Blister formation and D retention in W have been investigated for low energy (∼55 ± 15 eV), high flux (∼1022 m−2 s−1), high fluence (⩽4.5 × 1026 m−2) ion bombardment at moderate temperature (∼573 K) in mixed species D+He plasmas in the linear divertor plasma simulator PISCES-A. The amount of D retained in W is found to decrease significantly when compared with that in W exposed to pure D plasmas, as measured with high resolution thermal desorption spectroscopy. Scanning electron microscopy observations reveal the suppression of the blisters, a surface feature known to drive up retention, in the D + He mixture plasma exposed W samples. Reduced D retention is accompanied by the formation of nano-sized high density He bubbles in the near surface, observed with a transmission electron microscope (TEM). It is believed that the nano-bubbles act as a diffusion barrier to implanted D atoms and consequently reduce the amount of uptake in the W material. This newly observed effect implies that current predictions of D retention in W, in actual fusion devices, may be overestimated, since there will be He ash in fusion plasma. Toughness enhanced, fine-grained (grain size of ∼1 µm) W–TiC samples, exposed to pure D plasma conditions, also show little or no evidence of blistering. The measured D retention in the W–TiC samples was approximately 1 × 1019 D m−2 corresponding to about 2 × 10−7 of the implanted D fluence, and is very low compared with the retention in pure stress relieved W, which exhibited surface blisters and had a D retention of about 1 × 1021 D m−2.
低エネルギー（∼55 ± 15 eV）、高フラックス（∼10²² m⁻² s⁻¹）、高フルエンス（≤4.5 × 10²⁶ m⁻²）のイオン衝撃を、混合種D+Heプラズマ中で中程度の温度（∼573 K）において線状プラズマ模擬装置PISCES-Aでタングステン（W）に施し、バブルの形成とD保持について調査した。高分解能熱脱離分光法で測定したところ、純Dプラズマに曝露したWと比較して、混合種D+Heプラズマに曝露したWではD保持量が有意に減少することが明らかになった。走査型電子顕微鏡による観察では、D+He混合プラズマに曝露したW試料において、D保持量の増加を引き起こすことで知られる表面特徴であるブリスターの形成が抑制されることが示された。透過型電子顕微鏡を用いた観察により、D保持量の減少には、試料表面近傍における高密度のナノサイズHeバブルの形成が伴うことが明らかになった。これらのナノバブルが、注入されたD原子の拡散障壁として機能し、その結果としてW材料中へのDの取り込みが減少すると考えられる。この新たに観察された効果は、実際の核融合装置にはHe灰が存在するため、W中のD保持に関する現在の予測が過大評価されている可能性を示唆するものである。さらに、靱性を向上させた微細粒（粒径 ∼1 µm）のW–TiC試料を純Dプラズマ条件に曝露した場合も、ブリスター形成の証拠はほとんど、あるいは全く示されなかった。W–TiC試料で測定されたD保持量は約1 × 10¹⁹ D m⁻²であり、これは注入Dフルエンスの約2 × 10⁻⁷に相当し、表面にブリスターを形成し約1 × 10²¹ D m⁻²のD保持量を示した純粋な応力除去Wの保持量と比較して非常に低い値であった。