Захват и термодесорбция дейтерия в углеродных материалах при облучении плазмой тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.08, кандидат физико-математических наук Русинов, Александр Александрович

• Русинов, Александр Александрович
• кандидат физико-математических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Русинов, Александр Александрович

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.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Захват и термодесорбция дейтерия в углеродных материалах при облучении плазмой»

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

Заключение диссертации по теме «Физика плазмы», Русинов, Александр Александрович

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.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Русинов, Александр Александрович, 2011 год

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