Hydrogen retention in carbon–tungsten co-deposition layer formed by hydrogen RF plasma

Katayama, Kazunari; Kawasaki, Toshisuke; Manabe, Yuji; Nagase, Hirotsugu; Takeishi, Toshiharu; Nishikawa, Masabumi

doi:10.1016/j.tsf.2005.08.025

Cited by 16 publications

(5 citation statements)

References 17 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…The configuration is similar to the primitive cell of trigonal or hexagonal of tungsten carbide, WC [20]. That implies that if vacancies are present, which are usually generated under irradiation conditions, it is perhaps easy to form the WC phase in the W surface at high temperature (600 K) under the ITER condition since experiments [9] indicated that the co-deposition of C and W atoms is speculated to lead to the formation of the WC phase even at temperature as low as 400 K. As mentioned above, the participation of W (Actually, it is due to the C-W bonding) suppresses the ability of C capturing H. The results explain the experimental phenomenon [9,[12][13][14][15] that H retention decreases relative to pure C by the formation of tungsten carbide. The opposite results in [11] (the retention of H is low in pure C) may attribute to chemical erosion on the top layers, which erodes away the H-rich layer.…”

Section: Discussionmentioning

confidence: 58%

“…Some experiments [13] have shown that hydrogen is trapped to carbon by the C-H bonding in C-W mixed layers. It is worth noting that, in these experiments, the concentration of C is always much higher than that of W, and the phases composed of C are the primary components.…”

Section: Discussionmentioning

confidence: 99%

“…Therefore, studies on the retention of hydrogen in W-C mixed layers are very important in the design of a fusion reactor since retention of hydrogen in PMFs increases the fuel costs of the reactor. Up to date, a lot of experiments have been done regarding these issues [9][10][11][12][13][14][15]. Studies [10] demonstrated that the amount of deuterium was reduced by adding W in C-W mixed materials.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 2 more Smart Citations

Hydrogen trapping under the effect of W–C mixed layers

et al. 2014

View full text Add to dashboard Cite

The retention of hydrogen (H) isotope in plasma-facing materials (PFMs) is an important issue for next step fusion device. We used density functional theory (DFT) to study the chemical bonds of H in tungsten-carbon (W-C) mixed layers of tungsten surface, aiming to explore the retention behaviour of H in PFMs. The solubility of C in W was first calculated for revealing the phase components in W-C mixed layers. It was found that C has low solubility in W, which prefers to be segregated on the W surface. Vacancies can enhance the solution of C in W. This makes C appear somewhat carbide feature. Thus, W-C mixed layers should contain multiple phase components. H retention strongly depends on the phase components in the W-C mixed layers. The solution of C will suppress the retention of H in W no matter whether neighbouring vacancies are present, or not. Hydrocarbon precursors, which were observed in desorption experiments, prefer to form by means of H binding to C atoms in C amorphous, or in precipitators in the W-C mixed layers, while not in tungsten carbide phase or in W bulk. Our investigation reasonably explains the experimental results.

show abstract

Section: Discussionmentioning

confidence: 58%

Section: Discussionmentioning

confidence: 99%

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Hydrogen trapping under the effect of W–C mixed layers

et al. 2014

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Данный факт объясняется тем, что количество осаждённого материала (число атомов) в экспериментах с графитовой мишенью как минимум на порядок выше, чем для экспериментов с вольфрамовой мишенью. Относительные концентрации изотопов водорода такого же уровня наблюдались в экспериментах на установках SCFD и Tore Supra (для С-D-и С-Нплёнок [5]), а также в магнетронных экспериментах (для W [3,4] и смешанных C-W-D-плёнок [16,17]).…”

Section: материалunclassified

Erosion Products of Plasma Facing Materials Formed Under Iter-Like Transient Loads and Deuterium Retention in Them

Putriк¹,

Klimov²,

Gasparyan³

et al. 2014

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Эрозия обращённых к плазме материалов во время импульсных переходных процессов является одной из проблем реакторатокамака ИТЭР. Существующих экспериментальных данных недостаточно для того, чтобы предсказать свойства продуктов эрозии, значительная часть которых будет образовываться во время импульсных переходных процессов (ЭЛМ-события и срывы). В работе представлены результаты экспериментального исследования продуктов эрозии графита и вольфрама, осаждённых в условиях импульсных плазменных процессов на КСПУ-Т: тепловая нагрузка на мишень 2,6 МДж/м 2 , длительность воздействия плазмы 0,5 мс. Разработанная диагностика для измерения скорости осаждения позволила определить, что осаждение эродированного материала происходит во время разряда, диапазон изменения скорости осаждения продуктов лежит в интервале (0,1-100)10 19 ат./(с•см 2), что существенно выше скорости осаждения при стационарных процессах. Обнаружено, что относительные атомные концентрации дейтерия D/C и D/(W + C) в продуктах эрозии, осаждённых в условиях импульсных процессов на КСПУ-Т, находятся на том же уровне, что и в случае стационарных процессов. Установлено, что при облучении продуктов эрозии излучением, параметры которого характерны для ослабленного срыва ИТЭР (длительность 0,5-1 мс, интегральная плотность энергии излучения Q = 0,1-0,5 МДж/м 2), происходит существенное уменьшение концентрации захваченного в них дейтерия. Ключевые слова: ИТЭР, продукты эрозии, захват изотопов водорода, скорость осаждения, воздействие излучения.

show abstract

“…In order to assess the efficiency of tritium removal by such wall baking, it is necessary to know the hydrogen retention/release behaviour of not only the pure materials but also mixed materials. Fuel retention in W-Carbon (C) mixed material has been studied in various laboratories [4][5][6][7]. But also, the investigation with Be-containing mixed materials is a critical issue because Be covers the majority of the ITER plasma-facing surface (~ 690 m 2 , i.e.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%