Захват и термодесорбция дейтерия в углеродных материалах при облучении плазмой тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

На правах рукописи

Русинов Александр Александрович

Захват и термодесорбция дейтерия в углеродных материалах при облучении плазмой

01.04.08 - физика плазмы

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Автор:

2 О ОКТ ?01]

Москва 2011

4857600

Работа выполнена в Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ»

Научный руководитель:

доктор физико-математических наук, профессор Писарев Александр Александрович

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук, профессор

Шарапов Валерий Михайлович

доктор физико-математических наук, профессор Чернов Иван Ильич

Ведущая организация:

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

Защита состоится 9 ноября 2011 г. в 14 час. 30 мин. на заседании диссертационного совета Д 212.130.05 при Национальном исследовательском ядерном университете "МИФИ" в конференц-зале К-608 по адресу: Москва, 115409, Каширское шоссе, 31, корпус К.

тел.: 324-84-96, 323-95-26

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЯУ МИФИ.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Автореферат разослан октября 2011 г.

Ученый секретарь И.В. Евсеев

диссертационного совета

Общая характеристика работы Актуальность работы

Изучение взаимодействия изотопов водорода с углеродными материалами применительно к термоядерным исследованиям ведется довольно давно. Долгое время углеродные материалы рассматривались в качестве наилучшего материала для первой стенки будущего реактора благодаря своим преимуществам: низкий зарядовый номер, низкое давление насыщенных паров, хорошие тепловые характеристики (теплопроводность, температура плавления) и низкая стоимость. Впоследствии выяснилось, что эти материалы имеют недостатки, которые ставят под вопрос их использование для первой стенки ТЯР: высокий коэффициент химического распыления водородом, высокая скорость радиационно-стимулированной сублимации, неконтролируемое появление потоков углерода в центральную плазму из локализованных горячих точек на поверхности, деградация теплопроводности под действием нейтронов и высокий коэффициент захвата изотопов водорода. Вследствие химической природы связи захваченного водорода с углеродными атомами, концентрация его может достигать очень больших величин -Н/С около 0.4. При эрозии материала образуются летучие соединения (углеводороды), которые осаждаются из плазмы обратно на поверхности, обращенные к плазме, образуя пленки. В этих пленках также может накапливаться большое количество трития. Накопление трития в углеродных материалах представляет опасность. Поэтому в принятых сейчас конструктивных решениях ИТЭР углеродные материалы в значительной степени заменены на бериллий и вольфрам. Несмотря на снижение доли углеродных материалов в последних вариантах ИТЭР, интерес к ним для будущих проектов не угас. Поэтому, вопросы накопления трития в углеродных материалах и углеродных пленках остаются актуальными с точки зрения радиационной безопасности реактора.

Изучению взаимодействия изотопов водорода с углеродными материалами посвящено большое количество работ. В том числе, много работ посвящено исследованию накопления и термодесорбции изотопов водорода при облучении ионами и плазмой. Однако, анализ показывает, что результаты, полученные в разных группах часто отличаются друг от друга не только количественно, но и качественно, а разброс данных, полученных в рамках одной серии экспериментов часто очень велик. Возможных причин такого расхождения много, но работ, п освященных сравнительному анализу разных факторов, мало. Поэтому исследования, посвященные сравнительному анализу экспериментов, выполненных в разных условиях, весьма актуальны.

Цель работы:

1. Создание сверхвысоковакуумного термодесорбционного стенда для изучения захвата и газовыделения изотопов водорода из различных материалов.

2. Проведение сравнительного анализа особенностей захвата дейтерия в углеродные материалы и газовыделения из них в экспериментах по облучению высокоэнергетичным ионным пучком, ионами плазмы и при насыщении из газовой фазы.

3. Проведение сравнительного анализа захвата в компактные углеродные материалы и осажденные аморфные углеводородные пленки.

4. Проведение сравнительного анализа захвата и десорбции из графита и углеродного композита при плазменном облучении.

5. Проведение сравнительного анализа захвата дейтерия в углеродные материалы при их облучении плазмой на установках различного типа.

6. Исследование механизмов захвата дейтерия в графит при высоких дозах и высоких температурах при облучении потоком ионов плазмы с высокой плотностью и низкой энергией.

7. Исследование модификации поверхности углеродных материалов после облучения плазмой на разных плазменных установках.

На защиту выносятся следующие результаты, содержащие научную новизну:

1. Термодесорбционный стенд с уникальными характеристиками: сверхвысокий вакуум, быстрая замена образцов с использованием шлюзовой системы без потери сверхвысокого вакуума, отсутствие роста фоновых сигналов измеряемых газов при термодесорбции, что значительно повышает чувствительность, разрешение и надежность измерений.

2. Результаты впервые проведенного в одной серии экспериментов сравнительного анализа захвата и термодесорбции дейтерия в углеродные материалы при бомбардировке высокоэнергетичным ионным пучком, облучении ионами плазмы, насыщении из газовой фазы и при захвате в растущие углеводородные пленки, который свидетельствует о том, что термодесорбционные спектры после облучения в плазме имеют черты, характерные для спектров после ионной бомбардировки, насыщения из газа и аморфных углеводородных пленок.

3. Результаты сравнительного анализа захвата и термодесорбции из мелкозернистого графита и углеродного композита, облученных плазмой, в котором впервые показано, что спектры термодесорбции из этих материалов качественно похожи, несмотря на существенное различие структуры этих материалов, а отличается только количество захваченного дейтерия, которое больше у углеродного композита за счет большей площади поверхности, обращенной к плазме.

4. Результаты впервые проведенного в одной серии экспериментов сравнительного анализа захвата и термодесорбции дейтерия в углеродные материалы при их облучении плазмой на установках различного типа, в результате которого показано, что характеристики захвата и десорбции в разных экспериментах могут отличаться, несмотря на заявляемые близкие значения энергии ионов, дозы облучения и температуры мишеней, что может

быть связано с различиями свойств плазмы, которые обычно не контролируются в таких экспериментах.

5. Результаты исследования захвата дейтерия в графит при высоких дозах и высоких температурах при облучении потоком ионов плазмы с высокой плотностью и низкой энергией, в которых впервые показано, что дейтерий захватывается по всему объему материала на глубине до нескольких миллиметров в результате того, что в естественных порах на входной поверхности графита создается локальное высокое давление газа за счет ре-эмиссии большого потока ионов, что приводит к течению этого газа по системе соединенных пор к обратной стороне образца и термически активируемой абсорбции дейтерия в зернах по всей толщине образца.

6. Результаты анализа модификации поверхности углеродных материалов при их облучении в плазме в различных установках, в которых показано, что взаимодействие плазмы с поверхностью может приводить к неконтролируемому развитию рельефа поверхности в результате роста разнообразных трехмерных структур.

Научная и практическая значимость работы

Создан уникальный стенд для проведения термодесорбционных исследований, который используется для анализа захвата газов в различных конструкционных и функциональных материалах.

В результате сравнительного анализа термодесорбционных спектров, полученных после насыщения углеродных материалов в экспериментах с ионами, плазмой и газом, показано, что захват изотопов водорода из плазмы определяется не только ионами, но и тепловыми атомами, газом, а также осажденными и модифицированными пленками на поверхности. Это необходимо принимать во внимание при анализе накопления изотопов водорода в углеродных материалах, экспонируемых в плазменных установках. Это также свидетельствует, что анализ накопления трития в материалах ТЯР, сделанный на основании экспериментов по ионному облучению, не всегда применим к условиям пламенного облучения.

Проведены сравнительные измерения термодесорбционных спектров, полученных с одинаковыми образцами, облученными плазмой в различных установках в различных институтах в приблизительно одинаковых условиях (round robin experiments) и показано, что спектры могут сильно отличаться, хотя основные параметры облучения примерно одинаковы. Это может быть связано с тем, что такие параметры плазмы, как степень ионизации газа, массовый состав плазмы и энергетический спектр ионов обычно не контролируются в модельных установках Это может объяснять также наблюдаемое в литературе расхождение экспериментальных данных, полученных в разных научных группах, и большой разброс данных, который часто наблюдается даже в рамках одной серии экспериментов.

Эксперименты с различными углеродными материалами свидетельствуют, что не следует ожидать каких-либо принципиальных изменений в захвате при выборе в будущем каких-либо новых чисто углеродных материалов.

Показано, что накопление трития в объеме графитовых материалов может быть даже больше, чем накопление в зоне облучения, а развитие рельефа поверхности может существенно изменить параметры накопления и удержания при контакте материала с плазмой.

Полученные результаты должны приниматься во внимание при оценке накопления изотопов водорода в углеродных материалах в термоядерных установках.

Апробация работы

Всего по результатам работы опубликовано 12 работ, перечисленных в списке публикаций

Основные результаты диссертационной работы изложены в шести статьях в журналах из перечня ВАК.

Основные результаты диссертационной работы были представлены на шести международных конференциях: 17 международном вакуумном конгрессе (2007, Стокгольм, Швеция), на 3 международной конференции по взаимодействию изотопов водорода с конструкционными материалами (2007, Санкт-Петербург, Россия), на XVIII международной конференции по взаимодеиствию ионов с поверхностью (2007, Звенигород, Россия), на 18" международной конференции по взаимодействию плазмы с поверхностью (2008, Толедо, Испания), на 14й международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (2009, Саппоро, Япония), на 19" международной конференции по взаимодействию плазмы с поверхностью (2010, Сан-Диего, США).

Личный вклад в опубликованных работах заключается в следующем: [6] -конструирование установки, проведение экспериментов; [3,5,7,12] - проведение экспериментов; [1,2,4,8-11] - проведение экспериментов и анализ экспериментальных данных.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа содержит 140 страниц машинописного текста, 83 рисунка, 4 таблицы. Список литературы включает 110 наименований.

Содержание работы

Во введении обосновывается актуальность работы, формулируются ее цели и задачи, представляются основные положения, выносимые на защиту.

В литературном обзоре проанализированы известные эксперименты по изучению захвата изотопов водорода в углеродные материалы после облучения в ионных и плазменных лабораторных установках и токамаках, а также после насыщения углеродных материалов из газовой фазы. Описаны модели поведения водорода при ионном, газовом внедрении, приведены результаты моделирования термодесорбционных спектров. На основе литературных данных дана оценка углеродных материалов как материалов первой стенки будущего экспериментального токамака ИТЭР, указаны проблемы, стоящие при выборе углеродных материалов в качестве материалов, обращенных к плазме.

В главе «Экспериментальные установки и методики» описываются использованные в работе установки для внедрения дейтерия.

