Bucureşti, 2018

UNIVERSITATEA DIN BUCUREŞTI

Facultatea de Fizică

Şcoala Doctorală de Fizică

Optică, Spectroscopie, Plasmă şi Laseri

Paul Pavel DINCĂ

______________________________________________________________________

STUDIUL RETENȚIEI ȘI DESORBȚIE DE DEUTERIU

PENTRU FILMELE SUBȚIRI COMPUSE DIN MATERIALE

DE INTERES PENTRU FUZIUNEA TERMONUCLEARĂ

______________________________________________________________________

Teză de doctorat-Rezumat

Conducător ştiinţific:

Prof. Dr. CS I Gheorghe Dinescu

1

Cuprins

Abstract 1

I. Contextul energiei în viitor și fuziunea nucleară 3

1.1 Contextul energiei în viitor 3

1.2 Fuziunea nucleara 4

II. Retenția de combustibil nuclear în componentele expuse la plasma de fuziune 6

2.1 Componentele expuse la plasma de fuziune 6

2.2 Retenția de deuteriu în wolfram 8

2.3 Retenţia de deuteriu în beriliu 9

2.4 Retenția de deuteriu în straturile mixte de beriliu/wolfram 11

III. Metode de obţinere a straturilor pure şi mixte de beriliu şi wolfram de interes pentru

fuziunea nucleară 12

3.1 Metoda arcului termoionic în vid 12

3.2 Pulverizarea magnetron 14

IV. Tehnici de investigare a filmelor pure și mixte compuse din materiale de interes pentru

fuziune 15

V. Caracterizarea sursei de ioni utilizată pentru implantarea straturilor subțiri pure și mixte de

beriliu și wolfram obținute prin metoda TVA 17

VI. Implantarea cu ioni de deuteriu a filmelor pure și mixte de beriliu și wolfram obținute

prin metoda TVA 22

6.1. Modul de obținere al probelor și expunerea la plasma de deuteriu 22

6.2. Morfologia filmelor subțiri pure și mixte compuse din materiale de interes pentru

fuziune. 23

6.3 Structura filmelor subțiri pure și mixte compuse din material de interes pentru fuziune.

25

6.4 Compoziția filmelor mixte de Be-W 27

6.5 Retenția și eliberarea deuteriului din filmele de interes pentru fuziune 27

VII. Influența fluxului de deuteriu asupra retenției în filmele pure de beriliu co-depuse prin

pulverizare magnetron în regim continuu 30

7.1 Modul de obținere al co-depunerilor de beriliu 30

7.2 Morfologia co-depunerilor de beriliu 31

7.3 Structura co-depunerilor de beriliu 32

7.4 Compoziția co-depunerilor de beriliu 32

7.5 Retenția de deuteriu în co-depunerile de beriliu 33

2

VIII. Influența compozitiei-chimice a straturilor de beriliu și wolfram co-depuse prin

pulverizare magnetron în regim continuu asupra retenției deuteriului 38

8.1 Modul de obținere al straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram 38

8.2 Morfologia straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram 39

8.3 Structura cristalină a straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram 40

8.4 Compoziția straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram 42

8.5 Retenţia de deuteriu în filmele pure şi mixte de beriliu şi wolfram 44

IX. Influența prezenței azotului asupra retenției deuteriului în filmele mixte de beriliu-

wolfram. 48

9.1 Modul de obţinere al probelor 48

9.2 Analiza XRD 49

9.3 Analiza RBS 49

9.4 Desorbţia deuteriului şi a azotului 50

X. CONCLUZII 53

Bibliografie 56

3

Abstract

Teza de doctorat abordează un subiect de interes pentru funcţionarea în parametri

optimi a reactoarelor de fuziune şi anume retenţia de combustibil nuclear în materialele de

interes pentru fuziune: beriliu şi wolfram. Buna înţelegere a fenomenelor ce pot apărea la

interacţia plasmă de fuziune-perete este crucială pentru selectarea sau dezvoltarea unor

materiale capabile să reziste la condiţiile de interacţie cu plasma de fuziune. În prezent,

nici un material singular nu poate întruni toate proprietăţile menţionate mai sus. Un aspect

nefast al erodării materialelor îl reprezintă redepunerea acestora pe alte suprafeţe din

reactor influenţând puternic predicţiile asupra retenţiei de combustibil nuclear. Straturile

redepuse prezintă proprietăţi fizice şi chimice diferite faţă de suprafeţele incipiente.

Modelarea retenţiei în straturile redepuse devine din ce în ce mai complicată cu cât sunt

implicate mai multe materiale. O problemă mare în domeniul retenţiei este legată de tritiu

(T). Acest izotop radioactiv reţinut în cantităţi mari în componente poate conduce la o

închidere administrativă din motive de siguranţă radiologică a reactorului termonuclear de

fuziune. Analiza post-mortem a componentelor extrase din reactoarele experimentale de

fuziune a condus la identificarea a doi factori principali ce conduc la acumularea

combustibilului nuclear în componente: implantarea de izotopi de hidrogen şi co-

depunerea materialelor cu aceştia. Cea mai mare pondere cantitativă este dată de co-

depuneri. În această teză de doctorat sunt studiate ambele mecanisme responsabile de

retenţia de combustibil nuclear punându-se accent în special pe co-depuneri de materiale

de interes pentru fuziune cu deuteriu (D).

Pentru studiul retentiei deuteriului prin implantare in straturi, au fost utilizate metoda

Arcului Termoionic in Vid (TVA), pentru realizarea straturilor compuse din Be si W, si

un dispozitiv tip torta de plasma, pentru generarea ionilor de deuteriu utilizati in procesul

de implantare. În prima parte a secţiunii de rezultate (CAPITOLUL V) este prezentată

caracterizarea plasmei de deuteriu obţinută cu ajutorul acestui dispozitiv. Sunt prezentate

măsurătorile de spectroscopie de emisie optică, distribuţia spatială a potenţialului plasmei

şi compoziţia ionică a acesteia. In capaitolul VI au fost implantate cu ajutorul

dispozitivului de tip torţă de plasmă si au fost studiate cinci tipuri de straturi subţiri cu

grosime bine definită de 500 nm plecând de la filmele pure de beriliu, respectiv wolfram,

la filmele mixte de tip Be-W cu concentraţii atomice bine definite, 1:1,2:1, respectiv 1:2.

In capitolul VII a fost studiata pentru prima dată problema retenţiei de deuteriu în co-

depunerile de beriliu la diferite valori ale fluxului de deuterium. Au fost întreprinse

4

examinări structural, morfologice şi compozitionale ale probelor. De asemenea,

investigaţiile întreprinse au avut rolul de a evalua inventarul de deuteriu din probe. Au fost

aplicate teoretic procedurile de degazare ce vor fi folosite în ITER ulterior fiind inventariată

cantitatea de deuteriu rămasă. In caitolul VIII a fost realizat pentru prima dată un studiu

amplu asupra retenţiei de deuteriu in straturi pure şi mixte obţinute prin diferite combinaţii

de beriliu şi wolfram co-depuse. Scopul a fost de a investiga efectul compoziţiei straturilor

de interes pentru fuziune asupra retenţiei de deuteriu. Probele obţinute au fost investigate

din punct de vedere structural, morfologic şi compozitional. Au fost identificate principalele

mecanisme de retenţie a deuteriului şi a fost analizată influenţa substratului asupra retenţiei

de deuteriu.În Capitolul IX este prezentat un studiu efectuat pe straturile mixte de beriliu-

wolfram cu grosimea de 2 µm ce au fost depuse pe substraturi de molibden, grafit şi siliciu

în atmosferă reactivă de argon-deuteriu, respectiv argon-deuteriu-azot cu ajutorul a două

metode combinate pulverizare magnetron în regim HiPIMS şi pulverizare magnetron în

regim continuu. Raportul atomic și grosimea straturilor au fost bine controlate în timpul

procesului de depunere. Au fost urmărite modificările structurale induse de prezenţa

azotului în co-depuneri, precum şi influenţa acestuia asupra mecanismelor de retenţie şi

inventarului de deuteriu în probe.

Toate aceste studii au avut ca scop final completarea cunoștiințelor existente asupra

problemei retenției izotopilor de hidrogen în reactoarele de fuziune termonucleară. În

literatura de specialitate există un număr limitat de studii privind retenția deuteriului în

straturi mixte de Be-W prin implantare. De aceea au fost realizate în lucrarea de față

straturi mixte de Be și W cu concentrație variabilă, care ulterior au fost implantate cu ioni

de deuteriu în vederea investigării comportamentului de retenție. Principalele rezultate

obținute fiind prezentate în capitolul VI. În ciuda faptului că retenția combustibilului

nuclear în co-depuneri de Be, W și Be-W va reprezenta componenta dominantă față de

implantarea există un număr restrâns de lucrări, inexistent în cazul straturilor mixte Be-W,

ce tratează acest aspect. Din acest motiv în lucrarea de față a fost realizat un studiu amplu

asupra retenției în aceste tipuri de co-depuneri urmărind parametrii precum fluxul de

deuteriu, variația concentrației de Be și W în co-depuneri, modificările morfologice și

structurale ale straturilor și comportamentul de eliberare a deuteriului.

5

Capitolul I

Contextul energiei în viitor și fuziunea nucleară

1.1. Contextul energiei în viitor

Unica sursă de energie care a alimentat creşterea şi a ajutat la dezvoltarea civilizaţiei

umane de-a lungul timpului până în secolul al XX-lea a fost energia generată de soare,

transformată în energie chimică de către plante prin procesul de fotosinteză. Arderea

lemnului a constituit principalul motor al dezvoltării civilizaţiei umane ajutând la

îndeplinirea unei serii de activităţi conexe pe langă cele domestice. Descoperirea motorului

cu aburi de către James Watt în 1764 a ajutat la declanşarea revoluţiei industriale din secolul

XIX. Motorul cu aburi a fost utilizat la început pentru pomparea apei din galerii în minele

de cărbune ceea ce ulterior a condus la adâncimi mai mari de forare în zona zăcămintelor

bogate în cărbune. Combustibilii fosili au condus la o dezvoltare fără precedent a

civilizației umane la îmbunătățirea confortului a speranţei de viață, precum şi la

interconectarea mondială. Toate acestea subliniază o dependență accentuată față de acest

tip de resurse naturale. O problemă legată de exploatarea hidrocarburilor ca materie primă

de producere a energiei este aceea a eliberării de dioxid de carbon în atmosferă (CO2) prin

arderea acestora. Emisiile CO2 conduc la declanşarea efectului de seră contribuind la

ridicarea temperaturii globale a scoarței terestre. În paralel cu dezvoltarea surselor de

energie pe bază de combustibili fosili au apărut alte două surse cu o pondere semnificativă

în producția energetică mondială. Una dintre ele utilizează energia potențiala a apei în câmp

gravitațional. Astfel, hidrocentralele transformă energia dată de căderile de apă în energie

electrică. În prezent, hidrocentralele produc aproximativ 18% din necesarul energetic al

planetei comparativ cu 65% produs cu ajutorul combustibililor fosili.

Dintre toate sursele ce au o contribuție importantă în producția de energie electrică, în

prezent, energia nucleară este cea mai tânără ramură energetică.Acest tip de energie este

obținută prin fisiunea controlată a elementelor radioactive folosind drept combustibil

nuclear uraniul, toriul și plutoniul. În prezent, ponderea energiei nucleare din totalul

mondial este de 18% intrând în declin de la începutul secolului XXI. În ciuda acestui fapt,

incidentele de la Cernobil respectiv Fukushima au contribuit la scăderea încrederii opiniei

publice în energia nucleară.

6

Un domeniu emergent în energetica modială îl reprezintă sursele regenerabile de

energie. Interesul pentru acest tip de energie a crescut odată cu mărirea prețurilor petrolului

în anii 1970. Cea mai mare pondere din potențialul energetic al acestor surse este exploatat

în principal pentru: energia geotermală, energia eoliană, respectiv energia solară.

