Multiscale study on hydrogen mobility in metallic fusion divertor material

For achieving efficient fusion energy production, the plasma-facing wall materials of the fusion reactor should ensure long time operation. In the next step fusion device, ITER, the first wall region facing the highest heat and particle load, i.e. the divertor area, will mainly consist of tiles based on tungsten. During the reactor operation, the tungsten material is slowly but inevitably saturated with tritium. Tritium is the relatively short-lived hydrogen isotope used in the fusion reaction. The amount of tritium retained in the wall materials should be minimized and its recycling back to the plasma must be unrestrained, otherwise it cannot be used for fueling the plasma. A very expensive and thus economically not viable solution is to replace the first walls quite often. A better solution is to heat the walls to temperatures where tritium is released. Unfortunately, the exact mechanisms of hydrogen release in tungsten are not known. In this thesis both experimental and computational methods have been used for studying the release and retention of hydrogen in tungsten. The experimental work consists of hydrogen implantations into pure polycrystalline tungsten, the determination of the hydrogen concentrations using ion beam analyses (IBA) and monitoring the out-diffused hydrogen gas with thermodesorption spectrometry (TDS) as the tungsten samples are heated at elevated temperatures. Combining IBA methods with TDS, the retained amount of hydrogen is obtained as well as the temperatures needed for the hydrogen release. With computational methods the hydrogen-defect interactions and implantation-induced irradiation damage can be examined at the atomic level. The method of multiscale modelling combines the results obtained from computational methodologies applicable at different length and time scales. Electron density functional theory calculations were used for determining the energetics of the elementary processes of hydrogen in tungsten, such as diffusivity and trapping to vacancies and surfaces. Results from the energetics of pure tungsten defects were used in the development of an classical bond-order potential for describing the tungsten defects to be used in molecular dynamics simulations. The developed potential was utilized in determination of the defect clustering and annihilation properties. These results were further employed in binary collision and rate theory calculations to determine the evolution of large defect clusters that trap hydrogen in the course of implantation. The computational results for the defect and trapped hydrogen concentrations were successfully compared with the experimental results. With the aforedescribed multiscale analysis the experimental results within this thesis and found in the literature were explained both quantitatively and qualitatively.

Kevyiden atomien fuusiossa vapautuvaa energiaa eräänä ihmiskunnan energiatuotantomuotona on tutkittu yli puoli vuosisataa. Fuusioenergian etuja ovat muun muuassa lähes rajoittamattomat polttoainereservit, se ettei se tuota kasvihuonekaasuja eikä fuusioreaktioissa synny pitkäikäistä radioaktiivista jätettä. Merkittävä edistysaskel kohti ensimmäisen fuusiovoimalan toteutumista otettiin vuonna 2005, kun suuren kansainvälisen testireaktorin, ITERin, sijoituspaikasta sovittiin. Vielä nykyään on monia avoimia kysymyksiä, jotka liittyvät ensiseinämateriaalivalintoihin fuusioreaktorin vaativiin olosuhteisiin. Materiaalin tulee kestää hiukkaspommitusta sekä korkeita lämpötiloja. Ensiseinämateriaalin ja fuusiopolttoaineen vuorovaikutusmekanismit on tunnettava. Tässä työssä tutkittiin vuorovaikutuksista aiheutuvien ensiseinävaurioiden syntymekanismeja sekä niiden merkitystä polttoaineesta irtaantuvien hiukkasten kerääntymiseen ensiseinään. Fuusioreaktorin polttoaine koostuu vedyn sekä sen isotooppien deuteriumin ja tritiumin muodostamasta plasmasta. Plasmaa ohjataan ja pyritään pitämään eristettynä ensiseinästä voimakkailla magneettikentillä. Plasmasta karanneet ionit kiertävät magneettikenttäviivoja pitkin ja lopulta iskeytyvät ensiseinään. ITERin kaltaisissa nk. tokamak-tyyppisissä fuusioreaktoreissa suurin hiukkas- ja lämpötilakuorma kohdistuu kammion pohja-alueella sijaitsevalle poikkeuttajalle. Sopivana poikkeuttajan ensiseinämateriaalina pidetään tällä hetkellä volframia, joka on hiukkaskuormitusta kestävä metalli ja jolla on hyvä lämmönjohtokyky. Vedyn ja volframin vuorovaikutuksia tutkittiin sekä kokeellisesti että laskennallisesti. Kokeellinen osuus koostui vedyn ioni-istutuksista volframiin, istutuksista aiheutuneiden kidevirheiden analysoinnista sekä kidevirheisiin loukkuuntuneiden vetyatomien lukumäärän määrittämisestä eri lämpötiloissa. Laskennallisilla menetelmillä määritettiin istutuksissa syntyneiden kidevirheiden tyyppi ja lukumäärä sekä niiden muodostumisen energetiikka. Lisäksi määriteltiin vedyn erityyppisistä loukuista vapautumiseen vaadittavat energiat sekä verrattiin niitä kokeellisesti mitattuihin vapautumislämpötiloihin. Laskennallisessa osuudessa käytettiin menetelmiä, jotka yhdessä kattavat monta aika- ja pituusmittakaavaa. Tällä tehokkaalla laskentatavalla päästiin vertaamaan mikroskooppisia, laadullisia ilmiöitä kokeellisesti saatuihin määrällisiin arvoihin. Merkittävimpinä tuloksina mainittakoon vedyn uudet diffuusionopeudet sekä eri kidevauriotyyppien laadullinen määrittäminen ja syntymekanismit. Tehty tutkimus on perustutkimusta ja se antaa uutta tarkempaa tietoa vetykaasun liikkumiseen ja loukkuuntumiseen vaikuttavista tekijöistä metalleissa yleensä, mutta sillä on myös suora teknologinen sovellus ITERin ensiseinämateriaalien suunnittelussa.