Для анализа возможных эффектов, связанных с особенностями захвата водорода из плазмы, работа проводилась на нескольких установках, плазма в которых генерировалась различными способами. Использовались установки ЛЕНТА в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» и ПР-2 в НИЯУ «МИФИ», в которых для генерации плазмы использовался плазменно-пучковый разряд, установка с СВЧ плазмой в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» и с магнетронным разрядом в Институте Физической Химии РАН. Энергия ионов, бомбардирующих поверхность образцов, составляла 100-200 эВ, температура варьировалась от комнатной до 150 °С. Плотности потоков ионов составляли от 1016 до 1017 0/см2сек, дозы облучения от 1018 до 3*1021 D/cm2.

Поскольку считается, что захват дейтерия из плазмы связан, в основном, с внедрением ионов, то были проведены сравнительные эксперименты по облучению ионами. Облучение масс-сепарированным пучком ионов D2+ или D3+ с энергиями от 1.1 до 5 кэВ/D проводилось на установке Медион (НИЯУ «МИФИ»). Плотность потока составляла около 1014D/cm2, дозы облучения от 1017 до 1018 D/см2. Часть образцов была облучена в Институте Физики Плазмы им. Макса Планка (Гархинг, Германия) на установке HSQ с масс-сепарированным пучком ионов D3+ с низкой энергией (200 эВ/D).

В отдельном стенде для сравнения проводилось насыщение образцов из газовой фазы при повышенных температурах.

Также была исследована термодесорбция из углеводородных пленок, осажденных из разряда в дейтерометане CD4 в Институте Физики Плазмы им. Макса Планка (Гархинг, Германия).

В экспериментах использовались различные типы углеродных материалов: мелкозернистый прессованный графит марки МПГ-8, углеродный композит NB31 и пиролитический графит.

После внедрения дейтерия все образцы были проанализированы в одинаковых условиях в термодесорбционном стенде, созданном для выполнения этой работы в НИЯУ «МИФИ». Это позволило получить надежные данные

сравнительных экспериментов. Стенд состоит из сверхвысоковакуумной части для проведения термодесорбции и камеры для загрузки образцов (рис. 1). Такая конструкция позволяет быстро менять образцы без нарушения сверхвысокого вакуума в измерительной камере. Система калибровки по дейтерию позволяет определять абсолютные значения количества вышедших частиц. Остаточный вакуум в измерительной камере меньше 2*1 (Г9 торр, основная компонента -водород Н2. Проведение ТДС в хороших вакуумных условиях необходимо для снижения уровня образования соединений дейтерия с компонентами остаточных газов (в частности, НЭО и 020), которые являются каналами потерь дейтерия, так как эти сигналы трудно откалибровать. Кроме того, отсутствие роста фоновых сигналов избавляет от необходимости вычитать их из полезных сигналов, что повышает надежность экспериментальных данных. Тестовые эксперименты по термодесорбции из металлов (вольфрам и тантал), облученных ионами дейтерия, показали отличную воспроизводимость измерений, выполненных как один за другим, так и с интервалом в несколько месяцев. Описаны типичные особенности проведения ТДС экспериментов.

Рис.1. Схема термодесорбционного стенда: 1- форвакуумный насос; 2-турбомолекулярный насос; 3- магниторазрядный насос; 4- азотная ловушка; 5- клапан; 6- угловой клапан; 7- проходной клапан; 8- натекатель; 9- баратрон; 10- квадрупольный масс-спектрометр; 11- магниторазрядный преобразователь; 12- основная камера; 13-загрузочная камера; 14- объем для калибровки; 15- баллон с дейтерием; 16- \¥ нагреватель; 17- охлаждаемые токовводы; 18- образец; 19- ввод движения; 20-термопара; 21 - источник тока; 22.23- ЦАП и АЦП; 24- компьютер

Поверхность образцов была исследована в сканирующем электронном микроскопе (СЭМ). В облученных плазмой образцах были измерены также профили концентрации дейтерия по глубине методом ядерных реакций (МЯР) в Институте Физики Плазмы им. Макса Планка (Гархинг, Германия).

6

В главе «Захват в графит и углеродный композит при облучении в плазме» приведены результаты экспериментов по плазменному облучению графита МПГ-8 и композита NB31 на различных плазменных установках и их обсуждение.

Плазменное облучение дает ТДС спектры дейтерия, расположенные в широком интервале температур от 400 до 1400 К. Примеры спектров десорбции молекул D2 после плазменного облучения графита МПГ-8 в СВЧ разряде представлены на рис. 2. Основной пик, в котором выходит существенная часть дейтерия, имеет максимум при 800 К. Дейтерий также десорбируется при низких температурах (400-700 К) и при высоких температурах (900-1400 К), высокотемпературная часть обычно очень широкая. Выход дейтерия в виде молекул HD происходит в таком же широком диапазоне температур и дает существенный вклад в полное количество вышедшего дейтерия. Форма спектров HD повторяет форму спектров D2. Анализ большого количества спектров приводит к выводу, что структура спектров ТДС дейтерия сложная, и широкие пики состоят из нескольких узких пиков, накладывающихся друг на друга. При изменении условий облучения положение узких пиков остается постоянным, однако происходит перераспределение частиц между ними, что может приводить к изменению формы широкого пика. Такая сложная структура спектров может свидетельствовать, что в углеродных материалах существует большое разнообразие энергий активации десорбции захваченного дейтерия. Это можно объяснить существованием большого разнообразия геометрических конфигураций в расположении атомов углерода в графите и композите, что создает большое разнообразие возможных энергий связи атомов дейтерия с атомами углерода. ТДС спектры углеводородов также имеют максимум при температуре 800 К, количество вышедшего метана растет с дозой (рис. 2).

Рис.2. ТДС спектры 02 (слева) и С04 (справа) из графита МПГ-8 после плазменного облучения (СВЧ разряд, 300 эВ/03+, 2х1016 0/см2сек), дозы облучения 8.9хЮ|7-4хЮ20 О/см2

Сравнение ТДС спектров, полученных после плазменного облучения СВЧ разрядом и плазменно-пучковым разрядом (ЛЕНТА) графита МПГ-8 и композита ШЗ1 (рис. 3) показало, что в обоих материалах положения пиков термодесорбции одинаковы, однако, относительные амплитуды пиков разные. Схожесть положения пиков в этих материалах обусловлена тем, что захват дейтерия происходит на

400 600 800 10001200 1400160 TesirsejSaiypa, К

400 600 800 1000 1200 1403 1600

Температура, К

свободных связях атомов углерода в обоих материалах. Большое количество пиков объясняется тем, что атомы углерода могут иметь разное количество свободных связей в каждом материале, и их конфигурации в каждом материале разнообразны. Отличие амплитуд пиков объясняется тем, что, количество и соотношение разных центров захвата в графите и композите отличаются из-за различия в структуре этих материалов. Захват в композит много больше, чем в графит при малых дозах облучения (<Ю20 Б/см2). При увеличении дозы различие уменьшается и при дозах облучения больше 1020 Б/см2 в композит захватывается примерно в два раза больше, чем в графит, при этом спектры похожи по форме, что может означать одинаковое соотношение разных центров захвата в этих материалах (рис. 3).

Температура. К................................Температура, К

Рис.3. Слева: ТДС спектры 02 из графита МПГ-8 (черные линии) и композита N1331 (серые линии), облученных плазмой СВЧ разряда, дозы (О/см2) указаны в легенде. Справа: ТДС спектры из графита МПГ-8 и композита ЫВ31, одновременно облученных плазмой на установке ЛЕНТА, доза 1021 О/см2, черная линия - МПГ-8, серая линия - композит (сигнал поделен на 2).

Исследование влияния полировки образцов на форму ТДС спектров и на количество захваченных частиц показало, что полировка не влияет на структуру спектров (положения пиков и соотношения их амплитуд одинаковы), но влияет на количество захваченного дейтерия, которое для полированных образцов графита примерно в два раза меньше.

Изучение полированной и сколотой поверхностей в микроскоп показало, что сколотая поверхность имеет очень развитый рельеф, видны поры и крайне неровная поверхность зерен, при полировке же все неровности забиваются графитовой пылью и на поверхности образуется слой (рис. 4), состоящий из множества мельчайших зерен, которые имеют большую свободную поверхность и множество свободных углеродных связей. Толщина слоя порядка одного мкм (рис. 4). Так как глубина внедрения ионов плазмы в сотни раз меньше, то плазма взаимодействует не с графитом, а с этим слоем. Однако то, что структура спектров в экспериментах с разной поверхностью (сколотая и заполированная) похожи, может свидетельствовать о том, что облучение в плазме сильно изменяет структуру поверхности в обоих случаях. Это предположение имеют право на существование, поскольку, как было показано, поверхность сильно модифицируется после облучения в плазме.

Рис.4. Снимок поверхности графита в электронном микроскопе: а - полированная, Ь -сколотая.

Сравнение ТДС спектров дейтерия, полученных при облучении на разных плазменных установках в одинаковых условиях (раунд-робин эксперименты) показало, форма ТДС спектров и количество захваченного дейтерия разные, несмотря на декларируемые экспериментаторами примерно одинаковые условия облучения (рис. 5). Существенно также, что наблюдались различия в спектрах образцов, облученных на одной установке одновременно, в одних и тех же условиях. Последнее является особенностью экспериментов с плазмой; ни в экспериментах с сепарированным пучком ионов, ни в экспериментах с газом подобного разброса данных не наблюдалось.

Зачастую плохая воспроизводимость в экспериментах с плазмой может быть обусловлена влиянием множества факторов, которые не контролируются при проведении облучения лабораторной плазмой: наличие примесей, молекулярный состав ионов, доля возбужденных атомов, однородность облучения образцов, переосаждение распыляемого материала, развитие рельефа на поверхности, эмиссия электронов с поверхности и пр. Изменение этих параметров от облучения к облучению может приводить к различию в форме ТДС спектров (в соотношении амплитуд пиков) и к различию в полном количестве захваченного дейтерия. Для получения воспроизводимости результатов и их анализа необходимо отслеживать эти параметры облучения.

В главе «Сравнение захвата из плазмы с захватом при облучении ионами, выдержке в газе и с захватом в углеводородные пленки» приведены результаты сравнения термодесорбционных спектров, полученных после захвата из плазмы, с ТДС после облучения углеродных материалов ионами, ТДС после насыщения в газе и ТДС из со-осажденных углеводородных пленок. Проанализированы общие черты и отличительные особенности спектров и предложена модель взаимодействия дейтерия с углеродными материалами, описывающая все термодесорбционные спектры. На рис. 6 показаны спектры десорбции Б2 из графита, облученного высокоэнергетичным и низкоэнергетичным ионным пучком, плазмой СВЧ разряда, насыщенного из газа при повышенной температуре и из аморфных углеводородных пленок.