În prezent, sursele regenerabile de energie constituie sub 1% din totalul energetic

produs la nivel global cu pondere mai mare în țările dezvoltate. O pondere infimă în

comparație cu cei 65% produși prin arderea de combustibili fosili. Acestea continuă să

câștige popularitate în detrimentul surselor convenționale datorită perspectivei ecologice

promovate. În prezent, datorită costurilor energetice considerabile de extragere și

prelucrare a materialelor și elementelor rare necesare în vederea realizării de componente

pentru valorificarea acestor surse contribuie semnificativ la încălzirea globală (majoritatea

componentelor sunt fabricate în China și India a căror industrie este alimentată în principal

de termocentrale). O problemă majoră a acestor surse este dată și de dificultățile de stocare

a energie electrice. Astfel, caracterul discontinuu de producție a energiei le face

inutilizabile în mediul industrial. Pentru asigurarea dezvoltării durabile în viitor al

civilizației umane este obligatorie asigurarea necesarului energetic domestic cât și

industrial prin utilizarea complementară a surselor de energie. În același timp pentru

diminuarea efectului de seră, respectiv a fenomenului de poluare datorat sectorului

energetic, în decurs de câteva decenii trebuie redusă drastic emisia de CO2.

O sursă promițătoare capabilă să furnizeze energie atât pentru consumul domestic cât

și pentru cel industrial, fără emisii de gaze cu efect de seră sau reziduuri radioactive cu timp

de viață îndelungat este fuziunea nucleară.

1.2. Fuziunea nucleară

Fuziunea nucleară este cea mai promițătoare opțiune în vederea generării de cantități

mari de energie în viitorul apropiat în vederea alimentării atât a sectorului industrial cât și

de acoperire a necesarului de energie domestic. acest proces alimentează Soarele și restul

stelelor din Univers. În vederea realizării fuziunii pe Pământ este utilizat un gaz compus

dintr-o combinație a izotopilor de hidrogen (deuteriu și tritiu) încălzit la o temperatură de

aproximativ 100 milioane de grade Celsius. Cel mai promițător dispozitiv pentru realizarea

condițiilor menționate este “tokamak-ul”. Acest concept provine din Rusia reprezentând o

incintă magnetică în formă de inel.

7

În viitor, centralele ce utilizeaza fuziunea vor avea 0 emisii de CO2 adresând astfel un

răspuns la problema încălzirii globale datorită emisiilor de gaze cu efect de seră. Singurul

produs secundar al reacției de fuziune este eliberarea de cantități mici de heliu, inert din

punct de vedere chimic (nu contribuie la degradarea calității aerului). Un alt aspect demn

de menționat îl reprezintă abundența combustibilului nuclear. Radioactivitate scazuta, în

reactoarele termonucleare singurii produși radioactivi vor fi pereții interiori ai incintei, însă

timpul de viață al izotopilor radioactivi generați este mai mic de 100 de ani.

Fuziunea nucleară este definită ca procesul fizic în care două nuclee ușoare sunt

combinate pentru a forma un nucleu greu. Natura energetică a procesului este exotermă

fiind degajată o cantitate mare de energie. Cea mai mare secțiune eficace de interacție o

prezintă D și T. Pe baza acestui considerent este anticipat că în prima fază reactoarele

termonucleare vor fi operate utilizând reacția DT [1].

2 3 4 1

1 1 2 0(14.05 ) (3.54 )D T He MeV n MeV+ → + (1.1)

Din punctul de vedere al construcției unui reactor de fuziune termonucleară există două

mari constrângeri legate de proiectarea acestuia. Prima dintre acestea doua o reprezintă

încălzirea combustibilului nuclear până la atingerea condițiilor necesare de aprindere a

amestecului DT, cea de-a doua este legată de confinarea particulelor încălzite în prima fază

[1]. Pentru a putea învinge forța electromagnetică de repulsie dintre nucleele încărcate

pozitiv de deuteriu, respectiv tritiu, plasma este încălzită până la o temperature de

1.5x108K corespunzând unei energii medii a ionilor de 8 keV. O consecință directa a

acestor temperaturi intense o reprezintă faptul că particulele de combustibil nuclear trebuie

să fie confinate astfel încât să împiedice interacția acestora cu pereții interiori ai

reactorului. În prezent, nici un reactor de tip tokamak nu și-a demostrat fezabilitatea din

punct de vedere energetic. În esență, toate tokamak-urile consumă mai multă energie decât

eliberează prin fuziune. Astfel, limita de “ brake-even” unde Q=1 (puterea introdusă este

egală cu puterea eliberată) încă nu a fost atinsă în nici un reactor de acest tip. Printre

principalele obiective tehnice ambițioase ale ITER se numără: obținerea unei perioade

extinse de ardere, între 300 și 500s în regim inductiv de operare la Q>10, respectiv

demonstrarea capacității de operare în regim continuu utilizând încălzirea ne-inductivă la

Q>5. ITER a fost proiectat pentru o capacitate de producție de 500 MW utilizând reacția

DT.

8

Capitolul II

Retenția de combustibil nuclear în componentele

expuse la plasma de fuziune

2.1 Componentele expuse la plasma de fuziune

În ciuda eforturilor depuse pentru îmbunătăţirea confinării plasmei de fuziune pentru

a nu interactiona cu primul perete al reactorului, rezultatele nu vor fi niciodată perfecte.

Astfel, componentele expuse la plasma de fuziune (PFC-Plasma Facing Components) sunt

supuse la un flux caloric şi de particule intens. Acest aspect face dezvoltarea PFC una

dintre problemele cheie ale ştiinţei şi tehnologiei de fuziune [2,3,4]. Caracteristicile ideale

ale materialelor expuse la fuziune sunt următoarele:

● Conductivitate termică ridicată

● Eroziune scăzută la bombardamentul cu particule din plasmă

● Rezistenţa la temperaturi ridicate

● Rezistenţa la bombardamentul cu neutroni

● Retenţie scazută de tritiu

● Masă atomică mică

În prezent, nu există un material care să întrunească toate condiţiile menţionate mai

sus. În ITER, divertorul va fi expus la fluxuri termice cu valori maxime cuprinse între 10-

20 MW/m2 şi fluxuri constante de particule de 1024 DT/m2s. Un compromis va fi utilizarea

a două materiale în actualul design ITER [5,6,7]. Peretele incintei de vid al reactorului

(700 m2) va fi acoperit cu plăci de Beriliu, în timp ce plăcile de wolfram (155 m2) vor fi

utilizate în vederea confecţionării divertorului. Distribuţia materialelor în reactorul de

fuziune este prezentată în figura 2. Casetele divertorului ilustrate în figura 2.1 b vor fi

înlocuite de câteva ori pe toată durata de operare a ITER datorită activării.

9

Figura 2.1 a) Secțiunea incintei ITER b) Desfășurarea în secțiune a divertorului

Beriliul poate rezista la încărcările termice de 1MW/m2 obţinute în condiţii normale

de operare [8]. Plăcile de beriliu pot fi utilizate până la încărcări termice de 7.5 MW/m2 ce

pot fi atinse la pornirea reacţiei de fuziune [9]. Wolframul prezintă punctul de topire cel

mai ridicat dintre toate elementele şi prezintă un prag de eroziune ridicat, ceea ce îl face

ideal pentru confecţionarea componentelor divertorului. În marea majoritate a cazurilor

procesele de interacţie plasma-perete sunt mult mai complexe cu implicaţii nefaste asupra

materialelor, cum ar fi pulverizarea, eroziunea chimică, topirea şi fragilizarea [10,11,12].

O prezentare schematică a proceselor implicate este prezentată in fig 2.2.

Figura 2.2 Prezentarea schematică a proceselor ce apar la interacția plasmei de

fuziune cu componentele expuse.

Particulele erodate prin mecanismele mentionate mai sus ce intră în plasmă sunt

redepuse ulterior pe pereţii incintei sau sunt pompate în exterior de sistemul de vid.

Redepunerea poate apărea pe suprafeţe aflate în imediata vecinătate a zonelor de eroziune

10

originare, însă în cele mai multe cazuri particulele erodate sunt transportate de-a lungul

liniilor de câmp magnetic pe distanţe lungi. Influenţa straturilor co-depuse devine mai

importantă cu cât sunt folosite mai multe materiale în fabricarea componentelor expuse la

plasmă. Materialele utilizate în ITER pot conduce la formarea de aliaje mixte cu proprietăţi

nu foarte bine definite [13]. Retenţia de combustibil în incinta reactorului este definită ca

fiind cantitatea de izotopi de hidrogen reţinută de componentele expuse la plasma de

fuziune. Acest aspect devine extrem de sensibil când tritiul este considerat combustibil

nuclear [14,15].

Din analiza post-mortem a componentelor unor reactoare experimentale de fuziune

cum ar fi JET şi ASDEX, au fost identificaţi doi factori principali ce conduc la acumularea

combustibilului nuclear în incintă:

● Co-depunerile. Eroziunea fizică şi chimică a materialului constituent al PFC

conduce la redepuneri pe pereţi şi în zonele greu accesibile ale reactorului,

având ca rezultat formarea de straturi neomogene cu conţinut ridicat de

combustibil nuclear. Co-depunerea este astfel recunoscută ca fiind principalul

mecanism de retenţie a combustibilului nuclear.

● Implantarea, urmată de difuzie şi captare. Particulele energetice pot fi

implantate în materialele solide şi după o serie de ciocniri elastice pot rămâne

în material [16].

Problema inventarului de combustibil nuclear se refera în principal la tritiu, însă datorită

măsurilor de precauţie şi preţului ridicat, studiul experimental al problemei este limitat la

lucrul cu un izotop comun al hidrogenului, şi anume deuteriul.

2.2. Retenția de deuteriu în wolfram

Tehnica utilizată preponderent în literatura pentru studiul interacţiilor izotopilor

hidrogenului cu wolframul este implantarea cu ioni. Scopul final al acestor experimente

este acela de a întelege fizica din spatele acestor procese şi de a putea extrapola rezultate

utile pentru reactoarele de fuziune. Rezultatele obţinute în literatură sunt asemănătoare

pentru mai multe tipuri de probe disponibile comercial şi iradiate la temperatura camerei,

se poate concluziona că retenţia mare de deuteriu în wolfram la temperaturi mari este

afectată în principal de difuzia ionilor de deuteriu în material, care la rândul ei este afectată

de distribuţia de impurităţi şi de structura materialului.

11

În literatură, adâncimea la care specimenele iradiate la energii cuprinse între 0.2-1.5

keV prezintă retenţie de deuteriu poate fi divizată în trei zone [16]:

● Retenţia la suprafaţă între 200 până la 500 nm

● Retenţia în imediata vecinătate a suprafeţei 0.5-3µm

● Retenţia în bulk >3 µm

Cel mai important aspect legat de inventarul de deuteriu este legat de efectele

modificării suprafeţei asupra mecanismelor de retenţie din wolfram. O serie de studii

recente au indicat că iradierea wolframului cu deuteriu are are ca efect crearea de “blistere”

(băsici) ce au ca efect modificarea proprietăţilor de retenţie [17,18,19]. Acestea au indicat

că suprafeţele probelor de wolfram, expuse la fluxuri mari de ioni de deuteriu cu energie

mică (sub 960 eV), conduc la formarea de “blistere” [20]. Mai mult, se pare că acestea

au evidenţiat o corelare între retenţia de deuteriu şi formarea de blistere, la diferite

temperaturi de iradiere. Astfel, expunerea la bombardamentul cu ioni de deuteriu pe un

interval de energii, fluenţe şi temperaturi a condus la enunţarea de către autori a

următoarelor concluzii:

● La energii de 1kev/D+ la temperatura camerei formarea de blistere a fost

obsevată pentru fluenţe de 1023 D/m2, unde dimensiunea blisterelor creşte

odată cu creşterea fluenţei

● Formarea de blistere apare la energii mici 100 eV/D la fluenţe de cel puţin

1025 D/m2, unde dimensiunea blisterelor se măreşte odată cu creşterea

energiei fasciculului de ioni

● Nu se formează blistere la temperaturi mai mari de 873 K

Problema formării de blistere este una importantă deoarece poate afecta inventarul de

combustibil nuclear şi poate conduce la exfolierea componentelor de wolfram expuse

la plasma de fuziune, principalul efect negativ fiind contaminarea plasmei.

