Аннотация результатов, полученных в 2016 году
В процессе горения термоядерной плазмы материалы на основе вольфрама и низко-активируемые ферритно-мартенситные, RAFM, стали будут подвергаться воздействию энергетических частиц изотопов водорода (дейтерия и трития) и гелия, а также нейтронов с энергией 14.1 МэВ. В настоящее время вольфрам и вольфрамовые покрытия являются эталонными материалами дивертора ИТЭР и ДЕМО реакторов и рассматривается возможность использования RAFM сталей не только в качестве структурных материалов, но и в качестве материала первой стенки термоядерного реактора. В этой связи, исследование накопления изотопов водорода в этих сталях, а также изучение модификации поверхности под воздействием плазменного облучения представляется необходимым для решения о выборе RAFM сталей в качестве материала первой стенки. Показано, что захват и миграция дейтерия в сталях при взаимодействии с плазмой определяется условиями на поверхности сталей. При облучении ионным пучком, поверхность стали очищается. Было измерено значительное уменьшение дейтерия в сталях и железе со временем при выдержке образцов в вакууме после воздействия плазмы. При контакте с атмосферой образуется оксидный слой, который затрудняет десорбцию водорода и способствует удержанию водорода. Контакт с воздухом приводит к сдвигу основного пика ТДС до более высокой температуры по сравнению с in-situ ТДС, измеренного непосредственно после воздействия ионного пучка. При энергиях, больших порога распыления (>50 эВ), образуются нано-структурированные приповерхностные слои, обогащенные вольфрамом вследствие преимущественного распыления элементов с малым значением атомного номера и радиационно-индуцированной сегрегации. При температуре образца от 290 до 600 К формируется волокно-подобная структура в случае облучения небольшим потоком 10^20 ион/(м2·с)или колоннообразная структура толщиной 200-300 нм в случае облучения большим потоком 10^22 ион/(м2·с). При повышении температуры до 680-700 К, концентрация W на поверхности возрастает и формируется более крупно-волокнистая структура на поверхности стали в случае облучения небольшим потоком 10^20 ион/(м2·с) или структура, напоминающая кораллы, толщиной около 1 мкм в случае облучения большим потоком 10^22 ион/(м2·с). Такие нано-структурированные приповерхностные слои, обогащенные вольфрамом, образуются на всем видах изучаемых сталей, независимо от концентрации Cr или присутствия наночастиц оксида иттрия. Получены значения коэффициента распыления в зависимости от дозы облучения, температуры и ионного потока. В обоих случаях облучения сталей относительно небольшим и большим ионным потоком, формирование нано-структурированных приповерхностных слоев приводит к уменьшению накопления дейтерия из-за увеличения десорбции водорода из сталей в течении облучения. Таким образом, состояние поверхности является лимитирующим фактором, определяющим захват и газовыделение дейтерия из разных видов сталей. Было установлено, что помимо температуры спекания и времени, тип, размер и концентрация легирования частиц имеют огромное влияние на увеличение удержания дейтерия. Было показано, что накопление дейтерия в СОД сталях выше по сравнению с Еврофер из-за высокой плотности наночастиц и меньшего размера зерна. Мы определили, что ТДС из Еврофер состоит из одного основного пика, тогда как ТДС из СОД сталей состоит из двух четко выраженных максимумов. Температурное положение первого пика спектра ТДС хорошо коррелирует с пиком десорбции водорода, полученным для Еврофер, подтверждая аналогичные центры захвата дейтерия. В то же время, второй ТДС пик, наблюдаемый при более высоких температурах может быть отнесен к дейтерию, захваченному на поверхности наночастиц оксида иттрия. Удержание дейтерия в СОД сталях сильно зависит от содержания хрома: минимальное удержание дейтерия было измерено в СОД с 12Cr. В случае с СОД сталями с (14-16)Cr накопление дейтерия является более высоким по сравнению с (9-12)Cr. Замена Ti на Al в СОД-14Cr сталях уменьшает накопление дейтерия. Это означает, что с точки зрения удержания трития, СОД сталь с 12Cr - это наиболее подходящая сталь для применения в термоядерном реакторе. Однако, накопление дейтерия в СОД стали с 9Cr по-прежнему ниже, чем