Температура, К

Рис,5. Качественное сравнение ТДС спектров (Р2+НО) из графита МПГ-8, облученного плазмой на различных установках (сигналы домножены на различные коэффициенты для приведения к одинаковой амплитуде пика при 800 К). Дозы облучения (О/см2): СВЧ - 4хЮ20; ЛЕНТА - Зх1021; ПР-2 - 3.8x10м; МР - 1.7х1021. Колебания на одном из спектров в области 300-550 К связаны с неустойчивой разверткой температуры во время ТДС.

Для ионного облучения использовались ионы различных энергий. Условно будем разделять их на низкоэнергетичные ионы (с энергией порядка энергии ионов в экспериментах с плазмой, то есть порядка 100-200 эВ) и высокоэнергетичные ионы (с энергией порядка 1-5 кэВ, что существенно больше энергии ионов в эксперментах с плазмой).

Внедрение ионного пучка с высокой энергией (5 кэВЮ) в графит и в углеродный композит показало, что ТДС спектры из этих материалов идентичны и лежат в области 800-1500 К. ТДС спектры дейтерия из пиролитического графита, облученного вдоль и поперек графитовых плоскостей, почти не отличаются, что говорит об отсутствии миграции дейтерия вглубь за зону внедрения. Выход углеводородов с пиком около 850-900 К является типичным для экспериментов такого типа. Особенности ТДС могут свидетельствовать, что захват дейтерия происходит в основном в пределах некоего модифицированного облучением слоя (иногда называемого «аморфным»), который насыщен дейтерием до высокой концентрации в десятки процентов и в котором дейтерий химически связан с атомами углерода. При увеличении энергии ионов в пределах 1-5 кэВЛЭ увеличивается глубина проникновения, вместе с ней и количество захваченных частиц, однако структура «аморфного» слоя не изменяется, поэтому не наблюдалось изменения формы ТДС спектров при изменении энергии ионного пучка. Существенно, что спектры после облучения ионами высокой энергии сильно отличаются от спектров после облучения плазмой.

После облучения низкоэнергетичным ионным пучком (200 эВЮ) спектры имеют как общие, так и отличительные черты со спектрами после облучения высокоэнергетичным ионным пучком. Они также лежат в высокотемпературной области, но в них усилена низкотемпературной часть и ослаблена высокотемпературная часть (рис. 6). Существенно, что несмотря на то, что энергия ионов здесь такая же, как при плазменном облучении, спектр сильно отличается от случая плазменно облученного графита (рис. 6). Он расположен в гораздо более высокотемпературной области.

Температура, К

Рис.6. ТДС спектры D2 из мягкой (Soft a-C:D), твердой (Hard a-C:D) пленок; из графита МПГ-8 после облучения в СВЧ разряде дозой 1.2хЮ19 D/см2 и ионным пучком на установке HSQ дозой 2.7х1018 D/см , ионным пучком на установке МЕДИОН дозой 8x10" D/см2; D2+HD из графита МПГ-8 после насыщения из газа при 873К, 1 кПаД час

Из проведенного сравнения плазменного и ионного облучения следует два важных вывода. Во-первых, приходится констатировать, что моделирование захвата изотопов водорода из плазмы с помощью ионных пучков, что часто делалось до сих пор. не является адекватным, и сведения, накопленные в большом количестве экспериментах с ионами, могут дать в результате неверное представление о захвате водорода из плазмы. Во-вторых, результаты проведенного сравнения свидетельствуют, о том, что в плазме кроме обычного внедрения ионов играют роль и другие процессы, о которых будет сказано ниже.

Термодесорбционные спектры дейтерия после выдержки углеродных материалов в газе в целом согласуются со спектрами, известными из литературы. Они лежат в очень широком диапазоне температур и зависят от условий насыщения. В этих спектрах есть как пики с низкими, так и пики с высокими энергиями связи. Это свидетельствует о том, что исходные углеродные материалы предоставляют большое разнообразие возможных связей атомов дейтерия с атомами углерода, и это связано со сложной и неоднородной структурой этих материалов. Существенно, что выход дейтерия в высокотемпературной области наблюдается и без создания радиационных дефектов. Это может быть связано с

двумя факторами. Во первых, в неповрежденном исходном графите вполне могут существовать такие геометрические конфигурации атомов углерода со свободными связями, которые возникают при облучении ионами и характеризуются высокими энергиями связи. Концентрация таких конфигураций в исходном материале невелика, однако они существуют. Во-вторых, высокотемпературные пики усиливаются при высокотемпературном насыщении, что может быть связано с тем, что дейтерий проникает вглубь материала, где ему становится доступным все большее количество таких конфигураций. При этом доля низкотемпературных пиков в спектрах, естественно убывает из-за малой вероятности захвата в низкоэнергетичные ловушки при повышенных температурах. При уменьшении температуры во время выдержки в газе доля низкотемпературных пиков увеличивается. Это может быть связано также с двумя факторами. Во-первых, это может означать, что концентрация центров захвата с низкими энергиями связи больше, чем с высокими. Поэтому при низких температурах, когда заполнение центров захвата не зависит от энергии связи, а зависит только от концентрации центров, доля низкотемпературных пиков выше, а высокотемпературных пиков почти нет. Во-вторых, это может быть связано с тем, что транспорт дейтерия вглубь кристаллита при низкой температуре идет с малой скоростью, поэтому высокотемпературные центры не заполняются, и в ТДС видна преимущественно низкотемпературная часть, обусловленная дейтерием, захваченным или адсорбированным на поверхностях зерен или вблизи от их поверхности. В отсутствие радиационного повреждения выход метана при термодесорбции практически отсутствует. Облучение приводит к образованию центров, в которых один атом углерода может связать несколько атомов водорода. Такие центры являются прекурсорами для образования метана и других углеводородов в процессе нагрева при измерениях ТДС.

Эксперименты с пленками проводились на образцах, полученных путем со-осажденных углеводородных слоев на вольфрамовую подложку из разряда в дейтерометане CD4. Толщина пленок около 50 нм. Были получены два типа пленок: при приложении потенциала к подложке около 10 В ( «мягкая» пленка) и 100 В («твердая» пленка). ТДС спектры D2 из мягкой и твердой углеводородных пленок приведены на рис. 6. Пик в спектре дейтерия около 850 К у твердой пленки сопровождается пиком метана при этой же температуре. Высокотемпературная часть лежит в области температур, характерных для ионного облучения, она широкая и состоит из множества близлежащих пиков, накладывающихся друг на друга, что типично для высокотемпературной части спектров при облучении плазмой. У мягкой пленки практически весь дейтерий выходит в узком пике около 750 К, хотя есть и очень малое количество дейтерия, выделяющегося в области 9001200 К. Существует два основных типа гибридизации углерода, связанного с водородом: sp3 и sp2, и в литературе описаны два пика десорбции из HOPG графита, которые приписаны этим типам гибридизации: 900 К для sp3 и 1150 К для sp2. На самом деле, как видно из рис.6, спектр состоит не из двух, а из множества пиков, что свидетельствует о существовании большого количества различных геометрических конфигураций связанных состояний дейтерия и углерода, которые и определяют энергию связи.

В случае облучения в плазме, ТДС расположены в очень широком диапазоне, перекрывающем диапазоны спектров после газового насыщения, после ионного облучения и спектры углеводородных пленок. Высокотемпературная часть спектра характерна для ионного облучения. В случае насыщения из газа наблюдаются как низкотемпературные, так и высокотемпературные пики. Форма спектров после плазменного облучения очень похожа на суперпозицию спектров из мягких и твердых пленок: основной пик дейтерия около 800 К, сопровождающийся пиком углеводородов, как у мягких пленок, и широкая высокотемпературная часть, как у твердых пленок. Таким образом, сложные спектры после облучения в плазме несут характеристики спектров после облучения ионами и атомами, после выдержки в газе, а также характеристики спектров углеводородных пленок. Ионы, газ и атомы являются компонентами плазмы, и они дают свой вклад в захват дейтерия. Особенности, характерные для аморфных углеводородных пленок могут появляться в спектрах из-за процессов модификации поверхности при облучении в плазме и обратного переосаждения углерода, распыленного с поверхности мишени. Измерения скорости эрозии на установке ЛЕНТА показали, что при дозе ~1021 О/см2 с графита распыляется слой толщиной около 8 мкм. Изучение поверхности после плазменного облучения (глава «Захват при высоких дозах облучения плазмой») показало, что структура поверхности неоднородна. В некоторых областях видны зоны эрозии, в некоторых формируется модифицированный «сглаженный» слой, в некоторых вырастают новообразования.

Можно выделить несколько областей, участвующих в захвате дейтерия в углеродных материалах при плазменном облучении: новообразования на поверхности, модифицированный слой, зерна и сквозная пористость между ними, области, механически связывающие зерна, которые представляют собой высокопористый углерод, образующийся при спекании исходного сырья, и области преимущественного распыления. Первичный захват ионов происходит в области торможения в разрушенном поверхностном слое. В этом слое дейтерий связан с углеродом в эр2 или эр3 гибридизации, в этом же слое образуются радикалы-прекурсоры, дающие молекулы метана при термодесорбции, аналогично аморфным пленкам. Часть внедренного дейтерия мигрирует вглубь материала, где захватывается внутри кристаллитов, как это происходит при ионном внедрении, или на поверхности зерен, как это происходит во время газового насыщения. Часть дейтерия, особенно при высоких температурах, захватывается в порах связывающих областей.

В главе «Захват при высоких дозах облучения плазмой» рассмотрены результаты, полученные при облучении углеродных материалов высокими дозами плазмы (Ю20 -ИО21 Б/см2). Продемонстрировано развитие рельефа поверхности при облучении на разных плазменных установках, дозовые зависимости захвата дейтерия и захват при облучении при больших температурах (900-1400 К).

Исследования поверхностей углеродных материалов, облученных плазмой, в электронном микроскопе показали существование трех основных типов поверхности после облучения плазмой: места сильной эрозии (распыления), сравнительно гладкие поверхности, которые могут быть либо радиационно модифицированными поверхностями, либо переосажденными пленками, и места

формирования новообразований, типа волокон, столбов, конусов и пр. с высокой плотностью. Рельеф, который развивается на поверхности, может быть совершенно разный на разных установках. Наиболее развитый рельеф наблюдался на установках с большими плотностями потока ионов (~1017 Э/см2сек), что активировало процессы роста новообразований (рис. 7, 8). При меньших плотностях потока (~1016 0/см2сек) таких новообразований почти не наблюдалось (рис. 8, справа). Во всех плазменных установках наблюдалось наличие примесей, которые появляются, как правило, неконтролируемым образом и влияют на развитие рельефа. На всех установках почти во всех случаях поверхность неоднородна. Сложно предсказать, какой рельеф образуется в конкретном случае, поскольку в экспериментах отслеживаются только основные параметры облучения (потенциал образца и ионный ток на образец). Непредсказуемость развития рельефа может служить причиной расхождений в измерениях количества захваченных частиц и формы ТДС. Места формирования новообразований часто соседствуют с местами преимущественной эрозии, в которых хорошо видна структура графита: ламинарные искривленные слои зерен и поры. Места эрозии могут служить источником углерода, который переосаждается после попадания в плазму на поверхности образца.

