Controlling hydrogen isotope retention is a critical challenge for plasma-facing materials (PFMs) in fusion reactors. Chemical vapor deposited tungsten (CVD-W), featuring columnar grain structures, has attracted increasing attention as a candidate PFM. However, its surface blistering and deuterium (D) retention behavior under fusion-relevant, complex irradiation conditions remain insufficiently understood. In this work, CVD-W and ITER-like forged W both with grains elongated normal to the exposed surface were irradiated with pure D and mixed D + 5% He plasma, with and without prior W self-ion irradiation at damage levels of 0.2 and 2 dpa. Compared with ITER-like W, CVD-W exhibits substantially enhanced tolerance to D-induced surface blister formation and markedly reduced D retention under pure D plasma exposure. Regardless of displacement damage, He seeding, or their combination, CVD-W consistently retains less D than ITER-like W across all irradiation sequences studied. This persistently low D retention in CVD-W is primarily associated with its lower defect density (e.g. fewer grain boundaries) and a blister-resistant <001> surface texture that limits blister-related D trapping. Furthermore, displacement damage and He seeding effectively suppress surface blistering, but exert opposing individual effects on D retention in both materials. Their combined effect shows a clear dependence on D fluence and material microstructure. This work highlights the advantages of CVD-W in suppressing hydrogen isotope retention under complex irradiation environments and provides valuable insights for the selection and microstructural design of advanced PFMs with improved resistance to hydrogen-induced blistering and reduced retention.
核融合炉におけるプラズマ対向材料（PFMs）にとって、水素同位体の保持制御は極めて重要な課題である。柱状粒組織を有する化学蒸着タングステン（CVD-W）は、PFMの候補材料としてますます注目を集めている。しかしながら、核融合環境に関連する複合照射条件下におけるその表面ブリスター形成および重水素（D）保持挙動は、未だ十分に解明されていない。本研究では、露出表面に対して垂直方向に伸長した粒を有するCVD-WおよびITER類似鍛造Wを、純Dプラズマおよび混合D＋5％Heプラズマにより、W自己イオン照射を事前に行った場合（損傷レベル0.2および2 dpa）と行わなかった場合の両方で照射した。ITER類似Wと比較して、CVD-Wは純Dプラズマ曝露下において、D誘起表面ブリスター形成に対する耐性が大幅に向上し、D保持が顕著に低減することを示した。変位損傷、Heシーディング、またはそれらの組み合わせにかかわらず、CVD-Wは調査したすべての照射シーケンスにおいて、ITER類似Wよりも一貫して少ないDを保持した。CVD-Wにおけるこの持続的な低D保持は、主にその低い欠陥密度（例えば、より少ない粒界）と、ブリスター関連のDトラップを制限するブリスター耐性のある<001>表面集合組織に起因する。さらに、変位損傷とHeシーディングは表面ブリスター形成を効果的に抑制するが、両材料におけるD保持に対しては個別に相反する影響を及ぼす。それらの複合効果は、Dフルエンスと材料微細組織に明確に依存することを示した。本研究は、複雑な照射環境下における水素同位体保持の抑制におけるCVD-Wの利点を強調し、水素誘起ブリスターに対する耐性向上と保持低減を実現する先進PFMの選定および微細組織設計に貴重な知見を提供するものである。