2.3. Retenţia de deuteriu în beriliu

În studiul [21] ce cuprinde o sinteză a experimentelor de retenţie a izotopilor de

hidrogen în beriliu se concluzionează că: în condiţii relevante ITER concentraţia de

combustibil nuclear se saturează în beriliu în zona din imediata vecinătate a

12

suprafeţei.Totodată, cantitatea reţinută de izotopi de hidrogen în zona din imediata

vecinătate a suprafeţei depinde în special de temperatura materialului şi mai puţin de

energia ionilor implantaţi. Astfel, a fost observat că retenţia de deuteriu la temperaturi

înalte ale specimenului implantat este mai mică faţă de cea obţinută la temperaturi

mici. De asemenea, retenţia de deuteriu a fost mai mică pentru specimenele iradiate ce

au o structură poroasă faţă de cele dense. O altă concluzie importantă a acestui studiu

îl reprezintă faptul că retenţia în comparaţie cu wolframul nu depinde de fluenţa

ionilor incidenţi.

Pentru a înţelege fenomenul de retenţie a combustibilului nuclear în beriliu, o

serie întreagă de studii au fost dedicate înţelegerii solubilităţii şi difuzivităţii izotopilor

hidrogenului în beriliu [22,23,24,25,26]. Rezultatele prezentate în aceste studii

prezintă serioase discrepanţe, cel mai probabil datorate diferenţelor între specimenele

de beriliu măsurate. Astfel, măsurătorile pot fi influenţate de gradul de oxidare al

probei şi de capcanele de hidrogen datorate defectelor ce ţin de metoda de fabricaţie a

probelor (porozitate şi granulaţie). De asemenea, grosimea straturilor afectează modul

în care izotopii hidrogenului sunt captaţi în material. O concluzie, foarte importantă

este aceea că solubilitatea izotopilor hidrogenului în beriliu este foarte mica [27].

Co-depunerile de beriliu vor reprezenta cel mai important mecanism de acumulare

a tritiului în ITER, având în vedere că ţintele de beriliu expuse la iradierea cu izotopi

de hidrogen se saturează după o anumită fluenţă. Studiile iniţiale asupra straturilor co-

depuse de beriliu au fost dificil de interpretat datorită cantităţii relativ mari de oxigen

din straturi. În [28] sunt studiate co-depunerile de BeO cu deuteriu pe substrat de siliciu

realizate prin pulverizarea atomilor de beriliu cu ioni energetici de deuteriu (1.5

keV/D) obţinuţi cu o sursa de ioni de curent înalt. Temperatura substratului a fost

variată între 293K, 573K, 773K. Rezultatele obţinute au indicat o concentraţie de 0.36

D/BeO pentru probele preparate la temperatura camerei, rezultatele fiind similare cu

cele din literatura pentru implantare. Concentraţia de deuteriu scade însă la

temperaturi înalte. La 573 K raportul D/BeO scade la 0.17, iar la 773 K scade la 0.07.

13

Trebuie menţionat faptul că în acest experiment nu a fost observată desorbţia

deuteriului la temperaturi mai mari de 800 K.

Abilitatea de a prezice nivelul de tritiu din co-depunerile de beriliu este un aspect

important al programului de securitate nucleară, însă dezvoltarea de metode de

îndepărtare a tritiului din capcanele de beriliu este critică pentru succesul programului

ITER. Comportamentul de desorbţie termică a deuteriului din co-depunerile de beriliu

a fost investigat în [29]. Autorii au descoperit că filmele co-depuse de beriliu tind să

devină mai dense odată cu creşterea energiei ionilor incidenţi, însă proprietăţile de

retenţie se comportă diferit faţă de aşteptări. Astfel, pe măsură ce energia particulelor

incidente creşte, nivelul retenţiei în co-depuneri creşte de asemenea. Nivelul de

retenţie ridicat poate fi rezultatul descreşterii porozităţii filmului ce reduce căile de

ieşire a deuteriului din straturi. În comparaţie cu wolframul, unde desorbţia din co-

depuneri este limitată de difuzie şi eliberarea deuteriului creşte cu timpul de încalzire,

desorbţia din beriliu depinde de temperatura maximă atinsă în timpul ciclului de

încălzire datorită retenţiei în capcane de energii bine definite.

2.4. Retenția de deuteriu în straturile mixte de beriliu/wolfram

În prezent, datorită temperaturilor joase ale pereţilor în reactoarele de fuziune,

modelările teoretice indică zonele de strike-point de pe divertor ca fiind singurele locaţii

unde s-ar putea depune suficient beriliu pentru formarea de aliaje. Rezultatele analizelor

post-mortem a căramizilor de wolfram din zonele de strike point au indicat faptul că pe

acestea nu există suficient beriliu să formeze o cantitate îngrijorătoare de aliaj. Una dintre

predicţiile ITER ar fi ca evenimentele intermitente din plasmă pot conduce la încălzirea

optimă a zonelor în care există straturi groase de beriliu conducând la o creştere rapidă a

aliajelor.

14

Capitolul III

Metode de obţinere a straturilor pure şi mixte de beriliu

şi wolfram de interes pentru fuziunea nucleară

3.1. Metoda arcului termoionic în vid

Plasma de TVA a fost descoperită în urma experimentelor de sudură cu electroni în vid

înaintat care pentru curenți mari de sudură aprindea o plasmă în materialul anodic

evaporat. Ulterior, a fost studiată extensiv în scopuri experimentale de Prof. Doc. Geavit

Musa în laboratorul de Plasmă de Temperatură Joasă din cadrul Institutul de Fizică și

Tehnologia Aparatelor cu Radiații (IFTAR) începând din 1984. De atunci această metodă

a fost dezvoltata pentru obținerea de straturi subțiri. [30-39]. TVA este din punct de vedere

experimental o plasmă aprinsă în vapori metalici condiții de vid înaintat. Configurația

experimentală a sistemului de depunere prezintă un sistem simplu constând într-un

filament circular confecționat din wolfram, cu rol de catod în descărcare, o lentilă

electrostatică pentru electroni și materialul de depus plasat într-un suport confecționat

dintr-un material refractar. Straturile subțiri și acoperirile realizate prin procedeul

tehnologic TVA prezintă un grad ridicat de aderență pe substrat și densitate. Pe lângă

aceste două proprietăți straturile obținute sunt caracterizate de un grad înalt de puritate

datorită lipsei unui gaz de procesare și în special datorită condițiilor de vid înaintat.

Configuraţia experimentală utilizată pentru depunerea filmelor subţiri de interes pentru

fuziune compuse din Be este prezentata schematic in figura 3.1.

Figura 3.1. Schema de principiu al sistemului TVA de evaporare a Beriliului

15

Plasma se va extinde în spaţiul de la anod spre catod. Prin varierea curentului pe

descărcare aceasta poate fi extinsă spaţial sau localizată. Astfel, se pot realiza depuneri cu

substratul aflat în plasmă sau, în cazul substraturilor sensibile termic, plasma poate fi

localizată în spaţiul interelectrodic.

Pe parcursul depunerii este necesară monitorizarea şi controlul asupra ratelor de

depunere, respectiv a energiei ionilor. Controlul energiei ionilor se face fie din varierea

tensiunii pe descărcare, fie prin controlul tensiunii de polarizare a substratului [33]. Un

control excelent al energiei şi fluxului de ioni se poate obţine prin varierea curentului de

filament. Pentru depunerea materialelor refractare cu punct de topire extrem de ridicat, în

cazul nostru wolframul (3653 K), nu există materiale cu punct de topire mai ridicat. În

acest caz, wolframul a fost prelucrat în formă finală de bară (Figura 3.2).

Figura 3.2. Schema de principiu al sistemului TVA de evaporare a Wolframului.

Datorită faptului că plasma de TVA poate fi localizată în spaţiul interelectrodic au fost

realizate depuneri compozite de beriliu şi wolfram (Figura 3.3).

Figura 3.3. Reprezentarea schematică a sistemului de depunere şi conexiunile electrice

folosite pentru obţinerea filmelor compozite.

16

3.2. Pulverizarea magnetron

Pulverizarea definită ca proces fizic reprezintă pulverizarea atomilor dintr-un material

ţintă ca urmare a bombardamentului cu particule dintr-un gaz de lucru ionizat. În cazul

pulverizării magnetron particulele energetice ce produc pulverizarea sunt în fapt ioni

încărcăţi pozitiv proveniţi dintr-o plasmă generată prin străpungerea electrică a gazului de

lucru la presiuni joase. Pentru a putea vizualiza acest proces, în figura 3.3 este prezentată o

configuraţie tipică pentru realizarea depunerilor de filme subţiri prin pulverizare

magnetron. În imaginea din stânga sunt reprezentate părţile componente ale unui cap de

magnetron prevăzut cu magneţi, răcire, ţintă cu rol de catod, respectiv incintă de vid cu rol

de anod în descărcare. O imagine mai detaliată a zonei în care are loc descărcarea este

ilustrată în dreapta.

Figura 3.4. Reprezentarea schematica a sistemului de depunere prin pulverizare

magnetron

17

Capitolul IV

Tehnici de investigare a filmelor pure și mixte compuse

din materiale de interes pentru fuziune.

În vederea investigării straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram din punct de

vedere structural, compozițonal, morfologic și al retenției de deuteriu din probe a fost

utilizată o gamă largă de tehnici experimentale.

Informațiile cantitative despre concentrația atomică a elementelor constituente,

precum și distribuția impurităților în adâncimea straturilor subțiri au fost obținute utilizând

analiza cu fascicul de ioni, mai concret spectroscopia de retroîmprăștiere Rutherford.

Investigațiile asupra morfologiei suprafeței probelor au fost efectuate cu ajutorul

microscopului electronic de baleaj. O altă informație cantitativă relevantă pentru lucrare,

oferită de SEM a fost determinarea grosimii straturilor subțiri prin prelucrarea de imagini

în secțiune. Topografierea suprafeței probei a fost realizată cu ajutorul microscopiei de

forța atomică (Figura 4.1)

Figura 4.1. Reprezentarea schematică a sistemului utilizat pentru măsurători AFM

Pentru a determina structura cristalină a probelor respective pentru a obține informații

calitative și cantitative asupra dimensiunii cristalitelor și a stresului specific din straturile

depuse a fost utilizată difracția de raze X (Figura 4.2).

18

Figura 4.2. Reprezentarea principială a fenomenului de difracție

În final, prin spectroscopia de desorbție termică au fost măsurate temperaturile

specifice de eliberare a deuteriului, corespunzătoare straturilor pure și mixte de beriliu și

wolfram, în vederea identificării principalelor mecanisme de retenție. Pe baza unor

calibrări efectuate cu deuteriu a spectromentrului cuadrupolar de masă (QMS), ce intră în

componența sistemului TDS, a fost cuantificat inventarul de deuteriu.

Figura 4.3. Configuraţia experimentală pentru măsurătorile TDS

Măsurătorile de desorbţie termică necesită o rampă de încălzire constantă și mijloace

adecvate de reprezentare a temperaturii în funcţie de timp.

19

Capitolul V

Caracterizarea sursei de ioni utilizată pentru implantarea straturilor

subțiri pure și mixte de beriliu și wolfram obținute prin metoda TVA

Simularea fenomenelor ce apar la interacţia particulelor încărcate cu peretele interior al

reactorului de fuziune nucleară a fost efectuată cu ajutorul unui dispozitiv special cu plasmă

capabil să genereze ioni de deuteriu. Pentru efectuarea de măsurători caracteristice de

plasmă, acest dispozitiv a fost introdus într-o incintă vidată în mod continuu prin utilizarea

unei pompe turbomoleculare. Presiunea de bază atinsă a fost de 10-4 Pa. În regim de

funcționare presiunea din incintă de vid ajunge 7×10-3 Pa prin introducerea unui flux

continuu regulat de 100 sccm prin dispozitiv. Considerând fluxul de deuteriu stabil la 100

sccm și presiunea constantă la 7×10-3 Pa, plasma formată în spațiul interelectrodic va

expanda în afara dispozitivului la viteze supersonice.