Рис.7 Пример поверхности графита МПГ-8 после облучения плазмой на установке ЛЕНТА (доза 3ХЮ21 О/см2): слева- рост новообразований; справа - область эрозии

Рис.8 Пример поверхности графита МПГ-8 после облучения плазмой (центральная область): слева-на установке ЛЕНТА (доза 3ХЮ21 О/см2); справа-вСВЧ разряде (доза 3 х 1020 О/см2)

На рис. 9 показаны примеры измерения дозовых зависимостей количества захваченных частиц для случая облучения МПГ-8 и NB31 плазмой (100 эВ/D в СВЧ) и МПГ-8 в случае облучения ионами 10 кзВ/П2'. Эволюция ТДС спектров с дозой облучения показывает, что при облучении плазмой амплитуды всех пиков растут (рис. 2). Одновременно растет и количество захваченных частиц (рис. 9). Облучение образцов на установке ЛЕНТА дозой 2 х 1021 D/cu2 показало, что захват в графит продолжает расти даже при таких больших дозах. Обычно рост количества захваченных частиц при высоких дозах объясняется транспортом водорода вглубь графита. При высоких температурах это возможно, и эксперименты с газом подтверждают это. Однако, при низких температурах этот механизм вызывает сомнение из-за крайне низкой подвижности водорода. Кроме того, количество метана, выходящего в ТДС, также растет с дозой облучения в области Ю18-Нх1020 D/см2 (рис. 2), что невозможно при росте захвата за счет дейтерия, мигрировавшего в объем за зону внедрения, где нет ионного разрушения, необходимого для наличия метана при термодесорбции. Возможным механизмом накопления дейтерия при высоких дозах при низких температурах является формирование модифицированного слоя (возможно, переосажденного слоя), медленно растущего во время облучения.

Спектры десорбции дейтерия исследовались как непосредственно после облучения графита МПГ-8 в СВЧ разряде, так и при длительной выдержки образцов на воздухе после облучения. В пределах экспериментальной погрешности выдержка на воздухе не приводила к потере захваченного дейтерия. Это согласуется с тем, что для десорбции при измерениях ТДС требуется температура гораздо выше комнатной.

При сравнении разных материалов обнаружено, что в области малых доз (<Ю20 D/см2) захват в углеродный композит больше, чем в графит, а в области больших доз (>Ю20 D/см2) различие уменьшается. Данные по плазменному облучению, полученные в настоящей работе, согласуются с данными, полученными для углеродного композита N11, облученного плазмой (150 эВ/D), но сильно расходятся с результатами по облучению низкоэнергетичными (200 эВ/D) ионами пучка (рис. 9). В области больших доз (> Ю20 D/см2) захват из плазмы СВЧ разряда на порядок меньше, чем из низкоэнергетичного ионного пучка с почти той же энергией ионов (линия (3) на рис. 9). Это различие, возможно, связано с различием плотности потока ионов, которое влияет на формирование модифицированного слоя.

Для изучения захвата дейтерия при высоких потоках и высоких температурах (условия, близкие к режимам работы дивертора в реакторе), массивная мишень из графита МПГ-8 (30x40x5 мм) была облучена плазменным пучком на установке ЛЕНТА. Образец был установлен так, что его поверхность была перпендикулярна оси плазменного потока, он находился под нулевым потенциалом. Энергия ионов, падающих на поверхность, составляла около 7 эВ. В области облучения пучком плазмы поверхности графита плотность потока ионов составляла около 5х 1017 0/см2сек. За границей этой области плотность плазмы резко падала и поверхность облучалась т.н. форплазмой, плотность потока ионов которой на

порядок меньше. Температура поверхности варьировалась от 1373-4473 К в центральной области мишени до 873 К на периферии.

Доза, Dim2

Рис.9 Дозовая зависимость захвата дейтерия в углеродные материалы. Результаты данной работы: О - МПГ-8, ионный пучок, 10 кэВ/02+ , комнатная температура; СВЧ плазма, 300 эВ/Оз+ , температура 90-150 "С: О - МПГ-8, полированная поверхность, Д -МПГ-8, полированная поверхность с недельной выдержкой на воздухе, V - МПГ-8, неполированная поверхность, □ - композит NB31; А - ЛЕНТА, 200 эВ, комнатная температура. Линии (данные из литературы): (1) - пиролитический графит, ионный пучок, 150 эВ [1]; (2) - пиролитический графит, ионный пучок, 1 кэВ [2]; (3) - композит NB31, ионный пучок, 200 эВ [3]; (4) - композит NB31, плазма, 150 эВ [4].

Мишень была распилена на 12 частей перпендикулярно облученой поверхности, а также на две части параллельно поверхности, и различные области были исследованы МЯР и ТДС. Таким образом, имелось 12 образцов толщиной 2 мм, одна из поверхность которых облучалась плазмой, и 12 образцов толщиной 2 мм не облученных плазмой.

Методом ядерных реакций были исследованы профили концентрации в образцах со стороны облученной поверхности, которые показаны на рис. 10. Были также измерены профили концентрации дейтерия в этих образцах со стороны обратной поверхности, отстоящей от облученной на 2 мм. МЯР показал в этом случае наличие небольшого количества дейтерия D/C= 8 х 10-6.

Термодесорбция из образцов, облученных плазмой и стоявших в центре мишени и на периферии показала, что дейтерий десорбируется в высокотемпературной области, начиная с температуры 900 К, спектр выглядит как один очень широкий пик с максимумом при 1400 К для периферийного образца и при 1600 К для центрального образца (рис. 10). Термодесорбция образцов, не облученных плазмой, показала, что спектры идентичны спектрам соответствующих образцов, облученных плазмой как по форме, так и по положению (на рис. 10 показан один из спектров для не облученного плазмой образца). Интересно, что в спектрах можно увидеть небольшие пики при 600 и 800 К, несмотря на то, что

16

облучение проводилось при намного больших температурах. Хотя пик около 800 К характерен для плазменного облучения, он всегда присутствовал также и в ТДС образцов, которые находились на расстоянии 2 мм от поверхности и плазмой не облучались. Существенно то, что количество захваченных частиц в образцах, не облученных плазмой, всего лишь примерно в 2 раза меньше, чем в облученных. Это означает, что при высоких температурах большое количество дейтерия захватывается в глубине графита по всей его толщине, и доля дейтерия в глубине больше, чем в зоне торможения или в зоне модифицированного слоя. При низких температурах, как обсуждалось выше, накопление при высоких доза имеет иную природу.

Рис. 10 Слева: профили концентрации дейтерия по глубине от облученной поверхности в образцах из МПГ-8, облученных плазмой на установке ЛЕНТА. #2: центральная область; #4а: на границе пучка внутри центральной области; #4Ь: на границе пучка вне центральной области; #3,5: на периферии.

Справа: ТДС (Е>2+НО) образцов МПГ-8 из мишени, облученной на установке ЛЕНТА. Образцы, облученные плазмой: А - #1 (Той1~1373-И473 К), О - #2 (То6л~1173-1273 К), О - #3 (Тоб1~873-1173 К), О - #4 (Тобл-873-1273 К). Образец, не облученный плазмой: • -#3

Сравнение количества захваченного дейтерия в образцах методами МЯР и ТДС показало, что первый недооценивает захват примерно на порядок величины. Это означает, что большая часть дейтерия захвачена в объеме глубже 15 мкм, что подтверждают ТДС спектры образцов, не облученных плазмой.

Для объяснения захвата на больших глубинах при высоких температурах и высоких потоках предложена следующая модель. При высоких плотностях тока вблизи облучаемой поверхности, имеющей пористую структуру, создается высокая концентрация дейтерия, который выходит из образца при облучении. Избыточная концентрация связана с тем, что скорость прибывающих к поверхности ионов существенно выше скорости молекул газа уходящих от поверхности. Для соблюдения баланса массы необходимо иметь избыточое давление у поверхности. Поскольку графит МПГ-8, как известно, фактически «прозрачен» для газа из-за большой пористости, то молекулы дейтерия из области локально высокого давления могут проникать по порам на расстояния до нескольких мм. Это означает, что зерна

О ...........................

400 800 1200 1600 Температура, К

0 2 4 6 8 10 12 14 Глубина.

в графите окружены газом, находящимся в порах при некотором давлении, и из-за высокой температуры возможно проникновение дейтерия внутрь зерен и кристаллитов. Это объясняет, почему количество дейтерия в образцах, облученных и не облученных плазмой, примерно одинаково, а формы спектров идентичны. В подтверждение модели можно сослаться также на то, что эксперименты с газом при высоких температурах дают похожие ТДС, расположенные в высокотемпературной области. Эксперименты с газом проводились при значительно больших давления (1 кПа), чем эксперименты в ЛЕНТЕ (1 Па), но захват из газа был много меньше, чем из плазмы. Это может служить указанием на то, что давление в порах, создаваемое плазмой, очень высокое. Высокое давление в порах при облучении плазмой может объяснить также и существование небольшого пика в области около 800 К (рис. 10) у обоих типов образцов. В экспериментах с газом при температурах выше 800 К этого пика не наблюдается, хотя он и присутствует там при более низких температурах насыщения.

Основные результаты работы

1. Создан сверхвысоковакуумный стенд для проведения термодесорбции с уникальными характеристиками: сверхвысокий вакуум, быстрая замена образцов с использованием шлюзовой системы без потери сверхвысокого вакуума, отсутствие роста фоновых сигналов измеряемых газов при термодесорбции. Стенд используется для анализа захвата газов в различных конструкционных и функциональных материалах.

2. Сравнение термодесорбционных спектров дейтерий-содсржащих газов из графита и углеродного композита показало, что центры захвата в указанных материалах одинаковы, но их концентрация различается, что связано с различной структурой материалов. Эти эксперименты свидетельствуют, что не следует ожидать каких-либо принципиальных изменений в захвате при выборе новых чисто углеродных материалов в качестве конструкционных.

3. Сравнение термодесорбционных спектров дейтерия из графита и углеродного композита после облучения на плазменных установках различного типа показало, что спектры существенно различаются, несмотря на одинаковые заявленные параметры облучения. Такая непредсказуемость может быть обусловлена влиянием множества факторов, которые не учитываются при облучении лабораторной плазмой: наличие примесей, молекулярный состав ионов, энергетические распределения ионов, концентрация атомарной компоненты, однородность облучения образцов, развитие рельефа на поверхности и другое.

