FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Hydrogen isotope accumulation in the helium implantation zone in tungsten

S. Markelj, T. Schwarz-Selinger, A. Založnik2017年被引用 37Nuclear FusionIF 3出版社

The influence of helium (He) on deuterium (D) transport and retention was studied experimentally in tungsten (W). Helium was implanted 1 µm deep into W to a maximum calculated concentration of 3.4 at.%. To minimize the influence of displacement damage created during the He implantation on D retention, so-called self-damaged W was used. W was damaged by 20 MeV W ion bombardment and defects were populated by low-temperature D plasma at room temperature before He implantation. Deuterium depth profiling was performed in situ during isochronal annealing in the temperature range from 300 K to 800 K. It is shown for the first time unambiguously that He attracts D and locally increases D trapping. Deuterium retention increased by a factor of two as compared to a non-He implanted W reference after sample annealing at 450 K. Rate equation modelling can explain the measured D depth profiles quantitatively when keeping the de-trapping parameters unchanged but only increasing the number of traps in the He zone. This bolsters the confidence in the theoretical calculations predicting that more hydrogen isotopes can be stored around a He cluster zone.

日本語訳

ヘリウム(He)がタングステン(W)中の重水素(D)の輸送および保持に及ぼす影響を実験的に研究した。ヘリウムは、最大計算濃度3.4 at.%までW中に1 µmの深さに注入された。He注入中に生成されるはじき出し損傷がD保持に及ぼす影響を最小限に抑えるため、いわゆる自己損傷Wを用いた。Wは20 MeV Wイオン衝撃によって損傷を受け、欠陥はHe注入前に室温での低温Dプラズマによって占有された。重水素の深さ方向プロファイリングは、300 Kから800 Kの温度範囲での等時焼鈍中にその場で実施された。HeがDを引き寄せ、局所的にD捕獲を増加させることが、初めて明確に示された。試料を450 Kで焼鈍した後、重水素保持はHeを注入していないW参照試料と比較して2倍に増加した。速度方程式モデリングは、脱捕獲パラメータを変更せず、He領域内のトラップ数だけを増やすことで、測定されたD深さプロファイルを定量的に説明できる。これは、Heクラスター領域の周囲により多くの水素同位体が貯蔵され得ると予測する理論計算への信頼を強化する。

wiki

TungstenHeliumHydrogen isotopes
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Deuterium transport and retention in the bulk of tungsten containing helium: the effect of helium concentration and microstructure

2020Nuclear Fusion

Deuterium retention in tungsten under the combined influence of displacement damage and helium

2025Nuclear Fusion

Hydrogenic retention in irradiated tungsten exposed to high-flux plasma

2010Nuclear Fusion

Tungsten heavy alloy: an alternative plasma-facing material in terms of hydrogen isotope retention

2020Nuclear Fusion

Effect of D on the evolution of radiation damage in W during high temperature annealing

2020Nuclear Fusion

The influence of displacement damage on deuterium retention in tungsten exposed to plasma

2009Nuclear Fusion

Influence of plasma impurities on the fuel retention in tungsten

2019Nuclear Fusion

Fusion reactions during low energy deuterium implantation into titanium

1990Nuclear Fusion

Saturation of deuterium retention in self-damaged tungsten exposed to high-flux plasmas

2012Nuclear Fusion

Stabilization of defects by the presence of hydrogen in tungsten: simultaneous W-ion damaging and D-atom exposure

2019Nuclear Fusion