. Figura 5.1 prezintă caracteristicile curent-tensiune per puls la o frecvență de repetiție

de 3.37 kHz. Pe durata descărcării au fost observate oscilații armonice corespunzătoare

curentului șsi tensiunii, cauzate de componentele reactive ale sursei de alimentare și

circuitelor. În plus apar shiftări ale curentului și tensiunii cauzate de păturile de sarcină

acumulate pe electrozi ce prezintă un comportament capacitiv.

Figura 5.1. Caracteristica curent-tensiune obținută la o frecvență de repetiție de 3.37

kHz.

20

Spectrul de emisie al descărcării operate la o frecvență de repetiție de 39 kHz și 18W

putere medie aplicat sunt prezentate în figura 5.2. Două linii intense de emisie au fost

identificate din spectru. Aceste linii sunt corespunzătoare emisiei optice a deuteriului, Dβ

(4d 2D 5/2 →2p 2P0 3/2 la 486.13 nm) şi Dα (3d 2D 5/2 → 2p 2P0 3/2 la 656.28 nm) [40].

Variația intensităţii liniei spectrale corespunzătoare Dα (656.28 nm), în raport cu puterea

introdusă în descărcare, la două frecvențe diferite (39 kHz, respectiv 3.37 kHz) este

ilustrată în figura 5.3. Se observă că intensitatea linie Dα crește cu puterea introdusă în

descărcare fiind mai intensă la frecvențe mai mari.

Figura 5.2. Spectrul de emisie optică al

plasmei de deuteriu obținut la o putere

introdusă în descărcare de 18 W

Figura 5.3. Intensitatea liniei spectrale cu

emisie la 656 nm în raport cu puterea

introdusă în descărcare, pentru două

frecvențe diferite

Evoluția spațio-temporală a potențialului plasmei de deuteriu a fost măsurată de-a

lungul axei centrale a jetului de plasmă și pe direcție radială, la frecvențe de lucru cuprinse

între 3.37 kHz și 39 kHz. Figura 5.4 prezintă evoluția temporală a potențialului plasmei

măsurat la diferite frecvențe de repetiție pe axa centrală a jetului de plasmă, la 10 cm

distanță față de dispozitiv.

21

Figura 5.4. Evoluția temporală a potențialului plasmei la valori diferite ale frecvenței de

repetiție a pulsului.

Prin creșterea frecvenței de repetiție a pulsului, evoluțiile temporale ale potențialului

plasmei încep să se suprapună, iar valoarea potențialului oscilează în jurul valorilor maxime.

La frecvențe de repeție mai mari de 12 kHz procesele de relaxare în plasmă încep să aibă o

contribuție mai scăzută și maximul potențialului plasmei începe să crească.

Figura 5.5. Distribuția axială a maximelor

corespunzatoare potențialului plasmei

măsurată la o frecvență de repetiție a

pulsului de 3.37 respectiv 39 Khz.

Figura 5.6. Distribuția radială a maximelor

corespunzatoare potențialului plasmei în

funcție de poziția axială la o frecvență de

repetiție de 39 kHZ.

22

Distribuția spațială ( Figura 5.5, Figura 5.6) axială și radiala indică faptul că plasma de

deuteriu produsă de sistem este distribuită datorită proceselor de difuzie într-un volum

cvasisferic ce înconjoară sistemul. Potențialul plasmei crește gradual în jurul locului de

ieșire al ionilor (în volum cvasisferic cu raza mai mică de 10 mm) apoi descrește gradual

de la 25 V la 5V la distanțe cuprinse între 10 mm și 200 mm.

Pe durata descărcării compoziția gazului a fost măsurată în modul de analiză de gaz

rezidual, fiind compusă din molecule cu proporția de 99% D3 și 1% D2. Distribuția

energetică a ionilor a fost măsurată în modul de separare energetică prin împământarea

orificiului de extracție cu diametrul de 100 µm. La frecvențe joase distribuția energetică a

ionilor D2 și D3 este compusă dintr-un maxim la energia de 4 eV și o coadă energetică ce

se întinde până la energia de 200 eV (figura 5.7). Distribuția energetică este diferită la

frecvețe mari pentru ambele specii ionice, indicând un maxim la 8 eV și o coadă energetica

extinsă până la 300 eV. Maximul de energie joasă poate fi legat de ionii termalizați și cu

energie redusă (rezultați din procesele de coliziuni elastice din interiorul sursei de plasmă).

Structura cozii energetice este compusă din ioni cu distribuția energetică obținută pe

alternanță pozitivă a tensiunii când potențialul electrodului central crește la valori tipice

de 500 V.

Figura 5.7. Distribuția energetică a ionilor D2 ș.i D3 la frecvențe de operare de 39 kHz

respectiv 3.4 kHz.

Se observă din figura 5.7 o creștere semnificativă a procentului de ioni la operarea torței

de plasmă la frecvențe înalte comparativ cu operarea la frecvențe joase. Fluxul integral de

specii ionice D2 și D3 au fost determinate prin integrarea directă a distribuțiilor energetice

23

aferente. Dependența acestor fluxuri de ioni de frecvență de repetiție este prezentată în figura

5.8. Prin varierea frecvenței de lucru între 3.4 și 39 kHz fluxul de ioni de D2 crește de 30 ori în

timp ce fluxul de ioni D3 crește de 12 ori. Se observă că contribuția ionilor de D3 este puternic

predominantă (contribuția la numărul total de ioni fiind între 70% și 90%) în fluxul total de

ioni colectați de spectrometrul de masă.

Figura 5.8. Dependența fluxului de ioni D2 și D3 în funcție de frecvența de operare a sursei

de plasma

24

Capitolul VI

Implantarea cu ioni de deuteriu a filmelor pure și mixte

de beriliu și wolfram obținute prin metoda TVA

Filmele pure și compozite de beriliu și wolfram cu compoziție atomică bine definită

au fost obținute prin metoda TVA. Acestea au fost implantate ulterior prin expunerea la o

plasmă de deuteriu cu flux constant de ioni proveniți dintr-un dispozitiv de tip torță de plasmă

operat la frecvență joasă. Au fost studiate cinci tipuri de straturi subțiri cu grosime bine definită

de 500 nm plecând de la filmele pure de Be, respectiv W la filmele mixte de tip Be-W cu

concentrații atomice bine definite 1:1, 2:1, respectiv 1:2. Aceste probe au fost obținute prin

utilizarea a două tensiuni de accelerare a ionilor 0V, respectiv -700V. Temperatura probelor

expuse la plasma de deuteriu nu a depașit 300 K, fiind măsurată cu ajutorul unui termocuplu

plasat în spatele probei. Investigațiile structurale prin difracție de raze X, compoziționale

(RBS) și morfologice (SEM, AFM) au fost efectuate înainte de expunerea probelor la plasmă.

Spectrele de desorbție termică indică o modificare a comportamentului de eliberare a

deuteriului în funcție de compoziția și tensiunea de accelerare folosite în vederea obținerii

filmelor subțiri.

6.1. Modul de obținere al probelor și expunerea la plasma de deuteriu

Straturile pure, respectiv compozite de Be și W au fost obținute prin utilizarea

tehnologiei de procesare a straturilor subțiri în plasmă TVA. Reprezentarea schematică a

montajului experimental schițat în figura 6.1 este alcătuită din doua sisteme individuale de tip

anod-catod. O imagine mai detaliată a celor două sisteme anod-catod este reprezentată în

Capitolul III ( Fig. 3.3).

Figura 6.1. Reprezentarea schematică a sistemului experimental de depunere prin

TVA

25

În vederea obținerii primului set de cinci probe, nu a fost utilizată o tensiune de

accelerare a ionilor de Be și W. Pentru al doilea set, a fost utilizată o tensiune de accelerare in-

situ de 700 V în scopul îmbunătățirii aderenței și compactibilității straturilor depuse.

Probele au fost expuse după depunere la implantarea cu ioni de deuteriu proveniți de la

un dispozitiv tip torța de plasmă care generează ioni de D2+ și D3

+. În acest studiu dispozitivul

a fost operat la frecvența redusă 4.36 kHz la un interval de energie a ionilor cuprins între 0-

35eV și o fluență specifică de 2.3*1025 m-2. Principalii parametri de lucru utilizați au fost durata

pulsului, stabilită la o microsecundă, fluxul de deuteriu injectat în descărcare, 300 sccm., iar

durata expunerii a fost stabilită la 60 min pe baza unor experimente anterioare.

6.2. Morfologia filmelor subțiri pure și mixte compuse din materiale de interes pentru

fuziune.

Imaginile SEM obținute sunt prezentate în Figura 6.2.

a) Be ,0 V c) W, 0 V e) Be-W(1:1), 0 V

b) Be, -700 V d) W,-700 V f) Be-W(1:1),-700 V

Figura 6.2. Imaginile SEM obținute pentru filmele de Be,W si Be-W, pentru diferite

tensiuni de polarizare aplicate pe substrat in timpul depunerilor

Imaginile AFM obținute sunt prezentate în Figura 6.3. Investigarea filmelor subțiri de Be

obținute la 0 V (figura 6.3 a) indică o morfologie neregulată a suprafeței ca trăsătură topografică

principală. Se poate observa, pentru filmele obținute la -700 V (figura 6.3 b), o netezire a

26

suprafeței și prezența unor structuri columnare cu distribuție neuniformă. Rugozitatea filmelor

obținută din analiza micrograficelor AFM indică o descreștere cu un factor ~2 de la 83 nm la

52 nm. În aceast caz rugozitatea mare a filmelor de Be poaze fi cauzată de rata mare de

depunere. Astfel, evaporarea materialului nu are loc atom cu atom, din țintă fiind smulși clusteri

de particule ce ajung pe substrat. Din imaginile AFM 3D obținute pentru filmele de W se poate

observa atât la 0 V (figura 6.3 c) cât și la -700 V (figura 6.3 d) prezența unor structuri

columnare. Pentru -700 V comparativ cu 0 V se poate observa o netezire a acestor structuri

columnare. Afirmația de mai sus este susținută și de valorile mai mici ale rugozităţii, 3.4 nm

pentru -700 V față de 9 nm pentru 0 V

a)Be ,0 V c)W, 0 V e)Be-W(1:1), 0 V

b)Be, -700 V d) W,-700 V f) Be-W(1:1),-700 V

Figura 6.3. Imaginile AFM 3D obținute pentru filmele de Be,W și Be-W pentru

diferite tensiuni de polarizare aplicate pe substrat in timpul depunerilor

27

6.3. Structura filmelor subțiri pure și mixte compuse din material de interes pentru

fuziune.

În cazul filmelor subțiri de Be-W și W pur, se observă natura texturată a acestora prin

prezența unei faze metalice Wrt cubic, grup spațial Im-3m, cu un aranjament al atomilor în

celula elementară de tip cub cu volum centrat. Această fază cristalină este indicată prin prezența

creșterii ordonate pe orientările W 110, W 200, W 211 și W 200 cu creștere preponderent

preferențiala pe orientarea W 110. De asemenea, în difractograme se observă o lărgire mai

accentuată a maximelor de difracție în funcție de raportul atomic Be/W din film. Aceasta

denotă prezența unui microstres indus de Be în structura cristalină.

W, 0 V Be-W(1:2), 0 V

Be-W(1:1), 0 V Be-W(2:1), 0 V

Figura 6.4. Difractogramele filmelor subțiri de interes pentru fuziune obținute fără

tensiune de accelerare a ionilor

28

Probele obținute cu tensiune suplimentară de accelerare a ionilor -700 V (figura 6.9)

prezintă o amorfizare accentuată comparativ cu cele obținute la 0 V.

W,-700 V Be-W(1:2),-700 V

Be-W(1:1),-700 V Be-W(2:1),-700 V

Figura 6.5. Difractogramele filmelor subțiri de interes pentru fuziune obținute la -

700V tensiune de accelerare a ionilor

29

6.4. Compoziția filmelor mixte de Be-W

Figura 6.6 reprezintă profilul în adâncime cu compoziția atomică procentuală aferentă

pentru filmele subțiri analizate. Se observă o compoziție omogenă și uniformă de Be și W în

adâncimea filmului, precum și o contaminare de 5% atomic cu oxygen.