4. Проведено сравнение экспериментов по облучению углеродных материалов плазмой с экспериментами по облучению ионами, экспериментами по насыщению из газа и экспериментами с со-осажденными аморфными углеводородными пленками. Сделан вывод о том, что захват при плазменном облучении вызван совокупностью нескольких факторов: накоплением в аморфном слое на поверхности, образующемся во время облучения, ионным внедрением в зоне торможения, проникновением дейтерия в объем материала в

виде газа. Это свидетельствует, что анализ накопления трития в материалах ТЯР, сделанный на основании экспериментов по ионному облучению, не всегда применим к условиям пламенного облучения.

5. Исследование поверхности плазменно-облученных углеродных материалов в электронном микроскопе показало, что поверхность претерпевает разнообразные изменения. Наблюдается сильное травление материала, формирование сглаженных модифицированных или переосажденных слоев, рост трехмерных структур типа волокон, столбов, конусов и др. Рельеф обычно раличается при облучении на разных установках и, как правило, неоднороден по поверхности. Рост новообразований непредсказуем и неконтролируем, что часто проявляется в аномальном и неожиданном изменении термодесорбционных спектров.

6. Измерения дозовых зависимостей накопления после плазменного облучения показали, что захват в графит растет с дозой вплоть до 1021 D/cm2. При высоких плотностях потока частиц это может быть обусловлено созданием высокого локального давления газа, обусловленного реэмиссией дейтерия вблизи пористой поверхности, и его транспортом вглубь образцов. При высоких температурах это сопровождается также последующей диффузией вглубь зерен. При низких температурах возможна адсорбция на поверхности зерен. Дополнительным механизмом захвата при низких температурах может быть накопление дейтерия в растущем во время облучения модифицированном слое и растущем во время облучения переосажденном слое углерода.

Основные результаты работы опубликованы в 12 печатных работах. Из

них 6 в ведущих рецензируемых научных журналах, определенных ВАК:

1. A. Pisarev, T. Tanabe, B.Emmoth, N.Trifonov, A.Rusinov, S.Stepanov, Yu.Gasparyan, A.Spitsyn, B.Khripunov, Deuterium accumulation in carbon materials at high fluence // Journal of Nuclear Materials, 390-391(2009), 677-680

2. A. Rusinov, N. Trifonov, Yu. Gasparyan, B. Khripunov, M. Mayer, J. Roth and A. Pisarev, Deuterium retention in graphite exposed to high flux plasma at high temperatures // Journal of Nuclear Materials, 417 (2011) 616-619

3. A. Pisarev, Yu. Gasparyan, A. Rusinov, N. Trifonov, V. Kurnaev, A. Spitsyn, B. Khripunov, T. Schwarz-Seiinger, M. Rasinski and K. Sugiyama, Deuterium thermal desorption from carbon based materials: a comparison of plasma exposure, ion implantation, gas loading, and C-D codeposition // Journal of Nuclear Materials, doi: 10.1016/j.jnucmat.2010.12.227

4. A.A. Русинов, Ю.М. Гаспарян, A.A. Писарев, H.H. Трифонов, С.О. Степанов, Термодесорбция дейтерия из углеродных материалов МПГ-8 и NB31 после плазменного облучения // Известия РАН. Серия Физическая, 2008, том 72, №7, с. 1011-1014

5. В.И. Бурлака, Ю.М. Гаспарян, A.A. Писарев, И.В. Визгалов, A.A. Русинов, С.А. Крат, Захват дейтерия в графит и углеводородные пленки при облучении дейтериевой плазмой // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез, 2010, с. 33-38

6. А.А. Русинов, Ю.М. Гаспарян, С.Ф. Перелыгнн, А.А. Писарев, С.О. Степанов, Н.Н. Трифонов, Стенд для термодесорбционных измерений // Приборы и техника эксперимента, 2009, №6, с. 116-121

7. A.Pisarev, N.Trifonov, Y.Gasparyan, A.Rusinov, S.Stepanov, A.Spitsyn, B.Emmoth // Thermal desorption of deuterium from graphite after ion implantation, plasma impact, and exposure in gas // Book of abstracts of 17th International Vacuum Congress, Stockholm, Sweden, July 2-6, 2007, Rep. PSTF07-Or2

8. A. Rusinov, Yu. Gasparyan, S. Stepanov, N. Trifonov, A. Pisarev, Thermal desorption of deuterium from graphite after ion beam, plasma irradiation and exposure in gas // Abstracts of presentations at the Third International conference and Third International School for young scientists IH1SM, 2007, p. 162-164

9. A.A. Rusinov, Yu.M. Gasparyan, A.A. Pisarev, N.N. Trifonov // Deuterium thermal desorption from carbon materials MPG-8 and NB31 after plasma irradiation // Book of reports ofXVIII international conference "Ion-surface interactions",2007, vol. 3, p. 158-161

10. A. Pisarev, T. Tanabe, B. Emmoth, N. Trifonov, A. Rusinov, S. Stepanov, Yu. Gasparyan, A. Spitzyn, B. Khripunov // Deuterium accumulation in carbon materials at high fluence // Book of abstracts of the 18th international conference on plasma surface interactions, Spain, Toledo, May 26-30, P2-72

11. A.Rusinov, N.Trifonov, Yu.Gasparyan, B.Khripunov, M.Mayer, J.Roth, A.Pisarev // Deuterium retention in graphite exposed to high flux plasma at high temperatures // Book of abstracts of the 14th international conference on plasma-facing reactor materials, Japan, Sapporo, p. 280

12. A. Pisarev, Yu. Gasparyan, A. Rusinov, N. Trifonov, V. Kurnaev, A. Spitsyn, B. Khripunov, T. Schwarz-Selinger, M. Rasinski, K. Sugiyama, Deuterium thermal desorption from carbon based materials: a comparison of plasma exposure, ion implantation, gas loading, and C-D codeposition // Book of abstracts of the 19th International Conference on Plasma Surface Interactions, San Diego, USA, 2010, p. 363

Список литературы

[1] G. Staudenmaier and J. Roth et al., Journal of Nuclear Materials, 84 (1979) 149

[2] A.A. Haasz, J.W. Davis, Journal ofNuclear Materials 209 (1994) 155-160

[3] Roth et. al., Journal ofNuclear Materials, 363-365 (2007) 822-826

[4] D.M. Goebel, J. Bohdansky, R.W. Conn, Y. Hirooka, B. LaBombard, W.K.

Leung, R.E. Nygren, J. Roth, G.R. Tynan, Nucl. Fusion 28 (1988) 1041

Подписано в печать 05.10.2011. Заказ № 380. Тираж 100 экз. Типография НИЯУ МИФИ. 115409, г. Москва, Каширское ш., 31

Введение

1 Литературный обзор

1.1 Вводная часть

1-.2 Метод термодесорбционной спектроскопии.

1.3 Обзор ТДС экспериментов из углеродных материалов.

1.3.1 Ионы.

1.3.2 Плазма

1.3.3 Атомы, газ

1.4 Моделирование термодесорбции водорода.

2 Экспериментальные установки и методики

2.1 Установки для внедрения дейтерия.

2.1.1 МЕДИОН.

2.1.2 Насыщение из газа.

2.1.3 Облучение плазмой.

2.2 ТДС стенд.

2.3 Характеристики используемых углеродных материалов.

2.4 Особенности проведения термодесорбционных экспериментов

3 Захват в графит и углеродный композит при облучении в плазме

3.1 Термодесорбция различных дейтерий-содержащих молекул

3.2 Сравнение графита и углеродного композита.

3.3 Раунд-робин эксперименты на различных установках.

3.4 Обсуждение результатов

4 Сравнение захвата из плазмы с захватом при облучении ионами, выдержке в газе и с захватом в углеводородные пленки

4.1 Захват при ионном облучении

4.2 Захват из газа

4.3 Десорбция из углеводородных пленок.

4.4 Сравнительный анализ ТДС из плазмы, ионного пучка, газа и углеводородных пленок.

5 Захват при высоких дозах облучения плазмой

5.1 Электронная микроскопия поверхности после плазменного облучения

5.2 Захват при комнатных температурах

5.3 Захват при высоких температурах.

В условиях роста энергопотребления населением Земли и ограниченностью ископаемых источников энергии, таких как газ, нефть, уголь, человечество находится в поисках альтернативных источников энергии, способных успешно конкурировать с традиционными способами. Одним из перспективных источников энергии является термоядерный реактор, в котором может осуществляться и поддерживаться управляемая термоядерная реакция на изотопах водорода - дейтерии и тритии. Уже запущен проект строительства экспериментального термоядерного токамака-реактора ИТЭР (International Thermonuclear Experimental Reactor), который позволит провести эксперименты в условиях, близких к условиям в будущем промышленном термоядерном реакторе, испытать все системы и режимы поддержания плазменного разряда, разработанные и опробованные на множестве установок типа токамак, и узнать, какие термоядерные параметры могут быть достигнуты. ИТЭР - это прототип первого демонстрационного термоядерного реактора, на котором будет сделана попытка осуществить работу реактора с получением полезной энергии из термоядерной реакции.

Одной из важнейших проблем, стоящих на пути построения термоядерного реактора, способного работать в долгосрочном режиме, является проблема выбора материалов, обращенных к плазме (ОПМ). Поверхность, с которой будут взаимодействовать потоки частиц и ионов, приходящих из плазмы, можно условно разделить на две области: первая стенка и дивертор. Первая стенка изолирована от плазмы магнитным полем и будет подвержена в меньшей степени плазменному воздействию, в большей степени воздействию нейтронов и нейтральных частиц. Диверторная область специально создана для того, чтобы служить стоком пристеночной плазмы. В диверторе ОПМ будут подвергаться экстремальным условиям: большие тепловые потоки и потоки частиц на поверхность диверторных пластин в рабочем режиме, импульсные нагрузкр1 во время т.н. ELM (edge localized modes) и срывов: пиковый тепловой поток <10 -г- 20 МВт/м2, поток частиц <1024 DTjм2сек (данные для вертикальной части дивертора) [1]. Во время срывов и ELM из-за больших мощностей, приходящих на поверхность пластин дивертора, материал будет нагреваться до больших температур, возможно даже его испарение и плавление. Условия внутри высокотемпературной плазмы (ВТП) будут в значительной мере определяться условиями на стенках. Рециклинг топлива вызовет тепловое охлаждение плазмы; поток примесей вызовет радиационное охлаждение плазмы: все это будет негативно сказываться на ходе термоядерной реакции в области ВТП. Изменение поверхностной структуры материалов ОПМ, их деградация и последующая эрозия с попаданием в плазму может серьезно повлиять на параметры ВТП плазмы. Другая проблема - это накопление топлива (захват изотопов водорода) внутри ОПМ. Кроме элементарной потери дорогостоящего трития это вызовет другую, более серьезную проблему: проникновение этого радиоактивного элемента в системы охлаждения или в воздух приведет к образованию радиоактивной воды (НТО, DTO, Т2О), которая крайне опасна для человека, так как легко может попасть внутрь организма.

