Surface modifications and deuterium retention of tungsten and tungsten oxide thin films after high flux deuterium plasma exposure

The increasing need for energy that mankind has to face, together with the necessity of reducing pollution and the generation of toxic waste, requires new and environmental friendly solutions for energy production. Thermonuclear fusion has the potential to be a sustainable energy source of the future thanks to the large amount of power released in the fusion reaction of hydrogen isotopes, the abundance of fuel and the limited generation of pollutants. One of the most promising methods to achieve fusion-based energy production is the magnetic confinement of a thermonuclear plasma, in which magnetic fields are used to confine a mixture of ionized deuterium and tritium, held in the state of thermonuclear plasma at temperatures of hundreds of millions of degrees, in a toroidal chamber. Machines based on this concept are called tokamaks: the largest and most advanced of these devices, ITER, is currently being built in the south of France, thanks to a collaboration between EU, India, Japan, China, Russia, South Korea and the United States. ITER's construction represents an extremely challenging task from both the scientific and technological point of view. One of the most crucial parts of the reactor is the first wall, constituted by the material surfaces directly facing the plasma. These components are relevant for the topic of plasma surface interaction, whose importance is pivotal in nuclear fusion research. Within the constituents of the first wall, of particular interest is the divertor: it is the exhaust system through which impurities and spent fuel are extracted from the reaction environment. The divertor has to withstand extremely high particle and heat fluxes and is thus expected to suffer from erosion and redeposition of material, as well as from deuterium and tritium retention. These issues are among the most critical for fusion reactors because of the degradation of structural materials, the immobilization of the fuel and safety implications related with the radiotoxicity of tritium. This thesis work aims to give a contribution to nuclear fusion research, in particular in the field of plasma wall interaction, by studying surface modifications and deuterium retention of nanostructured tungsten and tungsten oxide thin films, grown with a physical vapor deposition technique called pulsed laser deposition and exposed in the linear plasma generator Magnum-PSI, a unique state-of-the-art device capable of simulating the conditions expected for the ITER divertor. Post-exposure characterization of morphology, structure, composition and deuterium retention properties are carried out with the goal of comparing the two materials and to evaluate the effect of the presence of tungsten oxide layers anticipated for ITER on its performance and operations. The experimental work presented in this thesis was carried out mostly at FOM Institute DIFFER in Nieuwegein (the Netherlands), during an eight months visiting period. All the activities have been developed in close collaboration with the NanoLab of Politecnico di Milano, where the deposition of the thin films and part of the post-exposure characterization were performed.

Il crescente fabbisogno energetico che l'umanità si trova ad affrontare, unitamente alla necessità di ridurre le emissioni inquinanti e la produzione di rifiuti tossici, impone la ricerca di soluzioni nuove per la produzione di energia che siano rispettose verso l'ambiente. La fusione termonucleare ha il potenziale per essere una delle fonti di energia sostenibili del futuro, grazie all'ingente potenza sprigionata dalle reazioni di fusione degli isotopi dell'idrogeno, alla grande disponibilità di combustibile e ad una produzione limitata di agenti inquinanti. Uno fra i metodi più promettenti per la generazione di energia da fusione è il confinamento magnetico di un plasma termonucleare, in cui opportune configurazioni di campi magnetici sono utilizzate per confinare una miscela ionizzata di deuterio e trizio, mantenuti nello stato di plasma termonucleare a temperature di centinaia di milioni di gradi, in una camera toroidale. Le macchine basate su questo concetto sono chiamate tokamak: il più grande e avanzato di questi dispositivi, ITER, è attualmente in costruzione nel sud della Francia, ad opera di una collaborazione tra UE, India, Giappone, Cina, Russia, Corea del Sud e Stati Uniti. La realizzazione di ITER rappresenta un obiettivo estremamente ambizioso sia dal punto di vista scientifico che da quello tecnologico. Una delle parti più cruciali del reattore è la prima parete, costituita da materiali direttamente esposti al plasma. Queste componenti sono oggetto di studio per quanto riguarda l'interazione plasma parete, tema centrale nelle ricerche sulla fusione nucleare. Tra i costituenti della prima parete, un ruolo di particolare interesse è rivestito dal divertore: esso rappresenta il sistema di scarico attraverso il quale il combustibile esausto ed eventuali impurità vengono allontanati dall'ambiente di reazione. Il divertore è esposto a flussi di particelle e carichi termici estremamente elevati ed è pertanto soggetto a fenomeni di erosione e rideposizione di materiale, come pure di ritenzione di deuterio e trizio. Questi aspetti sono fra i più critici per i reattori a fusione in quanto determinano, oltre al degrado dei materiali strutturali, l'immobilizzazione del combustibile con implicazioni per la salute e la sicurezza legate alla radiotossicità del trizio. Questo lavoro di tesi ha come obiettivo quello di contribuire alle ricerche sulla fusione nucleare, in particolare nel campo dell'interazione plasma parete, attraverso lo studio delle modificazioni superficiali e delle proprietà di ritenzione del deuterio in film sottili nanostrutturati di tungsteno e ossido di tungsteno, ottenuti tramite la tecnica della deposizione laser pulsata e esposti nel generatore lineare di plasma Magnum-PSI, macchina unica nel suo genere e capace di simulare le condizioni previste per il divertore di ITER. La successiva caratterizzazione di morfologia, struttura, composizione e delle proprietà di ritenzione del deuterio sono state condotte con l'intento di paragonare i due materiali e di valutare l'effetto della presenza di film sottili di ossido di tungsteno, attesi in ITER, sul funzionamento della macchina. Il lavoro sperimentale presentato in questa tesi è stato principalmente svolto presso il FOM Institute DIFFER, a Nieuwegein (Paesi Bassi), durante un soggiorno di otto mesi. Tutte le attività sono state svolte in stretta collaborazione con il NanoLab del Politecnico di Milano, dove hanno avuto luogo le deposizioni dei film sottili e parte delle caratterizzazioni.