A.V. Golubeva

Hydrogen Retention In Plasma‐Sprayed Tungsten

Deuterium retention in plasma‐sprayed tungsten (PSW) was investigated by means of the thermodesorption technique. The material was irradiated by deuterium ions with energies of 200 eV and 3 keV per deuteron, achieving fluences in the range 1022÷1024 D/m2. The observed retention in PSW is four times higher than in polycrystalline tungsten (PCW). An additional high‐temperature peak was found in the thermodesorption spectra of PSW (at 1050 K). The nature of the high‐temperature peak and the mechanism of higher retention in PSW are discussed.

The ion-driven permeation experiment PERMEX

A new installation PERMEX for the investigation of ion-driven permeation through metals was designed and built. A metal membrane under investigation separates two high-vacuum chambers. In the implantation chamber, the membrane surface is irradiated with a monoenergetic deuterium ion beam with an incident energy in the interval of 100-3000 eV/D. The ion flux at the surface is in a range of 10(13)-2 x 10(14) D/cm2 s, the membrane temperature can be varied in the interval of 290-1050 K. The permeating deuterium flux from the outlet membrane surface to the volume of the second chamber (registration chamber) is measured by a quadrupole mass-analyzer. The outlet surface of the membrane can be cleaned by an argon ion beam. To approve the correct work of the setup a number of experiments were performed with Ni membranes. First results of experiments with tungsten membranes are presented.

Tritium retention in reduced-activation ferritic/martensitic steels

Abstract The effects of displacement damage, plasma exposure and heat loads on T retention in reduced-activation ferritic/martensitic (RAFM) steels were investigated by exposing the steels to DT gas at 473 K. Despite enormous change in surface morphology, T retention in the heat-loaded specimen was comparable with that in the unloaded specimen. The exposure to plasma resulted in a drastic increase in T retention at the surface and/or sub surface. However, the T trapped at the surface/subsurface was easily removed by maintaining the specimens in air at ~300 K. Formation of radiation-induced defects led to a significant increase in T retention, and T trapped in the defects was not removed at ~300 K. These observations suggest that displacement damages have the largest effects on T retention at ~473 K.

INFLUENCE OF TEMPERATURE ON DEUTERIUM RETENTION IN LOW- ACTIVATION STEEL EK-181 (RUSFER) AT DEUTERIUM PLASMA IRRADIATION

Исследование поведения изотопов водорода в материалах термоядерных реакторов является одной из актуальных задач для термоядерного синтеза. В работе исследовано накопление дейтерия в образцах ферритно-мартенситной стали со сниженным уровнем наведённой активности под действием нейтронного облучения ЭК-181 (русфер) в процессе облучения низкотемпературной дейтериевой плазмой с энергией ионов 300 эВ при температуре образцов от комнатной до 635 К. Концентрация дейтерия в образцах измерялась методом термодесорбционной спектроскопии, а также методом ядерных реакций, используя реакцию D(He, p)He при энергии анализирующих ионов He от 0,69 до 4,5 МэВ. Накопление дейтерия в стали ЭК-181 в проведённых экспериментах было очень мало и составило 10—10% ат. Наибольшее накопление дейтерия наблюдалось при температуре образца 300—350 K в ходе облучения. Обнаружено резкое уменьшение захваченного дейтерия при температуре облучения выше 400 К. Сравнение данных, полученных методами термодесорбционной спектроскопии и ядерных реакций, показывает, что основная часть дейтерия захватывается в объёме материала, хотя максимум концентрации дейтерия всегда находится вблизи поверхности.