Первая стенка в ИТЭР будет покрыта бериллием [1]: он имеет хорошие гет-терные свойства (поглощает кислород) и низкий зарядовый номер, что сильно уменьшает радиационные потери при его попадании в область ВТП. Дивертор будет покрыт углеродным композитом и поликристаллическим вольфрамом [1]. Он будет состоять из нескольких областей: вертикальные пластины, куда тепловые нагрузки и потоки частиц будут максимальны, купол и т.н. внешние и внутренние пластины. Вертикальные пластины, куда будут приходиться максимальные нагрузки, будут покрыты углеродным композитом, остальные части дивертора - вольфрамом.

Вольфрам имеет высокую точку плавления (3695 К), способен выдерживать существенные тепловые нагрузки, имея теплопроводность около 140 Вт/м-К. Такие параметры, как высокий порог физического распыления, низкая растворимость водорода делают этот материал привлекательным для диверторной области. Недостатками являются деградация материала при плазменном облучении и высокий зарядовый номер. Деградация выражается в растрескивании материала, образовании блистеров, отшелушивании поверхностных слоев и, как следствие, это может привести к ухудшению теплопроводности пластин, плавлению материала и попадание его в центральную плазму, где этот элемент эффективно охлаждает плазму за счет радиационных потерь.

Преимущество углеродных материалов состоит в том, что углерод имеет относительно низкий зарядовый номер, хорошую теплопроводность и термостойкость (углерод при нагреве не переходит в жидкую фазу, а возгоняется при температуре 3820 К). В диверторе, в наиболее нагруженных местах (вертикальные пластины), будут использоваться композитные углеродные материалы. Специальные марки углеродных композитов имеют большую теплопроводность вдоль направления пучков, сплетенных из углеродных волокон, что позволит выдерживать большие тепловые нагрузки. Также, этот материал имеет меньшую степень эрозии по сравнению с остальными углеродными материалами. Двумя основными недостатками, сильно ограничивающими использование этого материала в качестве ОПМ, является высокая степень захвата изотопов водорода и формирование летучих углеводородов (высокий коэффициент химического распыления), способных осаждаться на холодных поверхностях в виде аморфных углеводородных пленок и удерживать изотопы водорода с большим соотношением Н/С, Б/С, Т/С.

Поведение ОПМ при работе реактора будет определяться множеством различных факторов, до сих пор не найден материал, который смог бы выдерживать без деградации длительное воздействие интенсивных потоков частиц, подобных тем, что будут в диверторе ИТЭРа. До сих нор нет общей картины взаимодействия плазмы с вольфрамом и углеродными материалами, исследования с этими материалами активно ведутся в настоящее время. Хотя наличие углеродных материалов в ИТЕР сведено к минимуму, как конструкционные материалы они не потеряли привлекательность. Исследования с этими материалами продолжаются: графиты с различными примесями (В, Т1, уменьшают степень эрозии [2], работа с высокими температурами в диверторе и специально подобранная форма дивертора позволяет избежать роста ахморфных углеводородных слоев с высоким отношением Н/С, существенно снижая накопление изотопов водорода в этих слоях [3].

Цель работы заключалась в:

1. Создании сверхвысоковакуумного термодесорбционного стенда для изучения захвата и газовыделения изотопов водорода из различных материалов.

2. Проведении сравнительного анализа особенностей захвата дейтерия в углеродные материалы и газовыделения из них в экспериментах по облучению высокоэнергетичным ионным пучком, ионами плазмы и при насыщении из газовой фазы.

3. Проведении сравнительного анализа захвата в компактные углеродные материалы и осажденные аморфные углеводородные пленки.

4. Проведении сравнительного анализа захвата и десорбции из графита и углеродного композита при плазменном облучении.

5. Проведении сравнительного анализа захвата дейтерия в углеродные материалы при их облучении плазмой на установках различного типа.

6. Исследовании механизмов захвата дейтерия в графит при высоких дозах и высоких температурах при облучении потоком ионов плазмы с высокой плотностью и низкой энергией.

7. Исследовании модификации поверхности углеродных материалов после облучения плазмой на разных плазменных установках.

На защиту выносятся следующие результаты, имеющие научную новизну:

1. Термодесорбционный стенд с уникальными характеристиками: сверхвысокий вакуум, быстрая замена образцов с использованием шлюзовой системы без потери сверхвысокого вакуума, отсутствие роста фоновых сигналов измеряемых газов при термодесорбции, что значительно повышает чувствительность, разрешение и надежность измерений.

2. Результаты впервые проведенного в одной серии экспериментов сравнительного анализа захвата и термодесорбции дейтерия в углеродные материалы при бомбардировке высокоэнергетичным ионным пучком, облучении ионами плазмы, насыщении из газовой фазы и при захвате в растущие углеводородные пленки, который свидетельствует о том, что термодесорб-ционные спектры после облучения в плазме имеют черты, характерные для спектров после ионной бомбардировки, насыщения из газа и аморфных углеводородных пленок.

3. Результаты сравнительного анализа захвата и термодесорбции из мелкозернистого графита и углеродного композита, облученных плазмой, в котором впервые показано, что спектры термодесорбции из этих материалов качественно похожи, несмотря на существенное различие структуры этих материалов, а отличается только количество захваченного дейтерия, которое больше у углеродного композита за счет большей площади поверхности, обращенной к плазме.

4. Результаты впервые проведенного в одной серии экспериментов сравнительного анализа захвата и термодесорбции дейтерия в углеродные материалы при их облучении плазмой на установках различного типа, в результате которого показано, что характеристики захвата и десорбции в разных экспериментах могут отличаться, несмотря на заявляемые близкие значения энергии ионов, дозы облучения и температуры мишеней, что может быть связано с различиями свойств плазмы, которые обычно не контролируются в таких экспериментах.

5. Результаты исследования захвата дейтерия в графит при высоких дозах и высоких температурах при облучении потоком ионов плазмы с высокой плотностью и низкой энергией, в которых впервые показано, что дейтерий захватывается по всему объему материала на глубине до нескольких миллиметров в результате того, что в естественных порах на входной поверхности графита создается локальное высокое давление газа за счет ре-эмиссии большого потока ионов, что приводит к течению этого газа по системе соединенных пор к обратной стороне образца и термически активируемой абсорбции дейтерия в зернах по всей толщине образца.

6. Результаты анализа модификации поверхности углеродных материалов при их облучении в плазме в различных установках, в которых показано, что взаимодействие плазмы с поверхностью может приводить к неконтролируемому развитию рельефа поверхности в результате роста разнообразных трехмерных структур.

Основные результаты работы опубликованы в 12 печатных работах. Из них 6 в ведущих рецензируемых научных журналах, определенных ВАК:

1. A. Pisarev, Т. Tanabe, B.Emmoth, N.Trifonov, A.Rusinov, S.Stepanov, Yu.Gasparyan, A.Spitsyn, B.Khripunov, Deuterium accumulation in carbon materials at high fluence // Journal of Nuclear Materials, 390-391(2009), 677680

2. A. Rusinov, N. Trifonov, Yu. Gasparyan, B. Khripunov, M. Mayer, J. Roth and A. Pisarev, Deuterium retention in graphite exposed to high flux plasma at high temperatures // Journal of Nuclear Materials, Journal of Nuclear Materials, 417 (2011) 616-619

3. A. Pisarev, Yu. Gasparyan, A. Rusinov, N. Trifonov, V. Kurnaev, A. Spitsyn, B. Khripunov, T. Schwarz-Selinger, M. Rasinski and K. Sugiyama, Deuterium thermal desorption from carbon based materials: a comparison of plasma exposure, ion implantation, gas loading, and C-D codeposition // Journal of Nuclear Materials, doi:10.1016/j.jnucmat.2010.12.227

4. А.А. Русинов, Ю.М. Гаспарян, А.А. Писарев, H.H. Трифонов, С.О. Степанов, Термодесорбция дейтерия из углеродных материалов МПГ-8 и NB31 после плазменного облучения // Известия РАН. Серия Физическая, 2008, том 72, W, с. 1011-1014

5. В.И. Бурлака, Ю.М. Гаспарян, А.А. Писарев, И.В. Визгалов, А.А. Русинов, С.А. Крат, Захват дейтерия в графит и углеводородные пленки при облучении дейтериевой плазмой // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез, 2010, с. 33-38

6. А.А. Русинов, Ю.М. Гаспарян, С.Ф. Перелыгин, А.А. Писарев, С.О. Степанов, Н.Н. Трифонов, Стенд для термодесорбционных измерений // Приборы и техника эксперимента, 2009, №6, с. 116-121

7. A.Pisarev, N.Trifonov, Y.Gasparyan, A.Rusinov, S.Stepanov, A.Spitsyn, B.Emmoth // Thermal desorption of deuterium from graphite after ion implantation, plasma impact, and exposure in gas // Book of abstracts of 17th International Vacuum Congress, Stockholm, Sweden, July 2-6, 2007, Rep. PSTF07-Or2

8. A. Rusinov, Yu. Gasparyan, S. Stepanov, N. Trifonov, A. Pisarev, Thermal desorption of deuterium from graphite after ion beam, plasma irradiation and exposure in gas // Abstracts of presentations at the Third International conference and Third International School for young scientists IHISM, 2007, p. 162-164

9. A.A. Rusinov, Yu.M. Gasparyan, A.A. Pisarev, N.N. Trifonov // Deuterium thermal desorption from carbon materials MPG-8 and NB31 after plasma irradiation // Book of reports of XVIII international conference "Ion-surface interactions 2007, vol. 3, p. 158-161

10. A. Pisarev, T. Tanabe, B. Emmoth, N. Trifonov, A. Rusinov, S. Stepanov, Yu. Gasparyan, A. Spitzyn, B. Khripunov // Deuterium accumulation in carbon materials at high fluence // Book of abstracts of the 18th international conference on plasma surface interactions, Spain, Toledo, May 26-30, P2-72

11. A.Rusinov, N.Trifonov, Yu.Gasparyan, B.Khripunov, M.Mayer, J.Roth, A.Pisarev // Deuterium retention in graphite exposed to high flux plasma at high temperatures // Book of abstracts of the 14th international conference on plasma-facing reactor materials, Japan, Sapporo, p. 280

12. A. Pisarev, Yu. Gasparyan, A. Rusinov, N. Trifonov, V. Kurnaev, A. Spitsyn, B. Khripunov, T. Schwarz-Selinger, M. Rasinski, K. Sugiyama, Deuterium thermal desorption from carbon based materials: a comparison of plasma exposure, ion implantation, gas loading, and C-D codeposition // Book of abstracts of the 19th International Conference on Plasma Surface Interactions, San Diego, USA, 2010, p. 363

Основные выводы к главе

Исследование плазменно-облученных углеродных материалов в электронный микроскоп показало, что на поверхности развивается сложный рельеф, растут новообразования в виде столбов, конусов, нитей. Рельеф имеет разную структуру после облучения на разных плазменных установках, что связано с различной плотностью потока частиц: чем меньше эта плотность, тем менее активно растут новообразования. Рельеф крайне неоднороден по поверхности, что может быть связано с неоднородностью облучения. На поверхности видны признаки аморфного слоя, места эрозии материала. Такие существенные различия в развитии рельефа влияют на захват дейтерия, что подтверждается различием в термоде-сорбционных спектрах, описанном в гл. 3. Рост новообразований непредсказуем и неконтролируем, что проявляется в непредсказуемом изменении термодесорб-ционньтх спектров плазменно-облученных углеродных материалов.

