Numerical analysis of TDS spectra under high and low flux plasma exposure conditions

A recently developed numerical model, based on the dislocation-driven nucleation of gas bubbles, is used to analyse experimental results on deuterium retention in tungsten under ITER relevant plasma exposure conditions. Focus is placed on understanding the relation between exposure temperature and flux on primary features of thermal desorption spectra: peak positions and intensities of the desorption flux. The model allows one to relate the peak positions with the size of plasma induced deuterium bubbles and envisage exposure conditions (temperature and flux) for their formation. Based on the performed analysis, dedicated experimental conditions to validate the model are proposed

Response of tungsten surfaces to helium and hydrogen plasma exposure under ITER relevant steady state and repetitive transient conditions

The effect of helium (He) plasma exposure, and associated surface modifications, on the thermal shock resistance of tungsten (W) under ITER relevant steady state and transient heat and particle loads was studied. W samples were exposed to steady state and pulsed He plasmas at surface base temperatures from 670 to 1170 K. The same exposures were repeated in hydrogen (H) to allow a direct comparison of the role of the ion species on the thermal shock resistance. Exposure to He plasma pulses caused the formation of fine cracking network on W samples which occurred at a higher density and smaller depths compared to H pulsed plasma irradiation. The peak temperature reached during an ELM-like plasma pulse increased by a factor  1.45 over the 100 s of He plasma exposure, indicating a deterioration of the thermal properties. Transient loading experiments were also performed using a high power pulsed laser during He plasma exposure, showing a significant modification of the target thermal response caused by the surface damage. The effect of He-induced morphology changes on the thermal response modification was found to be very small compared to that of transient-induced damage

