In order to clarify the divertor plasma-induced tungsten (W) surface modifications as well as the irradiation defects effect, two kinds of ITER grade W were exposed to the large helical device deuterium (D) plasma at the divertor-leg position. One was the iron (Fe) ion irradiated W to produce irradiation defects, and the other was the unirradiated W. The distributions of divertor plasma-induced surface modifications on these two kinds of W were clarified by scanning electron microscope and transmission electron microscopy. A co-deposition layer which was mainly made up of carbon (C) and Fe was formed at the private flux region (>21 mm). No significant surface change was observed at the strike point region (14–16 mm). The oxygen-enriched amorphous W structures (OEAWs) caused by plasma surface interactions were observed at the 2–14 mm (scrape-off layer region) and 20 mm. At the 2–14 mm and 20 mm, the OEAWs density on the pre-irradiated W sample is lower than that on the unirradiated W sample. On the other hand, the OEAWs size on the pre-irradiated W sample is larger than that on the unirradiated W sample at the 8–12 mm and 20 mm. While, the OEAWs size on the pre-irradiated W sample is smaller than that on the unirradiated W sample at the 2–6 mm. This study implies the possibility of forming OEAWs on the surface of W divertor. And the irradiation defects affect the density and size of OEAWs.
ダイバータプラズマ誘起タングステン(W)表面改質および照射欠陥効果を明らかにするために、2種類のITERグレードWを、ダイバータレッグ位置において大型ヘリカル装置重水素(D)プラズマに曝露した。1つは照射欠陥を生成するための鉄(Fe)イオン照射Wであり、もう1つは未照射Wであった。これらの2種類のWにおけるダイバータプラズマ誘起表面改質の分布は、走査型電子顕微鏡および透過型電子顕微鏡によって明らかにされた。主に炭素(C)とFeからなる共堆積層が、プライベートフラックス領域(>21 mm)に形成された。ストライク点領域(14–16 mm)では、有意な表面変化は観察されなかった。酸素富化アモルファスW構造体(OEAWs)は、プラズマ表面相互作用によって引き起され、2–14 mm(スクレイプオフ層領域)および20 mmで観察された。2–14 mmおよび20 mmでは、事前照射W試料上のOEAWs密度は未照射W試料上のそれよりも低かった。一方、8–12 mmおよび20 mmでは、事前照射W試料上のOEAWsサイズは未照射W試料上のそれよりも大きかった。しかし、2–6 mmでは、事前照射W試料上のOEAWsサイズは未照射W試料上のそれよりも小さかった。この研究は、Wダイバータ表面にOEAWsが形成される可能性を示唆している。そして、照射欠陥はOEAWsの密度とサイズに影響を与える。