предельный уровень количества трития, который может быть захвачен в материал стенки, продиктованный проблемой безопасности реактора. Таким образом, накопление трития по крайней мере, в неповрежденных сталях (без облучения нейтронами) не является критическим фактором. Мы также показали, что облучение тяжелыми ионами, имитирующие нейтронное облучение, увеличивает удержание дейтерия только в диапазоне температур до 550 К, что ниже температуры структурных материалов и контактирующих с плазмой материалов термоядерных реакторов. Однако, в ходе реализации проекта, были получены данные о проницаемости дейтерия через Еврофер при высоких температурах и дозах облучения, свидетельствующие что проникновение трития через сталь может быть проблемой. Кроме того, для правильного выбора стали для применения в термоядерном реакторе, необходимо учитывать и другие свойства стали, такие как толерантность по отношению к облучению нейтронами, коррозии и др. Так замена Ti на Al в СОД-сталях приводит к улучшению сопротивления сталей к коррозии и в то же время уменьшает накопление дейтерия, поэтому такие стали являются предпочтительными. Для предотвращения эрозии стали, разрабатываются вольфрамовые покрытия на стали. Показано, что в отличии от сталей, захват и миграция дейтерия в материалах на основе вольфрама не зависит от поверхностных условий в отсутствии сильного загрязнения поверхности, а определяется плотностью дефектов в материале: накопление водорода увеличивается с уменьшением размера зерна, так как увеличивается количество дефектов, которые служат центрами захвата водорода. Был изучен захват дейтерия в вольфрам с большой плотностью дефектов и механизмы удаления дейтерия из этого образца. Было показано, что эффективность изотопного обмена для удаления дейтерия из радиационных дефектов в два раза больше по сравнению с отжигом в вакууме. Следовательно, процедура изотопного обмена может быть рекомендована для удаления радиоактивного трития из материалов на основе вольфрама. Ранее разработанная модель диффузии изотопов водорода в металлах при наличии дефектов с учетом десорбции была модифицирована для динамического описания модификации поверхностного слоя в результате эрозии и создания дефектов. Предварительные расчеты показали хорошее согласие с экспериментальными результатами. Показано, что при превышении порога плавления материала при воздействии фотонным излучением плазмы, на поверхности и вольфрама и стали формируется слой толщиной около 20–30 мкм со столбчатой кристаллической структурой, ориентированной перпендикулярно облученной поверхности. В случае ферритно-мартенситной стали наблюдается переход к аустенитной фазе в измененном слое на глубине 20 – 30 мкм. Было также получено, что в результате такого облучения происходит изменение рельефа поверхности стали на макроскопическом уровне, которое проявляется в появлении на поверхности волн, характеризующихся длинной 0,2 – 1 мм, амплитуда волн растет с числом импульсов. Для некоторых образцов стали после 10 импульсов при нагрузке 0,5 МДж/м2 и длительности 0,5 мс, амплитуда достигала значений сопоставимых с толщиной расплавленного слоя. Для имитации нейтронного облучения, было проведено облучение сталей тяжелыми ионами вольфрама. Показано, что облучение сталей ионами W и интенсивным тепловым потоком, оба увеличивают удержание дейтерия в сталях по сравнению с неповрежденными сталями. Предварительное облучение ионами W с энергией 20 МэВ при комнатной температуре до 1 смещения на атом (сна) не оказывает заметное влияние на морфологию поверхности стали до и после экспозиции в дейтериевой плазме. Предварительное облучение ионами W приводит к одинаковой концентрации дейтерия во всех исследуемых сталях, независимо от наличия наночастиц и количества Cr. Показано, что накопление дейтерия в предварительно поврежденной и неповрежденной стали уменьшается с формированием шероховатости поверхности при облучении сталей ионами дейтерия с падающей энергией, которая превышает порог распыления. Увеличение удерживания дейтерия в низко-активируемых ферритно-мартенситных сталях (RAFM), обусловленное повреждением либо ионами W (до глубины ~3 микрон), либо высоким тепловым потоком (до глубины ~10-20 микрон), уменьшается с повышением температуры.