Измерения дозовых зависимостей плазменного облучения показали, что захват в графит растет с дозой вплоть до 1021 Б/см2. Углеродный композит захватывает больше, чем мелкозернистый графит в области малых доз (<102° Б/см2), при дальнейшем увеличении дозы захват в эти материалы примерно одинаков.

Качественный анализ термодесорбционных результатов плазменного облучения при высоких температурах и плотностях потока частиц показал, что захват в подобных условиях определяется проникновением дейтерия в виде газа по системе пор из области внедрения на глубины порядка мм и захвата внутри кристаллитов, аналогично насыщению из газовой фазы при повышенных температурах. В случае плазменного облучения давление газа внутри пор поддерживается за счет большого потока плазмы на поверхность.

Заключение

В заключение приведем основные результаты работы:

1. Создан сверхвысоковакуумный стенд для проведения термодесорбции с уникальными характеристиками: сверхвысокий вакуум, быстрая замена образцов с использованием шлюзовой системы без потери сверхвысокого вакуума, отсутствие роста фоновых сигналов измеряемых газов при термодесорбции. Стенд используется для анализа захвата газов в различных конструкционных и функциональных материалах.

2. Сравнение термодесорбционпых спектров дейтерий-содержащих газов из графита и углеродного композита показало, что центры захвата в указанных материалах одинаковы, но их концентрация различается, что связано с различной структурой материалов. Эти эксперименты свидетельствуют, что не следует ожидать каких-либо принципиальных изменений в захвате при выборе новых чисто углеродных материалов в качестве конструкционных.

3. Сравнение термодесорбциопных спектров дейтерия из графита и углеродного композита после облучения на плазменных установках различного типа показало, что спектры существенно различаются, несмотря на одинаковые заявленные параметры облучения. Такая непредсказуемость может быть обусловлена влиянием множества факторов, которые не учитываются при облучении лабораторной плазмой: наличие примесей, молекулярный состав ионов, энергетические распределения ионов, концентрация атомарной компоненты, однородность облучения образцов, развитие рельефа на поверхности и другое.

4. Проведено сравнение экспериментов по облучению углеродных материалов плазмой с экспериментами по облучению ионами, экспериментами по насыщению из газа и экспериментами с со-осажденными аморфными углеводородными пленками. Сделан вывод о том, что захват при плазменном облучении вызван совокупностью нескольких факторов: накоплением в аморфном слое на поверхности, образующемся во время облучения, ионным внедрением в зоне торможения, проникновением дейтерия в объем материала в виде газа. Это свидетельствует, что анализ накопления трития в материалах ТЯР, сделанный на основании экспериментов но ионному облучению, не всегда применим к условиям пламенного облучения.

5. Исследование поверхности плазменно-облученных углеродных материалов в электронном микроскопе'показало, что поверхность претерпевает разнообразные изменения. Наблюдается сильное травление материала, формирование сглаженных модифицированных или переосажденных слоев, рост трехмерных структур типа волокон, столбов, конусов и др. Рельеф обычно различается при облучении на разных установках и, как правило, неоднороден по поверхности. Рост новообразований непредсказуем и неконтролируем, что часто проявляется в аномальном и неожиданном изменении термодесорбционных спектров.

6. Измерения дозовых зависимостей накопления после плазменного облучения показали, что захват в графит растет с дозой вплоть до 1021 Б/см2. При высоких плотностях потока частиц это может быть обусловлено созданием высокого локального давления газа, обусловленного реэмиссией дейтерия вблизи пористой поверхности, и его транспортом вглубь образцов. При высоких температурах это сопровождается также последующей диффузией вглубь зерен. При низких температурах возможна адсорбция на поверхности зерен. Дополнительным механизмом захвата при низких температурах может быть накопление дейтерия в растущем во время облучения модифицированном слое и растущем во время облучения переосажденном слое углерода.

1. G. Federici, C.H. Skinner, J.N. Brooks et al., Nuclear Fusion, 2001, vol. 41, pp. 1967-2137

2. J. Roth, H. Plank and R. Schworer, Physica Scripta, vol. T64, 67-70, 1996

3. Tetsuo Tanabe, Fusion Engineering and Design 81 (2006) 139-147

4. R.A. Causey, J.N. Brooks, G. Federici, Fusion Engineering and Design 61-62 (2002) 525-536

5. Wolfhard MOLLER, Hydrogen trapping and transport in carbon, Journal of Nuclear Materials

6. Peter Morgan, Carbon Fibers and Their Composites, Published in 2005 by CRC Press, Taylor h Francis Grouphttp://www.chem.wisc.edu/ newtrad/CurrRef/BDGTopic/ BDGtext/BDGGraph.html

7. Fujita, Y. Hirohata, T. Hino et al., Journal of Nuclear Materials 241-243 (1997) 1185-1189

8. S. Pestchanyi, H Wuerz, Fusion and Engineering Design, 66-68 (2003) 271-276

9. Sergey Peschany, Plated-Shaped Carbon Fibre Composite Material, United States Patent, № US 7,459,207 B2, Dec. 2, 2008

10. С. С. Ярко, И. В. Цветков, А. А. Писарев // Расчетные исследования термодесорбции ионно-имплантированного водорода в вольфраме // Вопросы атомной науки и техники, Серия "Теоретическая и прикладная физика" // Выпуск 1, 2009, С.39, УДК 539.219.1

11. R.A. Langley, R.S. Biewer, Journal of Nuclear Materials, 76-77 (1978) 313321

12. K. Ashida, K. Ichimura, M. Matsuyama, H. Miyake and K. Watanabe, Journal of Nuclear Materials, 111-112 (1982) 769-774

13. K. Ashida, K. Ichimura, M. Matsuyama and K. Watanabe, Journal of Nuclear Materials, 128-129 (1984) 792-797

14. Hisao Atsumi, Shinsuke Yamanaka, Pongon Son and Masanobu Miyake, Journal of Nuclear Materials, 133-134 (1985) 268-271

15. Hisao Atsumi, Shigeru Tokura, Shinsuke Yamanaka, Masanobu Nunogaki and Masanobu Miyake, Journal of Nuclear Materials, 141-143 (1986) 113-118

16. V. Philipps, E. Vietzke, M. Erdweg and K. Flaskamp, Journal of Nuclear Materials, 145-147 (1987) 292-296

17. G. Hansali, J.P. Biberian and M. Bienfait, Journal of Nuclear Materials, 171 (1990) 395-398

18. D.B. Kuzminov-, S.L. Kanashenko, A.E. ■ Gorodetsky and A.P. Zakharov, Journal of Nuclear Materials, 185 (1991) 123-129

19. Y. Gotoh, T. Yamaki, K. Tokiguchi, H. Shimizu, Journal of Nuclear Materials, 191-194 (1992) 360-363

20. J.W. Davis, A.A. Haasz, J. Nucl. Mater., 1994, 217, 206-208

21. C. Garcia-Rosales, J. Roth, R. Behrisch, Journal of Nuclear Materials, 212215 (1994) 1211-1217

22. A.A. Haasz, J.W. Davis, Deuterium rétention in doped graphites, Journal of Nuclear Materials, 232 (1996) 219-225

23. Y Yamauchi, T Hino, Y. Hirohata and T Yamashina, Vacuum, volume 47, numbers 6-8, pages 973 to 975, 1996

24. Y. Yamauchi, T. Hino, K. Koyama, y. Hirohata, T. Yamashina, Journal of Nuclear Materials, 241-243 (1997) 1016-1021

25. M. Mayer, M. Balden, R. Behrisch, J. Nucl. Mater., 1998, 252, 55-62

26. H. Kimura, Y. Nishikawa, T. Nakahata, M. Oyaidzu, Y. Oya, K. Okuno, Fusion Engineering and Design 81 (2006) 295-299

27. Taiclii Suda, Hideo Miyauchi, Akira Yoshikawa, Hiromi Kimura, Yasuhisa Oya, Kenji Okuno, Fusion Engineering and Design 82 (2007) 1762-1766

28. Y. Morimoto, K. Okuno, Journal of Nuclear Materials, 313-316 (2003) 595-598

29. Makoto Oyaidzu, Hiromi Kimura, Toshihiko Nakahata, Yusuke Nishikawa, Masayuki Tokitani, Yasuhisa Oya, Hirotomo Iwakiri, Naoaki Yoshida, Kenji Okuno, Journal of Nuclear Materials, 367-370 (2007) 1522-1526

30. A. Yoshikawa, Y. Hirohata, Y. Oya, T. Shibahara, M. Oyaidzu, T. Arai, Y. Gotoh, K. Masaki, N. Miya, K. Okuno, T. Tanabe, Fusion Engineering and Design, 81 (2006) 289-294

31. A. A. Haasz, P. Franzen, J. W. Davis, S. Chiu, and C. S. Pitcher, J. Appl. Phys. 77 (1), 1995

32. V. Fernandez, J. Bardon and J.P. Palmari, C. Grisolia, Journal of Nuclear Materials 176 & 177 (1990) 1005-1009

33. I.I. Arkhipov, A.E. Gorodetsky, R.Kh. Zalavutdinov, A.P. Zakharov, T.A. Burtseva, I.V. Mazul, B.I. Khripunov, V.V. Shapkin, V.B. Petrov, Journal of Nuclear Materials 271&272 (1999) 418-422

34. M.J. Baldwin, R.P. Doerner, D. Nishijima, K. Schmid, D.G. Whyte, J.G. Kulpin, G. Wright, Journal of Nuclear Materials, 358 (2006) 96-105

35. Y. Hirohata, T. Shibahara, T. Tanabe, T. Arai, Y. Gotoh, Y. Oya, H. Yoshida, Y. Morimoto, J. Yagyu, K. Masaki, K. Okuno, T. Hino, N. Miya, Journal of Nuclear Materials 337-339 (2005) 609-613

