 1,0 кэВ при потоке 2,2·10 20 м -2 ·с -1 до флюенса 7,5·10 24 м -2 .…”

Section: можно ли избежать появления блистеров?unclassified

“…В последние несколько лет на эту про-блему обратили внимание специалисты, зани-мающиеся диагностикой плазмы и использую-щие в диагностических системах металлические зеркала, размещаемые вблизи плазмы и подвер-женные поэтому всем возможным с её стороны воздействиям. Имитационные исследования со-хранности диагностических зеркал в условиях, сначала имитирующих условия термоядерного реактора, были начаты в конце прошлого столетия в Харькове [20], а затем, уже в нынешнем столетии, распространились и в других странах. Использовались уже не макетные условия, зеркала испытыва-лись уже на действующих термоядерных установках [21].…”

Section: заключениеunclassified

Is It Possible to Avoid of Blister Formation in the Diagnostic Mirrors?

Orlinski¹

2009

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Системы диагностики плазмы и управления разрядом на действующих крупных термоядерных установках обычно оснащ а-ются зеркалами для ввода зондирующего и вывода собственного или отражённого оптического и микроволнового излуче-ния. Вместе с тем эти зеркала подвержены бомбардировке ионами плазмы, а также на них могут осаждаться ионы примесей, обычно в плазме присутствующих. В течение последних десятилетий воздействие ионных потоков на металлы активно ис-следовалось с точки зрения их влияния на некоторые металлические элементы конструкции вакуумной камеры, что может оказаться существенным для сохранности стенок дивертора токамака. А в последние годы на возможность снижения отр а-жательной способности металлических зеркал обратили внимание и специалисты, разрабатывающие системы диагностики плазмы. При взаимодействии быстрых ионов с поверхностью зеркала его отражательная способность может ухудшаться в результате катодного распыления, если энергия ионов превышает несколько сот электрон-вольт, и, как выяснилось в по-следние десятилетия, в результате накопления и последующего разрушения газовых пузырей (блистеров) в приповерхнос т-ном слое зеркала, накапливаемых в процессе облучения металла ионами газов с энергиями, превышающими несколько элек-трон-вольт. В предлагаемом вниманию читателей кратком обзоре публикаций, главным образом, японских авторов излаг а-ются основные результаты этих ещё не завершённых исследований.Ключевые слова: блистер, зеркало, взаимодействие иона с поверхностью вольфрама. IS IT POSSIBLE TO AVOID OF BLISTER FORMATION IN THE DIAGNOSTIC MIRRORS? D.V. ORLINSKI.The systems of the plasma diagnostic and discharge management at the large thermonuclear installations are usually used mirrors for introduce of a probing and to turn out of the own or reflected optical or microwave radiation. At the same time these mirrors may be subjected to the plasma ions bombardment and on their surface may fall different mixtures usually are presented in the plasma. During the last tens years the interaction of the ion fluxes with different metals were actively investigated for to study their influence on the metal elements of the vacuum chamber, what may be essential for a conservation of the divertor walls in the tokamaks. At the last years the specialists in the plasma diagnostics were turned their attention on a possibility of the metal mirrors reflectivity lowering. During fast ions interaction with the mirror surfaces their reflectivity may be loss in a result of a cathode sputtering if their energy is larger then a some hundred of an electron-volts and, as was cleared during the last decades, as a result of appearance of the gas bubbles (the blisters) at the surface layer and subsequent their destruction. In proposals for readers attention short survey of the publications, manly from Japanese publications, there are given the main of yet not finished investigations.

show abstract

Hydrogen behavior in damaged tungsten by high-energy ion irradiation

Cited by 37 publications

References 14 publications

Deuterium retention in self-damaged tungsten

Deuterium retention in self-damaged tungsten

Deuterium retention in tungsten damaged with W ions to various damage levels

Is It Possible to Avoid of Blister Formation in the Diagnostic Mirrors?

Contact Info

Product

Resources

About