Аннотация результатов, полученных в 2017 году
Малоактивируемые ферритно-мартенситные (reduced-activation ferritic-martensitic, RAFM) стали, такие, как Еврофер и стали с оксидным дисперсным упрочнением (СОД) являются одними из кандидатов на роль структурных материалов термоядерных реакторов (ТЯР), а также других ядерных приложений. Это связано, прежде всего, с их высокой теплопроводностью, низким коэффициентом теплового расширения, а также с устойчивостью к радиационному распуханию. В настоящее время, вольфрам (W) является эталонным материалом для дивертора в ИТЭР и ДЭМО. Рассматривается возможность использования RAFM сталей не только в качестве конструкционного материала, но и в качестве материала для первой стенки термоядерного реактора. Обращенные к плазме материалы в термоядерном реакторе подвергаются высоким тепловым нагрузкам и облучаются ионами дейтерия и гелия, что приводит к эрозии этих материалов и таким негативным явлениями как сокращение времени использования материала и образование примесей в плазме, что сокращает время ее существования. Однако, согласно нашим недавним исследованиям в рамках гранта, насыщение поверхности RAFM сталей тяжелыми примесями, такими, как вольфрам, под воздействием плазменного облучения, приводит к значительному снижению скорости эрозии в этих малоактивируемых сталях, а также к снижению захвата изотопов водорода [O.V. Ogorodnikova et al., Nuclear Fusion, 57/3 036010 (2017); V. Alimov et al., accepted to be published in Journal of Nuclear Materials, 2017]. В этой связи малоактивируемые стали могут рассматриваются и в качестве обращенных к плазме материалов для некоторых областей ТЯР. Поэтому ключевые аспекты взаимодействия изотопов водорода с малоактивируемыми сталями и с материалами на основе вольфрама, в частности, захват и миграция трития в этих материалах, особенно при воздействии интенсивного теплового потока, вызывают повышенный интерес с точки зрения безопасности реакторов из-за радиоактивности трития и изменения свойств материала в процессе эксплуатации, а также для расчета топливного баланса в плазме. Необходимо, однако, признать, что эти процессы пока изучены недостаточно хорошо. Поэтому в рамках гранта РНФ на плазменном ускорителе были проведены эксперименты по облучению фотонным излучением и высокотемпературной дейтериевой плазмой образцов из ферритно-мартенситной низко-активируемой стали Еврофер, СОД сталей и разных видов вольфрама (W) для того, чтобы моделировать плазменные срывы в токамаке. Параметры тепловых нагрузок соответствовали ожидаемым в ИТЭР во время переходных процессов, таких как ослабленный срыв. Было показано, что при превышении порога плавления на поверхности материала формируется слой со столбчатой кристаллической структурой, ориентированной перпендикулярно к облучаемой поверхности, толщина данного слоя составляет 10–30 мкм для обоих материалов и вольфрама, и сталей. Было показано, что структурные изменения не зависят ни от типа стали и вольфрама, ни от того, проводится ли облучение либо фотонным излучением либо дейтериевой (D) плазмой на плазменном ускорителе КСПУ-Т. После облучения образцов высокотемпературной дейтериевой плазмой на плазменном ускорителе КСПУ-Т, профили распределения дейтерия в вольфраме и сталях измерялись методом ядерных реакций. Исходя из профиля распределения дейтерия в вольфраме, мы можем заключит, что удержание дейтерия вблизи поверхности до глубин 6 микрон больше в случае облучения потоками тепла, превышающими порог плавления по сравнению с облучением потоками тепла ниже порога плавления. Исходя из профиля распределения дейтерия в Еврофере, удержание дейтерия вблизи поверхности до глубин 8 микрон немного больше после облучения ниже порога плавления, чем после облучения выше порога плавления. Однако, общее удержание D, определенное посредством термодесорбционный спектроскопии (ТДС), было самым высоким для образцов, облученных плазменной пушкой выше порога плавления как для вольфрама, так и для сталей. Форма ТДС после облучении W и сталей низкотемпературной дейтериевой плазмой и после облучения импульсной плазменной пушкой, моделирующей срывы плазмы в токамаке, разная. После облучения низкотемпературной дейтериевой плазмой, ТДС характеризуется медленно спадающей высокотемпературной частью, определяющей диффузионный характер захвата дейтерия. А после облучения плазменной пушкой, ТДС имеет пологую возрастающую начальную низкотемпературную часть и резко спадающую высокотемпературную часть. Это позволяет предположить, что удержание дейтерия обусловлено захватом в дефекты, образованные в процессе воздействия больших тепловых потоков. После облучения и W и Еврофер плазменной пушкой, доминирующий пик ТДС узкий и имеет максимум около 770 K, что указывает на одинаковую природу удержания дейтерия в сформированной столбчатой кристаллической структуре. Удержание D после 10 импульсов воздействия плазменной пушки было значительно выше, чем при облучении W и сталей низкотемпературной дейтериевой