Be-W(1:2) Be-W(2:1)

Figura 6.6. Profilul în adâncime al filmelor mixte de Be-W obținut prin simularea

spectrelor experimentale RBS

6.5. Retenția și eliberarea deuteriului din filmele de interes pentru fuziune

. În figura 6.7 sunt reprezentate graficele de desorbție pentru setul de probe obținute

fără tensiune de accelerare a ionilor. Din spectrul de desorbție a deuteriului pentru filmul

subțire de Be se poate identifica prezența unui maxim de desorbție în jurul temperaturii de 450

K care poate fi atribuit stărilor de acumulare în film. De asemenea, este indicată prezența unor

maxime de desorbție la 587 K, corespunzător eliberării deuteriului prin descompunerea termică

a moleculelor de deuterură de beriliu (BeD2), 730 K asociat capcanelor de BeO, respectiv 796

K, 901 K și 986 K. Prezența ultimelor 3 maxime de desorbție pot fi rezultatul eliberării

deuteriului din capcane de energii înalte. În cazul structurilor de Be-W diferențierea între

mecanismele de retenție a D specifice Be și cele specifice W este dificilă deoarece eliberarea

D din film apare la temperaturi apropiate pentru ambele elemente. Structura W 33 are maximele

de desorbție la temperaturile de 473 K, 593 K, 733 K, 843 K, respectiv 945 K. Structura W 50

prezintă maxime de desorbție la 570 K, un umăr larg de desorbție cu maximele la 788 K,

respectiv la 994 K. Structura W 67 prezintă un maxim la 463 K, un umăr larg de desorbție la

30

590 K, respectiv 4 maxime în intervalul 600 -1000 K la temperaturile de 716 K, 807 K, 909 K

și 994 K. O observație demnă de menționat referitoare la desorbția din filmele mixte de Be-W

este legată de eliberarea deuteriului în intervalul 550-600 K. Astfel, se observă o descreștere

semnificativă a desorbție de D corelată cu scăderea concentrației de Be din film urmată apoi

de o creștere în cazul structurilor W 67, respectiv W 100. Astfel, are loc tranziția dintre

mecanismele de eliberare a D specifice Be (disocierea BeD2) la cele specifice W (dislocații și

centrii de adsorbție) în intervalul de temperaturi menționat mai sus. Spectrul de desorbție

corespunzător filmului subțire de W (0 V) prezintă principalele mecanisme de eliberare a D

specific acestui material. Astfel, maximele identificate sub temperatura de 600 K sunt specifice

eliberării D atomic din dislocații prezente în film și din centrii de absorbție prezenți la suprafața

acestuia. În intervalul 600-800 K, este eliberat D din vacanțe, iar în intervalul 800-1100 K din

capcane de energie înaltă.

Figura 6.7. Spectrul experimental de desorbție a D pentru setul de probe obținute fără

tensiune suplimentară de accelerare a ionilor.

Influența tensiunii de accelerare a ionilor asupra comportamentului de desorbție este

ilustrată în figura 6.8. Se pot observa aceleași mecanisme de eliberare a D din figura 6.7 cu

mențiunea ca intensitatea acestora este mai redusă.

31

Figura 6.8. Spectrul experimental de desorbție a D pentru setul de probe obținut cu

tensiune suplimentară de accelerare a ionilor -700 V.

Din figura 6.9 se observă că valorile retenției calculate pentru probele obținute fără

tensiune suplimentară de accelerare a ionilor sunt semnificativ mai mari decât pentru cele

obținute la -700 V. Un alt rezultat important al studiului este indicat de descreșterea retenției

de la filmele pure la cele mixte. Astfel, minimul valorilor retenției obținute în ambele cazuri

(0, -700 V) au fost obținute pentru straturile mixte de Be-W cu raport atomic egal.

Figura 6.9. Retenția de D din filmele subțiri de interes pentru fuziune

32

Capitolul VII

Influența fluxului de deuteriu asupra retenției în filmele de beriliu co-

depuse prin pulverizare magnetron în regim continuu

Acest studiu și-a propus analiza retenției în straturile co-depuse de beriliu cu deuteriu.

Au fost realizate patru co-depuneri la diferite fluxuri de deuteriu: 2; 4; 10; 20 sccm.

Motivația alegerii co-depunerilor de beriliu are la bază multiplele studii care au demonstrat

că retenția combustibilului nuclear în co-depunerile de beriliu va reprezenta cea mai mare

parte din inventarul de combustibil reținut în ITER.

7.1. Modul de obținere al co-depunerilor de beriliu

Schema experimentală a incintei de depunere este reprezentată în Figura 7.1.

Substraturile au fost montate în incită pe un suport circular fix poziționat în incinta de reacție

la o distanță de 10 cm față de sursa de pulverizare.

Figura 7.1. Schema sistemului de depunere

Debitul de deuteriu a fost variat între 2 ml/min până la 20 ml/min. Presiunea de lucru a

fost menținută la 2*10-2 mbar prin ajustarea vitezei de rotație a pompei turbomoleculare.

Rata de pulverizare a fost măsurată in-situ pe toată durata co-depunerii cu ajutorul unei

microbalanțe cu cuarț, iar valoarea acesteia a fost menținută constant pentru toate co-

depunerile de beriliu cu deuteriu realizate (0.06 nm/s)

33

7.2. Morfologia co-depunerilor de beriliu

Imaginile SEM obținute sunt reprezentate în Figura 7.2.

a) 2 ml/min b) 4 ml/min c) 10 ml/min d) 20 ml/min

Figura 7.2. Imaginile comparative SEM ale co-depunerilor de beriliu pe substrat de siliciu

pentru diferitele fluxuri de de deuteriu utilizate in timpul co- depunerilor.

Din imaginile obținute pentru probele co-depuse cu flux de deuteriu de 2, respectiv 4

ml/min se observă o morfologie netedă a suprafeței corespunzătoare creșterii de filme

dense de beriliu. La 10 ml/min se observă o modificare a morfologiei, astfel observându-

se o suprafață granulară. La un raport de Ar:D2 (1:1) se pot observa pe suprafața filmului

particule de dimensiuni micrometrice cel mai probabil ejectate din ținta de Be. Imaginile

SEM obținute pentru co-depunerile pe substrat de wolfram sunt prezentate în figura 7.3.

a) 2 ml/min b) 4 ml/min c) 10 ml/min d) 20 ml/min

Figura 7.3. Imaginile SEM ale co-depunerilor de beriliu pe substrat de wolframpentru

diferitele fluxuri de de deuteriu utilizate in timpul co- depunerilor.

Din imaginile obținute pentru co-depunerile de beriliu pe substrat de wolfram se

observă o morfologie neregulată a suprafeței pentru toate probele analizate. Golurile

observate pe suprafață precum și morfologia neregulată a probelor se datorează

substraturilor rugoase de wolfram.

34

7.3. Structura co-depunerilor de beriliu

Rezultatele măsurătorilor XRD sunt afișate în figura 7.4.

Flux D2 2ml/min Flux D2 4ml/min

Flux D2 20ml/min

Figura 7.4. Difractogramele obținute pentru co-depunerile de beriliu pe substrat de

siliciu pentru diferite fluxuri ale deuteriului utilizate in timpul depunerilor

Difractograma de raze X obținută pentru filmele de Be depuse în atmosfera de Ar:D2

indică natura semi-cristalină a filmelor de beriliu obținute la flux de 2, respectiv 4 ml/min.

La un flux de D2 de 2 ml/min se observă prezența a două maxime de difracție. Ambele

maxime sunt corespunzătoare fazei metalice a Be cu orientările hkl pentru primul maxim

(002), respectiv (101). În schimb proba obținută la flux de 4 ml/min prezintă un singur

maxim de difracție corespunzător orientării (002). La un flux de 20 ml/ min nu se observă

prezența unui maxim de difracție.

7.4. Compoziția co-depunerilor de beriliu

În figura 7.5 sunt prezentate spectrele experimentale RBS obținute pentru co-

depunerile de beriliu cu deuteriu 2 ml/min, 4 ml/min, 10 ml/min, respectiv 20 ml/min.

35

Flux D2 2ml/min Flux D2 4ml/min

Flux D2 10ml/min Flux D2 20ml/min

Figura 7.5. Spectrele experimentale RBS vs Spectrele simulate în SIMNRA,

pentru diferitele fluxuri de de deuteriu utilizate in timpul co- depunerilor.

Peste spectrul experimental RBS este suprapus spectrul obținut prin simularea țintei în

programul SIMRA. Din spectre se poate observa semnalul corespunzător deuteriului din

zona canalului 100. Pentru prima dată în literatură a putut fi pusă în evidență, din punct de

vedere calitativ, retenția deuteriului în materiale de interes pentru fuziune prin masuratori

RBS.

7.5. Retenția de deuteriu în co-depunerile de beriliu

În figura 7.6 sunt reprezentate spectrele de desorbție obținute. Spectrul de desorbție al

deuteriului din co-depunerea de beriliu obținută la un flux de 2ml/min indică prezența unui

vârf intens de desorbție cu maximul la 510.9 K. Se observă prezența unui maxim de

intensitate mai scăzută la temperatura de 579 K. În intervalul de temperatură 630-730 K

este observată prezența unui umăr larg de desorbție cel mai probabil datorat eliberării

deuteriului din capcane de oxid de beriliu.Pentru co-depunerea de beriliu obținut la un flux

de deuteriu de 4 ml/min, este observată în spectrul de desorbție prezență unui maxim intens

ce apare la temperatura de 502 K precum și un umăr larg de desorbție ce începe la

temperatura de 630 K. De asemenea, se observă o eliberare de deuteriu la temperaturi

36

înalte cu maximul la 942 K specific fie eliberării din capcane de energie înaltă, fie datorat

mecanismelor sistematice de captare și eliberare a deuteriului.

Flux D2 2ml/min Flux D2 4 ml/min

Flux D2 10ml/min Flux D2 20ml/min

Figura 7.6 Spectrele de desorbție a deuteriului din co-depunerile de beriliu obținute la

fluxuri diferite de deuteriu depuse pe substrat de siliciu

Spectrul de desorbție al probei obținute la un flux de deuteriu de 10 ml/min relevă

prezența aceluiași maxim de desorbție caracteristic și celorlalte spectre de desorbție cu

centrul la temperatura de 502 K, respectiv la temperatura de 895 K. Pentru proba obținută

la un flux de 20 ml/min se observă un spectru de desorbție texturat din punct de vedere al

capcanelor de deuteriu. Astfel, este observată prezența unui maxim foarte intens de

desorbție la temperatura de 465 K a unui vârf de desorbție cu maximul la 523 K. De

asemenea, este observată prezența umărului de desorbție specific eliberării din capcane de

oxid de beriliu ce începe la 630 K, respectiv a umărului de desorbție specific capcanelor

de energie înaltă în beriliu cuprins în intervalul 770-840 K.În figura 7.7 sunt reprezentate

spectrele de desorbție obținute pentru co-depunerile de beriliu realizate la fluxuri de

37

deuteriu de 2 ml/min, 4 ml/min, 10 ml/min, respectiv 20 ml/ min depuse pe substrat de

wolfram.

Flux D2 2 ml/min Flux D2 4 ml/min

Flux D2 10 ml/min Flux D2 20 ml/min

Figura 7.7: Spectrele de desorbție a deuteriului din co-depunerile de beriliu obținute la

fluxuri diferite de deuteriu depuse pe substrat de wolfram

Spectrele de desorbție ale co-depunerilor de beriliu pe substrat de wolfram prezintă

similarități cu cele obținute pe substrat de siliciu. Spre exemplu, trăsătura principală de

desorbție caracterizată prin eliberarea masivă de deuteriu în intervalul 470-520 K este

specifică fiecărei probe măsurată. În figura 7.8 este ilustrată grafic retenția totală de

deuteriu.

