Modelling tritium retention in radiation-damaged pure-tungsten samples, the concentration of deuterium retained in the tungsten-ion-induced damage zone decreases with increasing exposure temperature; whereas for a similarly treated tungsten–rhenium alloy, it can drop significantly faster than in pure tungsten, given sufficiently high temperatures. In contrast, similar changes in retention behaviour were not observed in undamaged samples. Based on these findings, as well as on corresponding previous TEM results, it is concluded that the concentration of high-energy radiation-induced defects responsible for trapping of deuterium is lower in the alloy than in pure tungsten. Therefore, a small amount of transmutation rhenium in damaged tungsten should be able to keep tritium retention to a low level in ITER.
放射線損傷を受けた純タングステン試料におけるトリチウム保持をモデル化したところ、タングステンイオン誘起損傷領域に保持される重水素濃度は、曝露温度の上昇に伴って減少することが明らかになった。一方、同様に処理したタングステン・レニウム合金では、十分に高い温度条件下において、純タングステンよりも大幅に速い減少を示す可能性がある。対照的に、未損傷の試料では、保持挙動の同様な変化は観察されなかった。これらの知見と、対応する先行透過型電子顕微鏡（TEM）結果に基づき、重水素の捕獲に関与する高エネルギー放射線誘起欠陥の濃度は、純タングステンよりも合金の方が低いと結論づけられる。したがって、ITERにおいて、損傷を受けたタングステン中に少量の変質生成物であるレニウムが存在することで、トリチウム保持を低い水準に維持できる可能性がある。