плазмой с низкими энергиями (20-200 эВ) при температурах образца 600 или 700 К вплоть до доз 10^25 D/м^2. [O.V. Ogorodnikova et al., Nuclear Fusion, 57/3 036010 (2017)]. Влияние структурных изменений после Элмов на удержание D в обычном режиме работы термоядерной установки было изучено при последующем облучении ионами дейтерия с низкой энергией образцов, предварительно поврежденных большими тепловыми потоками на КСПУ-Т. Предварительное облучение высоким тепловым потоком и последующее облучение низкотемпературной плазмой приводит к одинаковому накоплению дейтерия в обоих исследуемых типах вольфрама, с зернами, преимущественно ориентированными перпендикулярно и параллельно облучаемой поверхности. Оба вида предварительного облучения, то есть фотонным излучением и высокотемпературной дейтериевой плазмой, приводят к увеличению удержания дейтерия в вольфраме по сравнению с неповрежденным вольфрамом. При этом ТДС пик более узкий и смещен в область более низких температур для вольфрама, поврежденного большим тепловым потоком, по сравнению с неповрежденным вольфрамом. При низких потоках и дозах облучения сталей низкотемпературной плазмой, мы не наблюдали существенного различия между накоплением дейтерия в образцы, поврежденные высоким тепловым потоком и неповрежденные, тогда как при высоких потоках и дозах облучения сталей накопление дейтерия в поврежденные высоким тепловым потоком больше, чем в неповрежденных образцах. Это обусловлено тремя факторами, (i) при низких дозах дейтерий не успевает диффундировать вглубь и заполнить все дефекты в области 10-30 микрон, полученные после предварительного облучения образцов большими тепловыми потоками на КСПУ-Т, (ii) предварительный отжиг стали при 800 К в случае облучения сталей низкими потоками и низкими дозами значительно уменьшает плотность дефектов, полученных после предварительного облучения образцов большими тепловыми потоками на КСПУ-Т и способных накапливать дейтерий, и (iii) разницей в методах измерений: в случае низких доз измерения проводились in-situ ТДС, а в случае больших доз ex-situ ТДС было использовано. При сравнении данных, полученных ex-situ ТДС при низких дозах облучения было получено небольшое увеличение накопления дейтерия в поврежденных сталях по сравнения с неповрежденными. Поэтому при сравнении результатов накопления водорода в сталях очень важно знать каким методом измерения эти данные получены, так как методика измерения влияет на анализ и интерпретацию экспериментальных данных. В случае вольфрама, результаты, полученные in-situ и ex-situ ТДС незначительно отличаются по причине незначительного влияния поверхностных условий на накопление изотопов водорода. Важно отметить, что приповерхностные изменения, вызванные тепловой нагрузкой, существенно влияют на накопление дейтерия в сталях при низких температурах, но оказывают незначительное влияние на накопление дейтерия при повышенных температурах, потому что, в этих случаях удержание дейтерия определяется в основном накоплением дейтерия в объеме сталей из-за миграции на большие глубины, чем область повреждения 10-30 микрон. Было установлено, что хотя облучение высоким тепловым потоком увеличивает удержание дейтерия в сталях по сравнению с неповрежденными сталями, накопление дейтерия в предварительно поврежденной и неповрежденной стали уменьшается с формированием шероховатости поверхности при облучении сталей ионами дейтерия с падающей энергией, которая превышает порог распыления (>50 эВ). Мы не наблюдали различий между удержанием дейтерия в образцах, предварительно облученных либо высокотемпературной дейтериевой плазмой либо фотонным излучением (c одинаковой энергией) и затем облученных низкотемпературной плазмой. Это объясняется тем, что структурные изменения, полученные в результате облучения фотонным излучением такие же, как и в случае облучения высокотемпературной дейтериевой плазмой. Проведенное численное моделирование позволило определить энергии связи дейтерия с дефектами решетки в сталях и в вольфраме, а также в случае повреждения материалов тепловыми потоками на КСПУ-Т: мы установили, что энергия выхода дейтерия из дефектов, созданных облучением большими тепловыми потоками, равна Et=1.45 эВ в вольфраме и Et=0.77 эВ в сталях, что соответствует захвату дейтерия в вакансии. Причем количество таких центров захвата намного превышает изначальную плотность дефектов решетки. Основываясь на данном выводе, мы можем заключить, что, после предварительного облучения высоким тепловым потоком, образующаяся в результате рекристаллизации столбчатая кристаллическая структура содержит большое количество дефектов, которые в основном являются дефектами вакансионного типа. Полученные данные дают возможность оценить удержание изотопов водорода в диверторе и в областях первой стенки, подверженных высоким тепловым нагрузкам, например, в случае таких событий, как срывы плазмы, а также влияние срывов плазмы на последующее накопление изотопов водорода в обычном рабочем режиме токамака.