38

Figura 7.8. Retenția totală a deuteriului în filmele subțiri de beriliu depuse la fluxuri diferite

de deuteriu pe substrat de siliciu respectiv wolfram

Pentru a observa influența operațiuniilor de degazare ITER asupra co-depunerilor

realizate în laboratorul nostru am optat pentru o prelucrare a spectrelor de desorbție în

funcție de temperatura de degazare.În figura 7.9 este prezentată grafic procedura de

degazare aplicată pe grafic la 623 K pentru probele depuse pe substrat de siliciu, respectiv

873 K pentru probele depuse pe substrat de wolfram.

Degazare 623 K- substrat de siliciu Degazare 873 K- substrat de wolfram

Figura 7.9. Exemplu de procedura de degazare la 623 K respectiv 873 K

Valorile desorbției și retenției de deuteriu în probe sunt ilustrate grafic în figura 7.10.

Se observă în cazul degazării la 873 K o eliberare a deuteriului masivă între 99.3, respectiv

99.9%. În cazul degazării la 623 K se observă o eliberare a deuteriului cuprinsă între 88%

și 98%.

39

Procentul atomic de deuteriu desorbit Procentul atomic de deuteriu reținut

Figura 7.10. Procentele atomice de deuteriu desorbit, respectiv reținut în co-

depunerile de beriliu pe substrat de siliciu respectiv wolfram, după aplicarea pe spectre

a procedurii de degazare la 623 K respectiv 873 K

40

Capitolul VIII

Influența compozitiei-chimice a straturilor de beriliu și wolfram co-depuse

prin pulverizare magnetron în regim continuu asupra retenției deuteriului

În vederea realizării acestui studiu au fost preparate straturi pure și mixte prin diferite

combinații de beriliu și wolfram co-depuse prin pulverizare magnetron în regim continuu

în atmosferă reactivă de deuteriu. Estimativ, în timpul funcționării ITER pentru fiecare

puls de 500s în care există plasmă de fuziune, pe partea interioară a divertorului și pe

peretele inferior de beriliu din vecinătatea divertorului se vor forma re-depuneri de beriliu

cu grosimea cuprinsă între 300- 500nm.

8.1. Modul de obținere al straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram

Principalii parametri de depunere înregistrați sunt prezentați în tabelul 8.1. Au fost

realizate cinci tipuri de acoperiri cu grosime bine definită de 500 nm plecând de la filmele

pure de Be, respectiv W la filmele mixte de tip Be-W cu concentrații atomice bine definite,

1:1,2:1, respectiv 1:2.

Tabelul 8.1. Parametrii depunere pentru wolfram si beriliu

Depunere Parametrii wolfram Parametrii beriliu

Curent

(mA)

Tensiune

(V)

Grosime

(nm)

Curent

(mA)

Tensiune

(V)

Grosime

(nm)

Be - - - 420 350 500

W 170 380 500 - - -

Be-W (2:1) 70 380 248 350 370 242

Be-W (1:1) 130 380 327 380 370 173

Be-W (1:2) 170 360 369 170 380 131

41

8.2. Morfologia straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram

Imaginile SEM obținute pentru filmele subțiri depuse pe substrat de siliciu sunt

prezentate în figura 8.1.

Be W

Be-W (2:1) Be-W (1:2)

Figura 8.1. Imaginile SEM ale filmelor depuse pe substrat de siliciu

Imaginile SEM prezintă o morfologie netedă a suprafeței atât pentru filmele subțiri de

beriliu, cât și pentru filmele de wolfram, respectiv filmele mixte de beriliu-wolfram. Aceasta

sugerează că natura filmului nu influențează morfologia. Morfologia redusă este, de

asemenea, indusă de creșterea filmului pe substrat de siliciu clivat cu rugozitatea de 6 nm.

Be Be-W (1:2)

42

Be-W (1:1) Be-W (1:2)

Figura 8.2. Imaginile SEM ale filmelor depuse pe substrat de wolfram

8.3. Structura cristalină a straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram

Difractogramele obținute pentru filmele pure de beriliu, respectiv wolfram sunt

prezentate în figura 8.3.

Be W

Figura 8.3. Difractogramele obținute pentru straturile de beriliu, respectiv wolfram

Pe lângă maximele specifice substratului de Si (Si 111, Si 511) este observată o faza

identificată ca fiind specifică oxidului de beriliu, cu creștere preferențială pe orientarea

BeO 002. Aceasta probă este texturată din punct de vedere cristalin datorită creșterii pe

orientările W 110, W 200, W 211 și W 220 cu creștere cristalină preferențială pe orientarea

W 200. Difractogramele obținute pentru filmele mixte de beriliu și wolfram sunt

prezentate în figura 8.4

43

Be-W (1:1) Be-W (2:1)

Be-W (1:2)

Figura 8.4. Difractogramele filmelor mixte de beriliu și wolfram depuse prin

magnetron, pe substrat de siliciu.

Difractograma obținută pentru filmul cu raport atomic egal Be-W (1:1) indică prezența

fazei metalice de wolfram cu orientările 110 și 200, respectiv cu creștere preferențială pe

direcția 110. Se poate observa față de tiparul ascuțit al 200, în difractograma, maximul

corespunzător 110 este foarte larg.În proba Be-W (2:1) pe lângă faza cristalină a

wolframului cu orientarea preferențială 110 se poate observa o fază corespunzătoare

deuterurii de beriliu cu orientările specifice 022 și 060 cu orientare preferențială pe 022.

Proba Be-W (1:2) prezintă un maxim de difracție larg corespunzător orientării 110 a fazei

de wolfram metalic.

44

8.4. Compoziția straturilor pure și mixte de beriliu și wolfram

În cazul filmelor de wolfram se observă la extremitatea din dreapta a spectrului un semnal

larg corespunzător acestui element în acest caz cantitatea de oxigen din probă este scăzută.

Be W

Be-W (1:1) Be-W (1:2)

Be-W (2:1)

Figura 8.5. Suprapunerea spectrelor simulate în SIMNRA peste spectrele

experimentale RBS obținute pentru filmele de Be,W respectiv Be-W

45

Be W

Be-W (1:1) Be-W (1:2)

Be-W (2:1)

Figura 8.6. Profilul în adâncime al filmelor de Be, W si Be-W

Prin analiza spectrului experimental au fost obţinute profilele în adâncime ale

elementelor constituente. Aceste rezultate sunt ilustrate grafic în figura 8.6.

46

8.5. Retenţia de deuteriu în filmele pure şi mixte de beriliu şi wolfram

În figura 8.7 sunt prezentate spectrele de desorbţie ale filmelor pure şi mixte de beriliu

şi wolfram depuse pe substrat de siliciu. Pentru filmul de beriliu se observă o caracteristică

de desorbţie texturată de prezenţa multiplelor trăsături ale spectrului. Pentru această probă

spectrul de desorbţie indică prezenţa unui maxim de intensitate scazută la 455 K a unui

umăr de desorbţie în intervalul 500-655 K urmat de cel mai intens maxim de desorbţie ce

apare la temperatura de 788 K. Ulterior, se poate observa, la temperaturi înalte, prezenţa

unui umăr larg de desorbţie cu intensitatea maxima la 884 K. În cazul spectrului de

desorbţie obţinut pentru proba de wolfram se observă o eliberare puternică în intervalul

450-600K cu un maxim identificat la temperatura de 510K. Spectrul se continuă cu un

platou în care desorbţia rămâne relativ constantă în intervalul 600-1100 K. Pe acest platou

se observă şi prezenţa unei trăsături distincte de desorbţie la 777 K. Proba cu raport atomic

egal de beriliu şi wolfram prezintă un maxim slab la temperatura de 471K, respectiv o

trăsătura largă de desorbţie între 500-1000 K cu eliberarea maximă de deuteriu la

temperatura de 796 K. Spectrul de desorbţie al filmului compozit cu raport atomic mai

mare de wolfram prezintă două trăsături distincte de desorbţie a căror maxime 517 K şi

753 K sunt aproximativ egale ca valoare a desorbţiei de deuteriu exprimată în atomi per

cm2*s cu menţiunea că lărgimea celei de-a doua este mai mare faţă de prima.În cazul

probei cu raport atomic de beriliu mai mare faţă de cel de wolfram, analiza spectrului de

desorbţie a indicat prezenţa unui maxim subtil de intensitate scăzută la 477 K, respectiv

prezenţa unei trăsături largi de desorbţie cu intensitatea maximă la 600 K.

Be W

47

Be-W (1:1) Be-W (1:2)

Be-W (2:1)

Figura 8.7. Spectrele de desorbție ale filmelor de Be, W si Be-W depuse pe

substrat de siliciu

În figura 8.8 sunt prezentate spectrele de desorbţie ale filmelor pure şi mixte de beriliu

şi wolfram depuse pe substrat de wolfram.

Be W

48

Be-W (1:1) Be-W (1:2)

Be-W (2:1)

Figura 8.8. Spectrele de desorbție ale filmelor de Be,W si Be-W depuse pe

substrat de wolfram

Spectrul de desorbţie al filmului de beriliu depus pe substrat de wolfram prezintă o

eliberare mai accentuată a deuteriului în intervalul de temperaturi înalte faţă de filmul de

beriliu depus pe substrat de siliciu. Acesta prezintă un maxim slab ca intensitate la

temperaturi de 482 K specific eliberării deuteriului suprasaturat şi un maxim larg de

desorbţie la temperatura de 782 K. Se observă, de asemenea, că componenta eliberării de

deuteriu rămâne la valori relativ mari până la 1000 K. Pentru filmul de wolfram pur

eliberarea de deuteriu este aproape identică cu cea a wolframului depus pe siliciu. Prin

analiza spectrului de desorbţie este identificat cel mai intens maxim de desorbţie la 568 K

urmat apoi de un platou texturat datorită prezenţei diferitelor maxime la temperaturi înalte

813 K, 924 K, respectiv 1157 K. Pentru filmele mixte de beriliu şi wolfram se observă că

cea mai intensă eliberare de deuteriu apare în intervalul de temperatură 550-580 K cu

maxime de desorbţie centrate la 564 K (Be-W (1:1)), 577 K (Be-W (1:2)), respectiv 551

K ( Be-W (2:1)). De asemenea, a fost observat pentru filmul cu raport egal de beriliu şi

49

wolfram un umăr larg de desorbţie în intervalul 860-1066 K, respectiv o trăsătura de

desorbţie între 1066- 1213 K. În cazul filmului cu concentraţie atomică de beriliu mai mare

prezintă trei trăsături largi de desorbţie în intervalul 633–1230 K şi anume între 633-835

K, 835-1066 K, respectiv 1066- 1230 K.

În figura 8.9 sunt reprezentate comparativ valorile retenţiei pentru probele pure şi mixte

de beriliu şi wolfram depuse pe substrat de siliciu, respectiv wolfram reprezentate în

funcţie de concentraţia atomică de wolfram

Figura 8.9. Retenţia de deuteriu în filmele de Be,W si Be-W depuse pe siliciu şi wolfram

50

Capitolul IX

Influența prezenței azotului asupra retenției

deuteriului în filmele mixte de beriliu-wolfram.

În acest studiu, straturile de Beriliu-Wolfram cu grosimea de 2 µm au fost depuse pe

substraturi de molibden, grafit şi siliciu în atmosferă reactivă de argon-deuteriu, respectiv

argon-deuteriu-azot cu ajutorul a două metode combinate, pulverizare magnetron în regim

HiPIMS şi pulverizare magnetron în regim continuu. Raportul atomic și grosimea

straturilor au fost bine controlate în timpul procesului de depunere.

9.1. Modul de obţinere a probelor

Pentru acest experiment filmele compozite de beriliu şi wolfram au fost depuse folosind

o combinare a metodelor de pulverizare în regim HiPIMS şi continuu într-o incintă circulară

cu diametrul de 60 cm operată în condiţii de vid înaintat 10-6 mbar prin utilizarea unei pompe

turbomoleculare. Schema experimentală a sistemului de depunere este reprezentată în figura

9.1.

. Parametrii de depunere pentru beriliu şi wolfram sunt prezentaţi în tabelul 9.1.