36. Y. Hirohata, T. Tanabe, Y. Oya, K. Okuno, K. Masaki, N. Miya, The JT-60U Team, Journal of Nuclear Materials 363-365 (2007) 854-861

37. A. Airapetov, L. Begrambekov, C. Brosset et al., Journal of Nuclear Materials, 390-391 (2009) 589-592

38. N. Bekris, J.P. Coad, C.H. Skinner, C.A. Gentile, E. Damm, W. Nägele, Journal of Nuclear Materials, 367-370 (2007) 1254-1259

39. E. Fortuna, M.J. Rubel, V. Philipps, K.J. Kurzydlowski, Ph. Mertens, M. Miskiewicz, M. Pisarek, G. Van Oost, W. Zieli?/,ski, Journal of Nuclear Materials, 367-370 (2007) 1507-1511

40. Y. Raitses, C.H. Skinner, F. Jiang, T.S. Duffy, Journal of Nuclear Materials, 375 (2008) 365-369

41. M. Richou, C. Martin, P. Delhaes, M. Couzi, W. Saikaly, C. Brosset, B. Pei'gourief, A. Litnovsky, V. Philipps, P. Wienholcl, J. Dentzer, C. Vix-Guterl, P. Roubin, Carbon 45 (2007) 2723-2731

42. K. Sugiyama, T. Tanabe, K. Masaki, N. Miya, Journal of Nuclear Materials 367-370 (2007) 1248-1253

43. Y. Yamauchi, Y. Hirohata, T. Hino, K. Masaki, M. Saidoh, T. Ando, D.G. Whyte, C. Wong, Journal of Nuclear Materials, 266-269 (1999) 1257-1260

44. H. Atsumi, Journal of Nuclear Materials, 313-316 (2003) 543-547 49| E. Hoinkis, Journal of Nuclear Materials, 183 (1991) 9-18

45. Hisao ATSUMI, Shigeru TOKURA and Masanobu MIYAKE, Journal of Nuclear Materials, 155-157 (1988) 241-245

46. A.V. Markin, A.E. Gorodetsky, A.P. Zakharov, Journal of Nuclear Materials 248 (1997) 34-37

47. I.L. Tazhibaeva, A.Kh. Klepikov, V.P. Shestakov, O.G. Romanenko, E.V. Chikhray, E.A. Kenzhin, Yu.S. Cherepnin, L.N. Tikhoniirov, V.A. Zverev, Journal of Nuclear Materials 233-237 (1996) 1198-1201

48. H. Atsumi, Journal of Nuclear Materials 307-311 (2002) 1466-1470

49. A. Pisarev, Journal of Membrane Science, 335 (2009) 51-57

50. A. Spitsyn, A. Pisarev, A. Skovoroda, V. Gureev and Yu. Martynenko, 363365, 2007, 833-838

51. T. Tanabe, H. Atsumi, Journal of Nuclear Materials 209 (1994) 109-112

52. Giacomo Messina, Saveria Santangelo

53. Carbon. The future material for advanced technology applications Topics in Applied physics, vol. 100

54. W. Lisowski, E.G. Keim, A.H.J, van den Berg, M.A. Smithers, Carbon 44 (2006) 974-982

55. Thomas Zecho, Andreas Guttler, Xianwei Sha et al., Journal of Chemical Physics, vol. 117, num. 18, 200260

56. A. Allouche, Y. Ferro, Carbón 44 (2006) 3320-3327

57. S.V. Alekseev, V.M. Baranov, Yu.V. Chernyatjev et al., Journal of Nuclear Materials 220-222 (1995) 721-725

58. Arkhipov, I.I., Gorodetsky, A.E., Zakharov, A.P., et al., J. Nucí. Mater., 1996, vol. 233-237, p. 1202-1206

59. V.Kh. Aliraov, D.A. Komarov, J. Roth, M. Mayer, S. Lindig, Journal of Nuclear Materials 349 (2006) 282-290

60. A. A. Skovoroda, V. S. Svishchova, A. V. Spitsyn, et al., Journal of Nucí. Mater. 306 (2002) 232-240

61. V.Kh. Alimov, R. Schwiirer, B.M.U. Scherzer, J. Roth, J. Nucí. Mater., 1992, 187, 191-196

62. A.D. Quastel, J.W. Davis, A.A. Haasz, R.G. Macaulay-Newcombe, J. Nucí. Mater., 2006, 359, 8-16

63. T. Yamashina, T. Hiño, Appl. Surf. Science, 1991, 48/49, 483-187

64. A.A. Pisarev, O.V. Ogorodnikova, Journal of Nuclear Materials, 248 (1997) 52-59

65. I. Takagi, K. Toyoda, M. Katayama, H. Fujita, K. Higashi, Journal of Nuclear Materials 258-263 (1998) 1082-1086

66. Y. Yamauchi, Y. Hirohata, T. Hiño, T. Yamashima, T. Ando, M. Akiba, Hydrogen retention of B4C converted graphite, Journal of Nuclear Materials 220-222 (1995) 851-855

67. A.A. Haasz, J.W. Davis, Journal of Nuclear Materials 209 (1994) 155-160

68. Roth et. al., Journal of Nuclear Materials, 363-365 (2007) 822-826

69. Achim von Keudell, Thin solid films, 402 (2002) 1-37

70. E. Salancon, T. Durbeck, T. Schwarz-Selinger, F. Genoese, W. Jacob, Journal of Nuclear Materials 376 (2008) 160-168

71. A. Schenk, B. Winter, J. Biener, C. Lutterloh, U. A. Schubert, and J. Kippers, J. Appi. Phys. 77 (6), 15 March 1995

72. A. Pisarev, T. Tanabe, B. Emmoth, N. Trifonov, A. Rusinov, S. Stepanov, Yu. Gasparyan, A. Spitsyn, B. Khripunov, Journal of Nuclear Materials, 390-391 (2009) 677-680

73. A. A. Rusinov, Yu. M. Gasparyan, A. A. Pisarev, N. N. Trifonov, and S. O. Stepanov, Bulletin of the Russian Academy of Sciences: Physics, 2008, Vol. 72, No. 7, pp. 956-959

74. Yoshirou Shirasu, Shinsuke Yamanaka and Masanobu Miyake, Journal of Nuclear Materials, 179-181 (1991) 223-226

75. J.A. SAWICKI I, J. ROTH and L.M. HOWE, Journal of Nuclear Materials, 162-164 (1989) 1019-1024

76. Rion A. Causey, Journal of Nuclear Materials, 162-164 (1989) 151-161

77. Y. Hasebe, K. Morita, Journal of Nuclear Materials, 212-215 (1994) 14521455

78. S. Chiu, A.A. Haasz, P. Franzen, Journal of Nuclear Materials, 218 (1995) 319-323

79. R.G. Macaulay-Newcombe, A.A. Haasz, J.W. Davis, Journal of Nuclear Materials, 337-339 (2005) 857-861

80. S. Hiroki, y. Hasegawa, K. Kaneko, T. Abe, y. Murakami, Journal of Nuclear Materials, 224 (1995) 293-298

81. K. Katayama., H. Nagase, C. Nishinakamura, T. Takeishi, M. Nishikawa, Fusion Engineering and Design 81 (2006) 247-252

82. T. Tanabe, Y. Watanabe, Journal of Nuclear Materials, 179-181 (1991) 231234

83. Shinsuke Yamanaka, Masaki Fujikane, Masayoshi Uno, Hirohiko Murakami, Osarnu Miura, Journal of Alloys and Compounds, 366 (2004) 264-268

84. A. A. Iiaasz, P. Franzen, J. W. Davis, S. Chiu, and C. S. Pitcher, J. Appl. Phys. 77 (1), 1 January 1995

85. S. Isobe, T. Ichikawa, J.I. Gottwald, E. Gomibuchi, H. Fuji, Journal of Physics and Chemistry of Solids, 65 (2004) 535-539

86. S. Orimo, T. Matsushima, and H. Fujii, T. Fukunaga, G. Major, Journal of Applied Physica, vol. 90, num. 3

87. Hisao Atsumi, Michio Iseki and Tatsuo Shikama, Sci. Rep. RITU A40, num. 1, July, (1994) pp.91-94

88. R. Schneider, A. Rai, A. Mutzke, M. Warrier, E. Salonen, K. Nordlund, Journal of Nuclear Materials, 367-370 (2007) 1238-1242

89. V.Kh. Alimov, J. Roth, and M. Mayer, Journal of Nuclear Materials, Volumes 337-339, 1 March 2005, Pages 619-623

90. J. Roth et al., Journal of Nuclear Materials, 390-391 (2009) 1-9

91. Rion A. Causey, Journal of Nuclear Materials, 162-164 (1989) 151-161

92. S.L. Kanashenko, A.E. Gorodetsky, V.N. Chernikov, A.V. Markin, A.P. Zakharov, B.L. Doyle, W.R. Wampler, Journal of Nuclear Materials 233-237 (1996) 1207-1212

93. H. Atsumi, K. Tauchi, Journal of Alloys and Compounds 356-357 (2003) 705-709100101102103104105106 107108109110

94. Keisuke Niwase, Physical Review B, vol. 52, num. 22, 1995

95. C.S. PITCHER, O. AUCIELLO, A.A. HAASZ and P.C. STANGEBY, Journal of Nuclear Materials 128 & 129 (1984) 597-600

96. A. Güttier, Th. Zecho, J. Küppers, Carbon 42 (2004) 337-343

97. Yoshitaka Gotoh, Takashi Arai, Junichi Yagyu, Kei Masaki, Kozo Kodama, Naoyuki Miya, Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 840-844

98. D.K. Brice, B.L. Doyle, W.R. WAampler and S.T. Picarux and L.G. Haggmark, Journal of Nuclear Materials, 114 (1983) 277-291

99. G. Staudenmaier and J. Roth et al., Journal of Nuclear Materials, 84 (1979) 149

100. D.M. Goebel, J. Bohdansky, R.W. Conn, Y. Hirooka, B. LaBombard, W.K. Leung, R.E. Nygien, J. Roth, G.R. Tynan, Nucl. Fusion 28 (1988) 1041

101. V.Kh. Alimov, M. Mayer, J. Roth, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, Volume 234, Issue 3, June 2005, Pages 169-175

102. M. Mayer, SIMNRA User's Guide, Tech. Rep. IPP 9/113, Max-Plank Institute fur Plasmaphysik, Garching, 1997

103. Yoshirou Shirasu, Shinsuke Yamanaka and Masanobu Miyake, Journal of Nuclear Materials 179-181 (1991) 223-226

104. V. Vizgalov, A.A. Pisarev, K.M. Gutorov, Journal of Nuclear Materials 363-365 (2007) 966-971