Influence du flux de particules sur les modifications de surface du tungstène

Tungsten is the selected material to be used in the ITER divertor due to its favorable thermal and physical properties. Particle flux densities and energies, and surface temperature will vary by several orders of magnitude along the divertor surface, with values in the range 1020-1024 m2s-1, 0.1-100 eV and 370-1370 K, respectively. Exposed to such conditions, tungsten may undergo erosion, cracking and other surface modifications affecting its thermal and mechanical properties. Another concern is the retention of implanted radioactive fuel atoms (tritium) in the material surface and their diffusion through the bulk. A considerable amount of studies have addressed retention and plasma induced surface modifications, focusing mainly on the effect of ion energy, ion fluence and surface temperature while very little knowledge exists on the influence of the plasma flux. These results are largely scattered and occasionally bear a lack of consistency. The aim of this thesis is to provide a coherent picture of the behavior of tungsten exposed to plasma conditions relevant for future fusion reactors. A systematic investigation assessing the impact of the plasma flux density and exposure temperature on surface modifications and hydrogen accumulation in tungsten was performed by means of experiments carried out in the linear plasma devices PSI2 at Forschungszentrum Juelich, Pilot-PSI and Magnum-PSI at DIFFER, and PISCES-A at UCSD. The correlation between the particle flux density, exposure temperature, surface modifications and hydrogen retention in tungsten was investigated for different material microstructures. Three types of polycrystalline tungsten (thermally treated at 1273 and 2273 K) and single crystal tungsten samples (110 crystal orientation) were exposed to deuterium plasmas at surface temperatures of 530-1170 K to two different ranges of deuterium ion fluxes (low and high flux: ~1022 and ~1024 m2s-1). All the exposures were performed at the same incident ion energy of 40 eV and particle fluence of ~1026 m2. The exposed samples were analyzed postmortem utilizing various surface imaging and analyses techniques (microscopy, thermal desorption spectroscopy and ion beam analysis). Increasing the particle flux by two orders of magnitude caused blister formation at temperatures above 700 K for which blistering is usually absent under low flux exposure conditions. Small blisters of several tens of nanometers and up to 1 micrometer of lateral size were detected on the annealed polycrystalline and in single crystal tungsten samples, respectively. On the contrary, blisters were absent on the recrystallized samples except for the low flux and low temperature case where large blisters of about 10 micrometer and cavities along the grain boundaries appeared. The total deuterium retention was measured by means of thermal desorption spectroscopy (TDS). In the cases with low exposure temperatures, the retained fraction of deuterium was one to two orders of magnitude higher after exposure to the low flux compared to the high flux. On the contrary, an opposite tendency of the total deuterium retention at high exposure temperatures was observed. Hence, the maximum of the total deuterium retention was observed to occur at a higher temperature in the case of high incident particle flux (~850 K) compared to low flux exposures (~650 K). Overall, experimental results on deuterium retention were similar for all the investigated tungsten microstructures. Deuterium retention decreased at high temperatures and the maximal retention was lower for high flux exposures. However, due to the shift of the maximal retention to higher temperatures, the amount of deuterium retained at temperatures above 800 K was higher at high flux rather than at low flux, being still about one order of magnitude lower than the maximal retention at low fluxLe tungstène est le matériau choisi pour le divertor d'ITER en raison de ses propriétés thermiques et physiques. Les densités de flux et les énergies des particules, et la température de surface pourront varier de plusieurs ordres de grandeur le long de la surface du divertor, soit respectivement 1020-1024 m2s-1, 0.1-100 eV, et 370-1370K. Exposé à de telles conditions, le tungstène peut subir de l'érosion, des fissurations et d'autres modifications de surface affectant ses propriétés thermomécaniques. Une autre préoccupation est la rétention des atomes de tritium implantés dans la surface et leur diffusion dans l'épaisseur du matériau. Nombre d'études ont porté sur la rétention et les modifications de surface induite par le plasma, mais se concentraient principalement sur l'effet de l'énergie des ions, leur fluence et la température de surface, mais très peu portaient sur l'influence du flux de plasma, avec des résultats erratiques et peu cohérents entre eux. L'objectif de cette thèse est de fournir une image cohérente du comportement du tungstène exposé à des conditions pertinentes pour les futurs réacteurs de fusion. Une investigation systématique évaluant l'impact de la densité de flux de plasma et de la température de l'exposition sur les modifications de surface et l'accumulation d'hydrogène dans tungstène a été effectuée au moyen d'expériences menées dans les dispositifs plasma linéaires, PSI-2 à Jülich, Pilot-PSI et Magnum-PSI à DIFFER, et PISCES-A à UCSD. La corrélation entre densité de flux de particules, température d'exposition, modifications de surface et rétention de l'hydrogène dans le tungstène a été étudiée pour différentes microstructures de matériau. Des échantillons de trois types de tungstène poly-cristallin (traité thermiquement à 1273 et 2273 K) et monocristallin (orientation 110) ont été exposés à des plasmas de deutérium et des températures de surface de 530 à 1170 K à deux gammes différentes de flux d'ions deutérium (~1022 et ~1024 m2s-1). Toutes les expositions ont été effectuées à la même énergie d'ions incidents de 40 eV et une fluence de particules de 1026 m2. Les échantillons ont été analysés post mortem en utilisant diverses techniques d'imagerie et d'analyse de surface (microscopie, spectroscopie de désorption thermique (TDS) et analyse par faisceau d'ions). L'augmentation du flux de particules de deux ordres de grandeur a provoqué la formation de bulles au-dessus de 700 K, températures pour lesquelles elles sont généralement absentes à faible flux. De petites cloques de respectivement quelques dizaines de nm et jusqu'à une taille latérale de 1 micron ont été détectées sur des échantillons de tungstène poly-cristallin recuit et monocristallin. Au contraire, les cloques sont absentes sur les échantillons recristallisés, sauf à faible flux et basse température où des vésicules d'environ 10 micron et des cavités sont apparues le long des joints de grains. La rétention totale de deutérium a été mesurée par TDS. A faible température d'exposition la fraction retenue était un à deux ordres de grandeur plus élevée après l'exposition à faible flux qu'à haut flux. Au contraire, une tendance opposée de la rétention totale à des températures d'exposition élevées a été observée. Par conséquent, le maximum de la rétention de deutérium totale a été observé pour une température supérieure dans le cas du flux incident de particules élevée (~850 K) comparée à l'exposition de faible flux (~650 K). Globalement les résultats sur la rétention de deutérium étaient similaires pour toutes les microstructures de tungstène étudiées. La rétention diminue à haute température et son maximum est plus bas pour des expositions à haut flux. Or, en raison du décalage de la rétention maximale vers des températures plus élevées, la quantité de deutérium piégée pour des températures supérieures à 800 K était plus élevée à haut flux qu'à faible flux, soit ~ un ordre de grandeur inférieur à la rétention maximum à faible flu

Mirror Station for studies of the protection of diagnostic mirrors from impurity contamination in ITER: Design and first results

Optical and laser-based diagnostics in ITER will use mirrors to transmit plasma radiation and laser light to the corresponding detectors and cameras. Mirrors will be sputtered by the fast plasma particles and contaminated by impurities leading to the degradation of the reflectivity and hampering the performance of corresponding diagnostics. Dedicated measures were proposed to minimize the impurity deposition comprising the use of shutters and fins inside diagnostic ducts to trap impurities on their way toward the mirror located in the end of these ducts. Modeling results predict at least 7-fold suppression of the deposition for the duct having four fins located at the distance of a half of a diameter from each other. The Mirror Station (MS) was designed to validate modeling predictions and to study the suppression of deposition inside of diagnostic ducts. The MS contained cylindrical and cone-shaped tubes of different lengths with smooth and shaped geometry of ducts. The MS was exposed in the midplane port of TEXTOR for about 3960 s of plasma operation. After exposure, no drastic suppression of deposition was observed in the cylindrical ducts with fins. In the conical tubes no deposition was detected outlining the advantages of a cone form