Аннотация результатов, полученных в 2018 году
В данной части проекта было исследовано накопление ионно-внедренного гелия в перспективных материалах для термоядерных установок и влияние гелия на удержание и миграцию дейтерия. Рассмотрены температурная зависимость параметров блистеров и нано-структурированных волокон, влияние исходного состояния материала на накопление гелия и появление блистеров на поверхности материалов нового поколения на основе железа и на основе вольфрама. Было получено, что при низких температурах облучения ионами гелия, на поверхности железа и сталей и вольфрама наблюдаются блистеры как сферические, так и элиптической формы, вытянутые вдоль границ зерен. Образование гелиевых пузырьков или блистеров на поверхности железа и сталей и вольфрама наблюдается при комнатной температуре, дозе 10^22 He/m^2 и энергии 3 кэВ. Были установлены условия образования нано-структурированных волокон металла, так называемого ‘пуха’, при воздействии гелия, а именно температура образца должна быть (0.25-0.3)Tпл, где Tпл температура плавления. Впервые было установлено, что ‘пух’ начинает расти при малых дозах облучения гелием, а именно 10^22 He/m2 при энергии ионов 3 кэВ. Этот порог формирования ‘пуха’ значительно ниже, сообщенного в литературе >10^24 He/m2. Однако, энергии ионов гелия (<200 эВ) были меньше, чем порог образования радиационных дефектов, в известных из литературы экспериментах. Из этого можно сделать вывод, что радиационные дефекты снижают порог образования пуха. Показано, что нано-структурированные волокна растут вне зависимости от начальной структуры материала, но различаются по форме в зависимости от экспериментальных условий (энергии гелия, потока и дозы облучения). Мы установили, что формирование нано-структурированных волокон, индуцированных внедренным гелием, начинается в приповерхностном слое металла, до выхода их на поверхность. На примере облучения бездефектого железа низкоэнергетическими ионами гелия ниже порога создания радиационных дефектов, впервые получено экспериментальное доказательство самозахвата (self-trapping) гелия или кластеризации в бездефектной решетке без наличия первоначальных дефектов как центров захвата, что является подтверждением правильности квантомеханических расчетов, которые предсказывают преципитацию междоузельного гелия в пузырьки и междоузельные петли в матрице металла, а также ‘мутацию ловушки’, а именно при достижении больше 5 атомов в гелиевом кластере происходит образование вакансии и собственного атома решетки, обусловленное высокими напряжениями, вызванными гелиевым кластером. Показано, что захват гелия с мало-активируемые стали нового поколения происходит также как и в железо при низких температурах облучения. ТДС железа и Еврофера похожи и отличаются высокотемпературными пиками в области 1100-1500 К, а именно для Еврофера нет характерного узкого пика 1200 К при трансформации альфа-железа в гамма-железо, зато присутствует интенсивный пик газовыделения при 1300 К. Этот пик может быть связан с захватом He на карбидах металлов, MxCy, присутствующих в Еврофере, или в вакансиях, декорированных углеродом, HemVnCx. При повышенных температурах, близких к образованию пуха (700 К), захват гелия в Еврофер и стали нового поколения больше, чем в железо. Были получены данные об уменьшении накопления дейтерия в вольфраме и сталях при одновременной имплантации гелия (He) и дейтерия (D) во всем исследуемом диапазоне температур 300-700 К для железа и 300-1250 К для вольфрама. Были определены причины уменьшения накопления дейтерия при совместной имплантации дейтерия и гелия: (1) при низкой температуре диффузия D в объем материала может быть подавлена посредством захвата D пузырьками He и полем напряжения, вызванным кластерами He и (2) при высокой температуре образование пористости на поверхности приводит к ускоренной десорбции D, таким образом, уменьшая мобильную концентрацию D и тем самым уменьшая диффузионный поток дейтерия вглубь материала. Для того, чтобы моделировать плазменные срывы в токамаке, на плазменном ускорителе КСПУ-Т были проведены эксперименты по облучению высокотемпературной дейтериевой или гелиевой плазмой образцов из ферритно-мартенситной низко-активируемой стали Еврофер, СОД сталей и разных видов вольфрама. Параметры тепловых нагрузок соответствовали ожидаемым в ИТЭР во время переходных процессов, таких как ослабленный