The effect of helium (He) on deuterium (D) retention and transport in the bulk of tungsten (W) was investigated. For this purpose samples were irradiated by 500 keV He ions at 300 K to different fluences in order to obtain He maximum concentrations of 1 at.%, 3.4 at.%, and 6.8 at.% in 0.84 µm depth. In order to discern the effect of irradiation damage caused by He implantation from the effect of the pure He presence on D retention, the W samples were irradiated at 300 K by 20 MeV W ions in advance to create displacement damage in the crystal lattice to a damage dose of 0.23 dpa. The samples were exposed to a D atom beam at 600 K with a flux of 3.5 × 1018 D m−2s−1 to populate all the created defects. The D depth profiles were measured in situ during and at the end of exposure by nuclear reaction analysis to follow the dynamics of the D uptake. Thermal desorption spectra were collected ex situ at the end of the exposure. We show that D retention increases with implanted He fluence linearly following a D/He ratio of 0.29. We obtained peaking of D concentration at the position of maximum He concentration, reaching for the 6.8 at.% He sample three times higher D concentration (1.1 at.%) than obtained on high dpa W ion irradiated samples (0.37 at.%) for the same loading conditions. D retention and transport was also studied on He-containing samples that were annealed to 1700 K. There was no reduction of D retention in the He zone but 80% reduction in the only W irradiated zone was observed, meaning displacement damage was almost completely removed. In the He zone the D concentration increased to 1.35 at.%, and we attribute this to trapping of D around He bubbles of 1.5 nm size created at the He peak maximum as obtained by transmission electron microscopy. Neither in the as He implanted nor the 1700 K annealed sample did He act as diffusion barrier. From this study we can conclude that in the main wall of a future fusion device the effect of He will not dominate D retention in W, but at high heat flux areas where displacement damage possibly anneals out He could accumulate in the material and it could eventually dominate over the effect of displacement damage.
タングステン(W)のバルク中における重水素(D)の保持と輸送に及ぼすヘリウム(He)の影響を調査した。この目的のため、試料に300 Kで500 keVのHeイオンを様々なフルエンスで照射し、0.84 µm深さにおいてHe最大濃度が1 at.%、3.4 at.%、6.8 at.%となるようにした。D保持に対する純粋なHe存在の影響と、He注入によって引き起こされる照射損傷の影響を区別するため、W試料には事前に20 MeVのWイオンを300 Kで照射して結晶格子に0.23 dpaの損傷量の変位損傷を形成した。試料は600 Kで3.5 × 10¹⁸ D m⁻²s⁻¹のフラックスのD原子ビームに曝露し、形成された全ての欠陥を占有させた。D深さ方向プロファイルは、D取り込みの動的挙動を追跡するため、曝露中および曝露終了時に核反応分析法によりその場測定した。熱脱離スペクトルは曝露終了後に非その場で収集した。D保持は注入Heフルエンスとともに直線的に増加し、D/He比は0.29であることを示した。D濃度はHe最大濃度の位置でピークに達し、6.8 at.% He試料では1.1 at.%に達した。これは同じ負荷条件における高dpa Wイオン照射試料(0.37 at.%)の約3倍のD濃度である。D保持と輸送は、1700 Kで焼きなましたHe含有試料についても調査した。He領域ではD保持の減少は見られなかったが、W照射領域のみでは80%の減少が観察され、変位損傷がほぼ完全に除去されたことを意味する。He領域ではD濃度は1.35 at.%に増加した。これは、透過型電子顕微鏡で得られたHeピーク最大位置に形成された1.5 nmサイズのHeバブル周辺へのDの捕捉に起因すると考えられる。as-He注入試料と1700 K焼きなまし試料のいずれにおいても、Heは拡散障壁としては機能しなかった。本研究から、将来の核融合装置の第一壁ではHeの影響がW中のD保持を支配することはないが、変位損傷が焼きなましによって除去され得る高熱流束領域では、Heが材料中に蓄積し、最終的には変位損傷の影響よりも支配的になる可能性があると結論づけられる。