Tungsten samples were irradiated by neutrons in the High Flux Isotope Reactor (HFIR), Oak Ridge National Laboratory at reactor coolant temperatures of 50–70 °C to low displacement damage of 0.025 and 0.3 dpa. After cooling down, the HFIR neutron-irradiated tungsten samples were exposed to deuterium plasmas in the Tritium Plasma Experiment, Idaho National Laboratory at 100, 200 and 500 °C twice at the ion fluence of 5 × 1025 m−2 to reach the total ion fluence of 1 × 1026 m−2 in order to investigate the near-surface deuterium retention and saturation via nuclear reaction analysis. Final thermal desorption spectroscopy was performed to elucidate the irradiation effect on total deuterium retention. Nuclear reaction analysis results showed that the maximum near-surface (<5 µm depth) deuterium concentration increased from 0.5 at% D/W in 0.025 dpa samples to 0.8 at% D/W in 0.3 dpa samples. The large discrepancy between the total retention via thermal desorption spectroscopy and the near-surface retention via nuclear reaction analysis indicated the deuterium was trapped in bulk (at least 50 µm depth for 0.025 dpa and 35 µm depth for 0.3 dpa) at 500 °C cases even in the relatively low ion fluence of 1026 m−2.
タングステン試料は、オークリッジ国立研究所の高中性子束同位体炉（HFIR）において、原子炉冷却材温度50～70°Cで、0.025および0.3 dpaの低い変位損傷まで中性子照射された。冷却後、HFIRで中性子照射されたタングステン試料は、アイダホ国立研究所のトリチウムプラズマ実験装置において、100、200、500°Cで、イオンフルエンス5 × 10^25 m^-2で2回、合計イオンフルエンス1 × 10^26 m^-2まで重水素プラズマに曝露され、核反応分析による表面近傍の重水素保持と飽和を調査した。最後に、熱脱離分光法を実施して、総重水素保持に対する照射効果を解明した。核反応分析の結果、表面近傍（深さ5 µm未満）の最大重水素濃度は、0.025 dpa試料の0.5 at% D/Wから0.3 dpa試料の0.8 at% D/Wに増加した。熱脱離分光法による総保持量と核反応分析による表面近傍保持量の間の大きな不一致は、500°Cの場合、比較的低いイオンフルエンス10^26 m^-2であっても、重水素がバルク中（0.025 dpaでは少なくとも深さ50 µm、0.3 dpaでは35 µm）に捕捉されたことを示した。