срыв. Было установлено, что глубина модифицированного слоя как для вольфрама, так и для сталей состоит из (1) слой игольчатых кристаллов до 4 мкм; (2) слой из столбчатых зерен до 50-60 мкм и (3) слой равноосных зерен от 5-20 мкм. Есть ли первый слой или нет, зависит от отсутствия или наличия интенсивного движения расплава, соответственно. Было показано, что структурные изменения не зависят ни от типа стали и вольфрама, ни от того, проводится ли облучение либо фотонным излучением либо дейтериевой (D) или гелиевой (He) плазмой на плазменном ускорителе КСПУ-Т. Этот факт указывает на то, что наблюдаемые модификации поверхностного слоя зависят в основном от внутренней динамики температуры во время плазменного импульса. При воздействии гелиевой плазмой наблюдались сферические полости в слое столбчатых кристаллов, в области (2). Следует отметить, что He не десорбировался при ТДС до температур 1500 К для Еврофера и 2500 К для вольфрама после облучения гелиевой плазмой на КСПУ-Т. При воздействии дейтериевой плазмой на образцы с пухом до температуры плавления материала, нано-структурированные волокна уменьшались, но полностью пух не удалялся, при этом накопление He уменьшалось примерно в три раза, от первоначально 10^21 He/m2 до 3x10^20 He/m2. Накопление дейтерия слабо зависело от присутствия нано-структурированного пуха. Было получено, что удерживание D было самым высоким для образцов и вольфрама, и сталей, облученных плазменной пушкой с энергией, превышающей порог плавления. Удержание D после 10 импульсов облучения плазменной пушкой было больше, чем после стационарного низкоэнергетического воздействия плазмы при температуре образцов 600 или 700 К, что свидетельствует о доминирующем влиянии ELM-подобных событий на удержание D по сравнению с нормальным режимом работы. Было рассчитано накопление трития в диверторе на основе вольфрама при разных температурах дивертора. В стационарном режиме, накопление максимально при температуре 500 К, но не превышает допустимое значение, продиктованное радиационной безопасностью и уменьшается с ростом температуры. Наноструктурирование вольфрама приводит к увеличению концентрации трития по сравнению с объемным металлом, но не превышает допустимый уровень. Однако, мы установили, что градиент температуры в результате большого теплового потока при моделировании нестационарных процессов, таких как ослабленный срыв (ELMs), сильно увеличивает миграцию изотопов водорода в объем металла для обоих вольфрама и вольфрамовых покрытий, тем самым значительно увеличивая накопление трития. При большом числе таких событий, накопление трития может превышать допустимую норму. Поэтому мы рекомендуем исследовать пути подавления таких событий. Расчет накопления трития в Еврофере и СОД сталях в условиях ТЯР как материалов, контактирующих с плазмой показал, что накопление трития по крайней мере, в неповрежденных сталях (без облучения нейтронами) не является критическим фактором, то есть ниже, чем предельный уровень количества трития, который может быть захвачен в материал стенки, продиктованный проблемой безопасности реактора. Однако, результаты расчетов свидетельствуют о недопустимой величине проницаемости трития при высоких температурах и дозах облучения в случае неоксидированной поверхности стали при контакте с охлаждающей водой или гелием (были рассмотрены два разных дизайна бланкета ДЕМО реактора). Поэтому рекомендуется защитное покрытие на стороне, контактирующей с охладительной системой. В случае использования вольфрамового покрытия со стороны, контактирующей с плазмой, проницаемость трития уменьшается до допустимого уровня безопасности. Вольфрамовое покрытие со стороны, контактирующей с плазмой, также рекомендуется для предотвращения эрозии стали. С другой стороны, проникающий поток трития уменьшается при использование СОД сталей. Поэтому СОД сталь с 12Cr - это наиболее подходящая сталь для применения в термоядерном реакторе с точки зрения удержания трития. Рост пуха, индуцированного ионно-внедренным гелием, уменьшает накопление трития как в вольфрамовых материалах, так и в сталях, что является положительным фактором. Однако, возможность эрозии этого пуха при срывах плазмы является недопустимым из-за загрязнения плазмы, и тем самым, снижения температуры плазмы и даже может привести к окончанию разряда. Поэтому рекомендуется исследовать пути подавления роста пуха.