Tabel 9.1 Parametri de depunere pentru Be şi W pentru obţinerea straturilor mixte cu

incluziuni gazoase de deuteriu şi azot

Proba

W HiPIMS Be regim continuu

Frecvenţa

(Hz)

Tensiune

(V)

Curent

(mA)

Durata

pulsului

(µs)

Rată de

depunere

(Å /s)

Tensiune

(V)

Curent

(mA)

Rată de

depunere

(Å /s)

Be-W+D 1000 950 147 5 0.89 430 530 1.06

Be-W+D+N 1300 950 190 5 1.15 220 1000 1.06

Ratele de pulverizare au fost estimate pe baza unor calibrări efectuate pentru ambele

ţinte. Pentru filmele mixte cu incluziuni gazoase de deuteriu ratele de depunere au fost

0.89Å/s pentru wolfram, respectiv 1.06 Å/s pentru beriliu.

51

9.2. Analiza XRD

Rezultatele măsurătorilor XRD sunt afișate în figura 9.1. Difractograma de raze X

obţinută pentru filmele mixte depuse în atmosferă de deuteriu dezvăluie natura texturată a

probei. Vârfurile identificate W 110 şi W 200, corespund unei faze metalice a Wrt cubic,

cu grupul spaţial Im-3m şi un aranjament al atomilor în celula elementară de tip cub cu

volum centrat. Din spectrele de difracţie obţinute pentru filmele mixte depuse în atmosfera

de deuteriu/azot au fost identificate orientări corespunzătoare unei structuri compusă din

două faze cristaline figura 9.1 b. Prima este o fază metalică cu creştere preferenţială pe

orientarea 200 similară cu cea identificată în Figura 9.1 a, iar cea de a doua βW2Ntf grup

spaţial Fm-3m corespunzătoare unui compus de nitrură de wolfram cu orientările

preferenţiale W2N 111 şi W2N 200.

Figura 9.1. Spectrele de difractie(a) filme mixte cu incluziuni de deuteriu

(b) filme mixte cu incluziuni de deuteriu/azot

9.3. Analiza RBS

Profilul în adâncime al probelor indică o concentraţie uniformă de wolfram în film, supoziţie

întărită de Figura 9.2 stânga, unde concentraţia atomică de wolfram rămâne aproximativ

aceeaşi 30% de la suprafaţa filmului până la interfaţa film-substrat şi, de asemenea, de Figura

9.2 dreapta unde concetraţia W este de 23%.

52

Figura 9.2 Valorile calculate ale concentraţiei atomice în adâncime pentru filme mixte cu

incluziuni de deuteriu (stânga) filme mixte cu incluziuni de deuteriu şi azot (dreapta)

9.4. Desorbţia deuteriului şi a azotului

În figura 9.3a este reprezentat spectrul de desorbţie a deuteriului din filmele mixte co-

depuse în atmosferă de deuteriu, respectiv în atmosferă de deuteriu şi azot pe substrat de

molibden.

Spectrul de desorbţie obţinut pentru filmul de Be-W-D indică prezenţa unui maxim de

intensitate joasă la 470 K; temperatură care corespunde cu desorbţia din stări create de

acumularea deuteriului suprasaturat în probă (Be: D<1). În literatură, desorbţia deuteriului

corespunzătoare acestei stări apare în intervalul 470-500 K. De asemenea, a mai fost

identificat un maxim cu o intensitate la 550K ce poate fi atribuit descompunerii moleculei

de deuterură de beriliu BeD2. În intervalul 700-1253 K au fost identificate o serie de

maxime la următoarele temperaturi: 729 K, 831 K, 920 K şi 1020 K. Acestea pot fi

rezultatul desorbţiei deuteriului din capcane de energii înalte. Structura Be-W-D-N2

depusă pe substrat de molibden manifestă un comportament diferit de desorbţia deuteriului

pus în evidenţă de apariţia a două maxime de intensitate ridicată la 740 K, respectiv 880

K un umăr larg de desorbţie centrat la 800 K şi un vârf minor la temperatura de 1030 K.

Spectrul obţinut pentru filmele Be-W-D depuse pe substrat de siliciu indică prezenţa unui

maxim de joasă intensitate la 450 K şi a două maxime de desorbţie largi cu maximele la

580 K, respectiv 850 K. În cazul probei obţinută cu azot se poate observa prezenţa unui

vârf minor la 580 K şi a unui umăr larg de desorbţie în intervalul 680-730 K ce poate fi

corelat cu eliberarea deuteriului din capcanele de BeO ca urmare a disocierii acestui oxid.

53

În intervalul de temperaturi înalte au fost observate două vârfuri la 790 K, respectiv 950

K, iar între acestea o trăsătură largă de desorbţie cu maximul în jurul valorii de 850 K.

Vârfurile identificate la temperaturi mai mari de 1000 K au fost considerate artefacte

cauzate de creşterea presiunii parţiale de hidrogen din incinta de lucru. Acestea nu au fost

luate în considerare pentru calculul inventarului de deuteriu din probă. Datele obţinute

pentru filmul de Be-W-D depus pe substrat de siliciu nu au fost înregistrate datorită unei

erori de măsură, astfel încât în Figura 9.3 c este reprezentat spectrul obţinut pentru Be-W-

D-N. Acesta indică prezenţa a trei maxime de desorbţie la temperaturile 680 K, 760 K,

respectiv 875 K şi a unui vârf de intensitate scăzută la 950 K. După atingerea temperaturii

finale de 1273 K, rata de desorbţie se află încă la un nivel înalt, cauza acestui fenomen se

află în strânsă legătură cu natura substratului folosit, în speţă grafitul.

54

Fig.9.3 Spectrul de desorbţie a deuteriului pentru Fig.9.4 Desorbtia deuteriului/azotului obţinuta pentru

filmele mixte depuse pe: molibden(a), filmele mixte depuse pe: molibden (a)

siliciu (b) şi grafit (c), siliciu (b) şi grafit (c),

Se poate deduce din figura 9.3 că în cazul probelor obţinute în atmosferă de

deuteriu/azot spectrul de desorbţie al deuteriului diferă de cel obţinut pentru probele co-

depuse în atmosfera de deuteriu. Această diferenţă este accentuată de deplasarea per

ansamblu la temperaturi mai ridicate de desorbţie obţinute pentru probele ce conţin azot

spre temperaturi înalte independent de natura substraturilor utilizate. Modificarea poziţiei

vârfului este caracterizată de scăderea în intensitate a vârfurilor de desorbţie la temperaturi

sub 600K şi a apariţiei maximelor la temperaturi mai mari de 750 K. In figura 9.4 au fost

reprezentate împreună spectrele de desorbţie al deuteriului, respectiv al azotului pentru

filmele de beriliu/wolfram co-depuse în atmosferă de deuteriu/azot. Se observă faptul că

maximele de desorbţie ale deuteriului sunt bine sincronizate cu cele ale azotului ceea ce

conduce la concluzia că azotul acţionează ca bariera de desorbţie sau difuzie pentru

deuteriu. Prezenţa vârfurilor de temperatură înaltă indică faptul că stările corespunzătoare

defectelor, cu energii înalte sunt ocupate atât de deuteriu cât şi de azot.

55

Capitolul X

CONCLUZII

A fost investigată plasma de deuteriu generată de dispozitivul de tip torţă de plasmă

utilizat pentru implantarea cu ioni de deuteriu a filmelor pure şi mixte de beriliu şi wolfram

obţinute prin metoda TVA. Măsurătorile de spectroscopie de emisie optică au identificat

prezenţa a două linii intense în spectrul de emisie. Aceste linii au fost corespunzătoare

emisiei optice a deuteriului, Dβ (4d 2D 5/2 →2p 2P0 3/2 la 486.13 nm) şi Dα (3d 2D 5/2 →

2p 2P0 3/2 la 656.28 nm)..

Au fost studiate cinci tipuri de straturi subţiri cu grosime bine definită de 500 nm

plecând de la filmele pure de Be, respectiv W la filmele mixte de tip Be-W cu concentraţii

atomice bine definite, 1:1,2:1, respectiv 1:2 obţinute prin metoda TVA. Aceste straturi au

fost obţinute prin utilizarea a două tensiuni de accelerare a ionilor 0V respectiv -700V.

Ulterior probele au fost implantate utilizând generatorul de ioni de deuteriu. Măsurătorile

SEM au indicat o suprafaţă neregulată a probelor de beriliu în comparaţie cu suprafaţa

netedă a probelor de wolfram şi a straturilor mixte de beriliu wolfram. În cazul filmelor

subţiri de Be-W și W pur, se observă natura texturată a acestora prin prezenţa unei faze

metalice Wrt cubic, grup spaţial Im-3m, cu un aranjament al atomilor în celula elementară

de tip cub cu volum centrat. Această fază cristalină este indicată prin prezenţa creşterii

ordonate pe orientările W 110, W 200,W 211 şi W 200 cu creştere preponderent

preferenţială pe orientarea W 110. Măsurătorile RBS indică o compoziţie omogenă şi

uniformă de Be şi W în adâncimea filmului precum şi o contaminare de 5% atomic cu

oxigen. Au fost observate principalele mecanisme de retenţie a deuteriului în probele de

beriliu şi wolfram asociate prin temperaturile specifice de eliberare.

Au fost studiate straturile de beriliu cu grosimea de 500 nm depuse pe substraturi de

siliciu, respectiv wolfram în atmosferă reactivă de argon-deuteriu prin metoda pulverizării

magnetron în regim continuu. Imaginile de microscopie electronica au indicat o suprafaţă

cu morfologie redusă pentru probele depuse pe substrat de siliciu, respectiv o rugozitate

ridicată pentru probele depuse pe substrat de wolfram. A fost confirmată prezenţa unei

faze cristaline specific beriliului metalic pentru fluxuri mici de deuteriu, însă la un raport

Ar:D2 1:1 structura cristalină a probei prezintă o natură amofă. În acest caz, măsurătorile

RBS au fost efectuate cu fascicul de protoni, şi, pentru prima dată în literatură a putut fi

identificat semnalul asociat deuteriului în probă. Măsurătorile TDS au indicat că cea mai

56

mare parte a deuteriului eliberat a fost în intervalul de temperatură 470-520 K. Acest

procent a fost semnificativ mai mare pentru probele co-depuse la fluxuri mari de deuteriu.

Rezultă că la fluxuri mari, deuteriul ocupă preponderant capcanele de energie mică din

beriliu. În schimb, prin scăderea fluxului a fost observat faptul că deuteriul începe să ocupe

şi capcanele de energii înalte ce sugerează o dependenţă de fluenţă a mecanismelor de

retenţie în co-depuneri.

A fost realizat un studiu amplu asupra co-depunerilor de straturi pure şi mixte de beriliu

şi wolfram prin pulverizare magnetron în regim continuu. Cele cinci tipuri de probe

sintetizate au avut compoziţia atomică similară de beriliu şi wolfram cu probele obţinute

prin metoda TVA. Imaginile SEM prezintă o morfologie redusă pentru straturile depuse

pe substrat de siliciu. În schimb cele depuse pe substrat de wolfram prezintă o morfologie

texturată cel mai probabil datorită rugozităţii substratului. Rezultatele XRD indică

prezenţa unei faze de oxid BeO pentru filmul subţire de beriliu. Celelalte filme analizate

prezintă maxime de difracţie specifice fazei cristalografice a wolframului metalic. Profilele

în adâncime ale filmelor mixte indică o distribuţie cvasiuniformă a beriliului, respectiv a

wolframului apropiată de concentraţiile atomice dorite. Spectrele de desorbţie indică o

eliberare largă a deuteriului în intervalul de temperaturi ridicate subliniind un grad mare

de ocupare atât a capcanelor de energie joasă cât şi a celor de energie înaltă..

