Soutenance de thèse de AFONIN Aleksandr
Titre de thèse
Rétention des isotopes d'hydrogène dans les matériaux exposés au plasma : le rôle de l'oxydation du tungstène et des impuretés de bore
Hydrogen isotope retention in plasma-facing materials: the role of tungsten oxidation and boron impurities
Résumé de la thèse
Les limites de sûreté sur le tritium piégé et la nécessité de préciser le détachement du divertor font du recyclage du combustible un enjeu central pour les réacteurs de fusion D-T (deutérium-tritium). Pour comprendre ce phénomène, il faut des données expérimentales sur l'interaction des isotopes de l'hydrogène (IH) avec le tungstène (W) et avec les impuretés sur W. Bien que la solubilité des IH dans le W soit très faible, l'introduction d'impuretés peut modifier la rétention. Cette thèse présente des résultats sur des impuretés pertinentes pour les composants face au plasma (PFC) — oxyde de tungstène et bore — et leurs interactions avec les IH.
On s'attend à une croissance d'oxyde sur les PFC en W, avec des épaisseurs variant selon les zones : d'une sous-couche quasi monomoléculaire dans la région de divertor chaude et à fort flux à plusieurs micromètres sur la paroi première plus froide ; à WEST, des oxydes de plusieurs centaines de micromètres ont été observés. Pour sonder l'effet de l'oxydation sur la rétention des IH, des couches de WO₃ (~20 et ~60 nm) ont été formées sur deux échantillons de W polycristallin. Exposés à température ambiante à un faisceau d'ions D de 250 eV/D, ils ont été analysés par désorption programmée en température (TPD). Les oxydes ayant été formés à 1073 K et les TPD réalisées jusqu'à 800 K, la stabilité thermique a permis de répéter des cycles implantation/TPD. Données comparées à des résultats antérieurs sur une couche de WO₃ de 150 nm.
Pour chaque échantillon, la rétention et la libération du D ont été étudiées en fonction de la fluence et du temps de stockage sous vide à température ambiante. Initialement, la couche la plus mince retenait le plus de D. Les échantillons minces ont montré une rétention stable plusieurs jours, tandis que l'échantillon plus épais présentait une décroissance exponentielle. Avec l'accumulation des cycles implantation/TPD, le comportement de ce dernier a évolué : sa rétention a augmenté jusqu'à devenir la plus élevée et s'est stabilisée à température ambiante. Les échantillons minces ont aussi vu leur rétention croître avec la fluence cumulée. À des fluences incidentes élevées (2,0×10²⁰–2,1×10²¹ D·m⁻²), le rapport désorption/fluence a diminué, la dépendance est devenue non linéaire, indice probable d'une saturation des pièges. Ces observations montrent que les couches de WO₃ évoluent sous implantation de deutérium et cycles TPD. Des analyses sur l'oxyde ~60 nm lient cette évolution à un appauvrissement en oxygène, possiblement dépendant de l'épaisseur.
Après la décision d'ITER de remplacer la paroi première en béryllium par du W pur, un conditionnement de paroi est nécessaire pour limiter l'afflux d'impuretés. La boronisation, efficace par captation de l'oxygène, peut toutefois modifier la rétention des IH dans les PFC. La seconde partie étudie les interactions des IH avec du bore polycristallin de haute pureté en phase β. Par diverses techniques d'analyse de surface, nous évaluons la rétention, la désorption et les voies réactionnelles possibles. Les expériences montrent une dissociation moléculaire efficace des IH sur le B et une rétention significative, même après exposition moléculaire neutre à température ambiante. La production de diborane (B₂H₆) s'est révélée négligeable. Les spectres TPD révèlent deux composantes : un pic basse température conforme à la littérature et un pic haute température inédit au-delà de 1000 K. Des cycles thermiques répétés accroissent l'activité chimique du B, probablement via la sublimation et la formation de nouveaux sites actifs. Des expériences préliminaires suggèrent que des sites de piégeage à haute énergie peuvent être accessibles par échange isotopique moléculaire. Ces résultats soulignent le rôle clé de la chimie de surface du bore pur dans la rétention des IH, avec des bénéfices potentiels pour la gestion du tritium dans les futurs dispositifs de fusion.
Thesis resume
The limit on the amount of tritium trapped in fusion reactors, imposed by nuclear safety regulations, as well as the need to define divertor-detachment requirements, make fuel recycling a key topic in plasma-material studies for deuterium-tritium (D-T) fusion reactors. To understand recycling, experimental data on hydrogen isotopes (HI) interaction with tungsten (W), as well as various impurities on W, are required. While HIs have an extremely low solubility in tungsten, introducing additional impurities can modify HI retention. This thesis presents experimental data on the impurities related to plasma-facing components (PFCs): tungsten oxide, boron—and their interactions with HIs.
We expect oxide growth on W PFCs, with thicknesses varying by region: from sub-monolayer at the hot and high-flux divertor area, to several micrometers on the cooler first wall; WEST first-wall samples are reported to have an oxide layer several hundred microns thick.
To research the impact of W oxidation on HI retention, tungsten trioxide (WO3) layers (~20 and ~60 nm) were grown on two polycrystalline W samples. Both were exposed to a beam of D ions with 250 eV/D at room temperature and evaluated D retention using temperature-programmed desorption (TPD). Because the oxides were grown at 1073 K and the TPD measurements were realised up to 800 K, ensuring that the WO3 layers are thermally stable, systematic implantation/TPD cycles could be repeated on each sample. The data was compared with previous experiments on a 150 nm WO3 layer.
For each sample, D retention and release were studied versus ion fluence and storage time at room temperature in vacuum. Initially, the thinnest WO3 retained the most D. Thin samples exhibited stable retention at room temperature over several days, while the thicker sample showed exponential decay. However, with accumulated implantation/TPD cycles, the thicker sample's behaviour changed: its retention increased to become the highest of all samples investigated here and stabilized at room temperature. Thinner samples also showed increasing retention with cumulative fluence. At relatively high incident fluences (2.0×1020–2.1×1021 D·m-2), the ratio of desorption to fluence decreased, making the desorption–fluence dependence non-linear and likely indicating trap saturation.
These observations show that WO3 layers evolve upon deuterium implantation/TPD cycles. Various surface analysis techniques, performed on the ~60 nm tungsten oxide on the surface, show that the evolution is linked to an oxygen depletion mechanism, possibly thickness dependent.
Following the ITER decision to transition from a beryllium first wall to pure W, wall conditioning is necessary to reduce impurity influx. Boronization is especially effective due to oxygen scavenging; however, introducing boron (B) may also modify HI retention in PFCs.
The second part of this work investigates HI interactions with high-purity polycrystalline β-phase B. Using a combination of various surface analysis techniques, we evaluate the retention, desorption, and possible reaction pathways of HIs. Experiments demonstrate efficient molecular HI dissociation on B and significant retention, even after neutral molecular exposure at room temperature. Importantly, diborane (B2H6) production was found to be negligible under our experimental conditions. TPD spectra reveal two distinct desorption features: a low-temperature peak consistent with previous literature and a previously unreported high-temperature peak above 1000 K. We show that repeated thermal cycling enhances boron's chemical activity, likely due to sublimation and the formation of new active sites. Preliminary experiments suggest that high-energy trapping sites may be accessed through molecular isotope exchange. These findings highlight the critical role of pure B surface chemistry in HI retention, with potential benefits for tritium management in future fusion devices.