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Janina Schmitz

• Tungsten is the preferred first wall material of the future fusion reactor DEMO. Self-passivating Tungsten-chromium-yttrium (W-Cr-Y) alloys suppress W-oxidation in case of a reactor accident due to the build-up of a \(Cr_{2}O_{3}\) scale on the alloy’s surface. During regular plasma operation, the alloy should behave like pure W due to preferential sputtering. Within this work, the plasma behaviour of the alloy was investigated in the linear plasma devices PSI-2 and Magnum-PSI under varying plasma compositions, ion energies, fluxes and fluences. Additionally, ion beam analysis of the surface and simulations with the Monte Carlo Code SDTrimSP were carried out and the plasma impact on the oxidation behaviour was investigated. Experiments und simulations offer valuable clues to the material’s erosion as well as segregation and diffusion within the material; the temperature and plasma parameter range in which WCrY shows W-like erosion behaviour was determined.
• Wolfram ist das präferierte Wandmaterial des zukünftigen Fusionsreaktors DEMO. Selbst-passivierende Wolfram-Chrom-Yttrium (W-Cr-Y) Legierungen unterdrücken durch eine sich bildende \(Cr_{2}O_{3}\) Schicht die Oxidation von reinem W im Fall eines Reaktorunfalls. Im regulären Plasmabetrieb soll sich die Legierung durch präferentielle Zerstäubung wie reines W verhalten. Im Rahmen dieser Arbeit wurde das Plasmaverhalten der Legierung in den linearen Plasmaanlagen PSI-2 und Magnum-PSI unter variierenden Plasmazusammensetzungen sowie Ionenenergien, -flüssen und -fluenzen untersucht. Zusätzlich wurden Ionenstrahlanalysen der Oberfläche und Simulationen mit dem Monte Carlo Code SDTrimSP durchgeführt und der Plasmaeinfluss auf das Oxidationsverhalten untersucht. Experimente und Simulationen gaben Aufschluss über Materialerosion sowie Segregation und Diffusion im Material; der Temperatur- und Plasmaparameterbereich in dem WCrY ein ähnliches Erosionsverhalten wie reines W zeigt wurde bestimmt.