În acestă teză de doctorat este prezentat un studiu efectuat pe straturile mixte de beriliu-

wolfram cu grosimea de 2 µm, care au fost depuse pe substraturi de molibden grafit şi

siliciu în atmosferă reactivă de argon-deuteriu, respectiv argon-deuteriu-azot cu ajutorul a

două metode combinate pulverizare magnetron în regim HiPIMS şi pulverizare magnetron

în regim continuu. Combinarea acestor tehnici a fost utilizată cu suces pentru obţinerea de

filme de beriliu şi wolfram cu conţinut ridicat de deuteriu şi azot. Probele obţinute au fost

investigate din punct de vedere structural prin măsurători XRD, iar rezultatele au evidenţiat

o cristalinizare preferenţială a wolframului pe orientarea W 200. De asemenea, pentru

probele obţinute în atmosferă reactivă de deuteriu/azot a fost identificată o fază

corespunzătoare nitrurii de wolfram W2N. Prin RBS a fost evidenţiat că beriliul şi

wolframul au o distribuţie omogenă în film explicată de faptul că ratele de depunere ale

celor două elemente au fost stabile. Din măsurătorile TDS s-a observat o modificare

semnificativă a comportamentului de desorbţie între probele depuse în atmosferă de

deuteriu şi cele depuse în deuteriu/azot. În cazul probelor cu conţinut de azot a fost

observat faptul că deuteriul este eliberat la o temperatură mai ridicată. Prin compararea

57

desorbţiei deuteriului cu cea a azotului a fost observat că acestea sunt foarte bine

sincronizate, ceea ce a condus la concluzia că desorbţia deuteriului este dependentă de

desorbţia azotului.

58

Bibliografie

[1] T.J. Dolan (1962), Fusion Research: Principles, Experiments and Technology, Pergamon

Press, 8-11

[2] G. Federici, C. Skinner, J. Brooks, J. Coad, C. Grisolia, A. Haasz, A. Hassanein,V.

Philipps, C. Pitcher, J. Roth, W. Wampler, and D. Whyte (2001), Plasma-material

interactions in current tokamaks and their impications for next step fusion reactors,Nuclear

Fusion, vol41, pp. 1967-2137

[3] W. Hofer, J. Roth, O. Auciello, and D. Flamm (1996) Physical Processes of the Interaction

of Fusion Plasmas with Solids (Plasma-Materials Interactions). Academic Press

[4] A. Loarte, B. Lipschultz, A. Kukushkin, G. Matthews, P. Stangeby, N. Asakura,G.

Counsell, G. Federici, A. Kallenbach, K. Krieger, A. Mahdavi, V. Philipps, D. Reiter,J.

Roth, J. Strachan, D. Whyte, R. Doerner, T. Eich, W. Fundamenski, A. Herrmann,M.

Fenstermacher, P. Ghendrih, M. Groth, A. Kirschner, S. Konoshima,B. LaBombard, P.

Lang, A. Leonard, P. Monier-Garbet, R. Neu, H. Pacher,B. Pegourie, R. Pitts, S.

Takamura, J. Terry, and E. Tsitrone (2007) ITER physics basis.Chapter 4: Power and

particle control," Nuclear Fusion, vol. 47, no. 6, pp. S203-S263,

[5] H. Bolt, V. Barabash, G. Federici, J. Linke, A. Loarte, J. Roth, and K. Sato (2002) Plasma

facing and high heat fluux materials needs for ITER and beyond, Journal of Nuclear

Materials, vol. 307-311, Part 1, pp. 43-52

[6] M. Merola, D. Loesser, A. Martin, P. Chappuis, R. Mitteau, V. Komarov, R. Pitts, S.

Gicquel, V. Barabash, L. Giancarli, J. Palmer, M. Nakahira, A. Loarte, D. Campbell, R.

Eaton, A. Kukushkin, M. Sugihara, F. Zhang, C. Kim, R. Ra

ray, L. Ferrand, D. Yao, S. Sadakov, A. Furmanek, V. Rozov, T. Hirai, F. Escourbiac, T.

Jokinen,B. Calcagno, and S. Mori (2010) ITER plasma-facing components, Fusion

Engineering and Design, vol. 85, no. 10-12, pp. 2312-2322

[7] R. Pitts, S. Carpentier, F. Escourbiac, T. Hirai, V. Komarov, A. Kukushkin,S. Lisgo,

A.Loarte,M.Merola,R.Mitteau,A.Raray, M. Shimada, and P. Stangeby (2011) Physics

basis and design of the ITER plasma-facing components,Journal of Nuclear Materials, vol.

415, no. 1, Supplement, pp. S957-S964

59

[8] J. Linke (2010) High heat flux performance of plasma facing materials and components

under service conditions in future fusion reactors, Transactions of Fusion Science and

Technology, vol. 57, no. 2T, pp. 293-302

[9] R. Mitteau, P. Stangeby, C. Lowry, and M. Merola (2010) Heat loads and shape design of

the ITER first wall," Fusion Engineering and Design, vol. 85, no. 10-12, pp. 2049-2053

[10] D. Naujoks and R. Behrisch (1995) Erosion and redeposition at the vessel walls in

fusion devices, Journal of Nuclear Materials, vol. 220-222, pp. 227-230

[11] V. Philipps, P. Wienhold, A. Kirschner, and M. Rubel (2002) Erosion and redeposition

of wall material in controlled fusion devices, Vacuum, vol. 67, no. 3-4, pp. 399-408

[12] R. Pitts, J. Coad, D. Coster, G. Federici, W. Fundamenski, J. Horacek, K. Krieger, A.

Kukushkin, J. Likonen, G. Matthews, M. Rubel, and J. Strachan, Material erosion and

migration in tokamaks (2005), Plasma Physics and Controlled Fusion, vol. 47, no. 12B, p.

B303,

[13] R. Doerner (2007) The implications of mixed-material plasma-facing surfaces in

ITER,Journal of Nuclear Materials, vol. 363-365, pp. 32-40

[14] R. Causey (2002) Hydrogen isotope retention and recycling in fusion reactor plasma-

facing components, Journal of Nuclear Materials, vol. 300, pp. 91-117

[15] G. Counsell, P. Coad, C. Grisola, C. Hopf, W. Jacob, A. Kirschner, A. Kreter, K.

Krieger, J. Likonen, V. Philipps, J. Roth, M. Rubel, E. Salancon, A. Semerok, F. Tabares,

and A. Widdowson (2006) Tritium retention in next step devices and the requirements for

mitigation and removal techniques, Plasma Physics and Controlled Fusion, vol. 48, no.

12B, pp. B189-B199

[16] V. Alimov and J. Roth (2007) Hydrogen isotope retention in plasma-facing materials:

review of recent experimental results, Physica Scripta, vol. T128, pp. 6-13

[17] G.-N. Luo, W.M. Shu, N. Nishi (2005) Incident energy dependence of blistering at

tungsten irradiated by low energy high flux deuterium plasma beams, Journal of Nuclear

Materials, vol.347, pp. 111-117

[18] K. Tokunaga, M.J. Baldwin, R.P. Doerner, N. Noda, Y. Kubota, N. Yoshida, T.

Sogabe, T. Kato, B. Schedler Blister formation and deuterium retention on tungsten

exposed to low energy and high flux deuterium plasma (2005), Journal of Nuclear

Materials, vol. 337-339, pp. 887-891

[19] W. Wang, J. Roth, S. Lindig, C.H. Wu (2001) Blister formation of tunsgten due to

ion bombardment, Journal of Nuclear Materials, vol. 299, pp. 124-131

60

[20] A.A. Haasz, M. Poon, J.W. Davis (1999) The effect of ion damage on deuterium

trapping in tungsten, Journal of Nuclear Materials, vol. 266-269, pp. 520-525

[21] Anderl, R.A., et al. (1999) Hydrogen- isotope retention in beryllium for tokamak

plasma-facing applications, Journal of Nuclear Materials, vol. 273, pp. 1–26

[22] Serra E. ,Benanati G., Ogorodnikova O.V., (1998). Hydrogen isotopes transport

parameters in fusion reactor materials, Journal of Nuclear Materials, vol. 255, pp.105–

115

[23] Shapovalov V.I., Dukel’ski, Yu.M. (1988). Russian Metallurgy, vol.5, S.210

[24] Jones, P.M.S., Gibson, R. (1967) Hydrogen in beryllium, Journal of Nuclear Materials

, vol. 21, pp. 353–354.

[25] Abramov E., Riehm, M.P., Thompson, D.A., Smeltzer, W.W., (1990). Deuterium

permeation and diffusion in high-purity beryllium, Journal of Nuclear Materials , vol.

175, pp. 90–95.

[26] Tazhibaeva, I.L., et al. (1994). Deuterium permeation through beryllium with

surface element composition control. In: Proc.of 18th Symp. Fus. Technol. Karlsruhe,

Germany, Amsterdam: Elsevier Science B.V., vol.1, p.427.

[27] Chernikov, V.N., Alimov, K.Kh., Markin, A.V., Zakharov, A.P., 1996. Gass swelling

and related phenomena in beryllium implanted with deuterium ions, Journal of Nuclear

Materials, vol. 228, pp. 47–60

[28] Mayer, M. (1997) Co-deposition of deuterium with BeO at elevated temperatures

Journal of Nuclear Materials, vol. 240, pp. 164–167

[29] Doerner R.P., Baldwin M.J., DeTemmerman G., et al. (2009) Co-deposition of

deuterium with ITER materials. Nuclear Fusion, vol. 49, 035002 (6 pp.).

[30] C. P. Lungu, I. Mustata, G. Musa, V. Zaroschi, Ana Mihaela Lungu and K. Iwasaki

(2004) Low friction silver-DLC coatings prepared by thermionic vacuum arc method

Vacuum, vol. 76, Issues 2-3, pp. 127-130

[31] H. Ehrich, J. Schuhmann, G. Musa, A. Popescu and I. Mustata, Adhesive metal films

obtained by thermionic vacuum arc (TVA) deposition (1998), Thin Solid Films, vol. 333,

Issues 1-2, vol. 25, pp. 95-102

61

[32] C. P. Lungu, I. Mustata, G. Musa, A. M. Lungu, O. Brinza, C. Moldovan, C. Rotaru,

R.Iosub, F. Sava, M. Popescu, R. Vladoiu, V. Ciupina, G. Prodan, N. Apetroaei (2006)

Unstressed carbon-metal films deposited by thermionic vacuum arc method , JOAM vol

8, No. 1, pp. 74 – 77

[33] James M. Lafferty (2004) Vacuum Arcs, Encyclopedia of Physical Science and

Technology , pp. 359-370

[34] T. Akan, N. Ekem, S. Pat, U.G. Issever, M.Z. Balbag, M.I. Cenik, R. Vladoiu and G.

Musa (2007) Boron thin film deposition by using Thermionic Vacuum Arc (TVA)

technology, vol. 61, Issue 1, pp. 23-26

[35] M.Z. Balbag, S. Pat, M. Ozkan, N. Ekem and G. Musa (2010) Thermionic vacuum arc

(TVA) technique for magnesium thin film deposition Physica B: Condensed Matter, vol.

405, Issue 16, Pages 3276-3278

[36] G. Musa, I. Mustata, V. Ciupina, R. Vladoiu, G. Prodan, E. Vasile and H. Ehrich (2004)

Diamond-like nanostructured carbon film deposition using thermionic vacuum arc

Diamond and Related Materials, vol. 13, Issues 4-8, , pp. 1398-1401

[37] C. P. Lungu, I. Mustata, G. Musa, A. M. Lungu, O. Brinza, C. Moldovan, C. Rotaru,

R. Iosub, F. Sava, M. Popescu, R. Vladoiu, V. Ciupina, G. Prodan, N. Apetroaei (2006)

Unstressed carbon-metal films deposited by thermionic vacuum arc method -, JOAM, vol

8, pp. 74 – 77

[38] F. Richter, G. Flemming, M. Kühn, S. Peter and H. Wagner Characterization of the arc

evaporation of a hot boron cathode (1999), Surface and Coatings Technology, vol. 112,

Issues 1-3, pp. 43-47

[39] C. Surdu-Bob, I. Mustata, C. Iacob General characteristics of the Thermoionic Vacuum

Arc plasma (2007) JOAM, vol. 9, No. 9, pp. 2932 – 2934;

[40] G.N. Luo, W.M. Shu, H. Nakamura, S. O’hira and M. Nishi (2004) Rev. on species

control in high flux deuterium plasma beams produced by a linear plasma generator,

Scientific Instruments, vol. 75, p. 4374.

62