Tungsten-based coatings for magnetic fusion research: damage and hydrogen retention

Plasma Facing Materials (PFMs) are fundamental components in fusion devices like ITER. Since PFMs face the thermonuclear plasma directly, they are subjected to various phenomena, which can dramatically change their properties. Different PFM solutions were tested, but tungsten (W) is currently the most promising material to be used. Despite its favorable properties, W can suffer various modifications in the harsh environment foreseen in ITER. These modifications can lead to forming re/co-deposited W-based layers, which exhibit different properties from those of W. These changes and their effects on the overall system must be known and predictable. The main goal of this Ph.D. thesis is to provide an experimental investigation, at the laboratory scale, into non-conventional W-based films and their behaviors when faced to divertor-like plasma. The pulsed laser deposition technique is used to deposit tungsten-based films with tailored properties. Thermal annealing procedures are performed to have an extra degree of freedom in controlling film properties. The most relevant W- based coatings are exposed to divertor-like plasma to study their property modifications and different deuterium retention values, with the aim of finding the relationship between film properties and their behavior when exposed to different plasma conditions. The results presented in this thesis can provide valuable insights into the use of a versatile deposition technique to produce films relevant for nuclear fusion research and into the physics of the behavior of these non- conventional W-based films when exposed to divertor-like plasmas.

In ITER, il ruolo dei materiali direttamente esposti al plasma termonucleare (dall’inglese Plasma Facing Materials, PFMs) è cruciale. In queste condizioni, i PFMs possono subire diversi effetti che contribuiscono a modificare le proprietà degli stessi. Durante le ricerche sulla fusione termonucleare controllata diversi PFMs sono stati testati, ma attualmente la soluzione più promettente è quella rappresentata dal tungsteno (W). Il W può essere fortemente modificato quando lavora in ambienti aggressivi come quello previsto in ITER. In queste condizioni si può assistere alla formazione di depositi di materiale precedentemente eroso. Queste strutture hanno tipicamente proprietà molto diverse rispetto a quelle del tungsteno. Questi cambiamenti e il loro effetto sul sistema devono essere conosciuti e pronosticabili. L’obiettivo principale di questa tesi di dottorato è quello di fornire un’indagine sperimentale riguardo depositi di tungsteno non convenzionali e il loro comportamento quando esposti a un plasma che simula quello che sarà presente nella zona del divertore di ITER (dall’inglese divertor-like). La tecnica di deposizione a laser pulsata è stata utilizzata per realizzare film di W con le proprietà desiderate; trattamenti termici sono stati condotti per poter meglio controllare le proprietà dei depositi. I depositi di W più interessanti sono stati selezionati per essere esposti a dai plasmi divertor-like con l’obiettivo di comprendere la relazione esistente tra le proprietà del deposito e il suo comportamento quando esposto a un plasma. I risultati presentati in questa tesi possono fornire utili informazioni utili riguardo la possibilità di utilizzare una tecnica sperimentale versatile per realizzare depositi con proprietà rilevanti per le ricerche sulla fusione nucleare e riguardo la fisica del comportamento di questi depositi non convenzionali di W quando esposti a dei plasmi divertor-like.