This work is concerned with fundamental research on hydrogen fuel retention in the first wall and divertor material (tungsten, W) of future nuclear fusion power plants. It was shown that surface oxide films (5-100 nm) strongly influence deuterium uptake and release from W. This implies that also the thin (1-2 nm) natural oxide that is present in ex-situ laboratory studies may pose a so-far unaccounted discrepancy to real reactor scenarios, in which any oxide will be reduced by the plasma.
Übersetzte Kurzfassung:
Diese Arbeit beschäftigt sich mit Grundlagenforschung über den Wasserstoffrückhalt im Material der ersten Wand und des Divertors von zukünftigen Kernfusionskraftwerken. Es wurde gezeigt, dass Oberflächenoxide (5-100 nm) die Deuteriumaufnahme und -freisetzung aus Wolfram stark beeinflussen. Dies impliziert, dass auch natürliches Oxid (1-2 nm) eine bisher unberücksichtigte Diskrepanz zwischen ex-situ Laborexperimenten und realen Reaktorszenarien ohne Oxidschicht darstellt.