Trapping of tritium at lattice damage from fusion neutron irradiation is expected to increase the tritium inventory in tungsten components in ITER. The magnitude of this increase depends on the concentration of traps that are produced, and on the depth to which the increased tritium retention extends into the material. Experiments to address these issues are described, in which displacement damage by ion irradiation was used as a surrogate for neutron damage. Irradiated samples were exposed to high flux deuterium plasma to simulate divertor conditions. The resulting deuterium content was measured by nuclear reaction analysis. Measurements were done at various damage levels up to those expected from the end-of-life neutron fluence in ITER. These experiments determine the number of traps produced by displacement damage and the rate at which they are filled during exposure to plasma. The role of defect annealing was explored through plasma exposures at various temperatures. In addition to trapping at damage, near-surface retention from internal precipitation was observed at lower temperatures. Addition of 5% helium to the deuterium plasma greatly reduced D retention by precipitation by localizing it closer to the surface. Results from these experiments indicate that the contribution to tritium inventory in ITER from trapping at neutron damage should be small.
核融合中性子照射による格子損傷でのトリチウム捕捉は、ITERにおけるタングステン部品のトリチウムインベントリを増加させると予想される。この増加の大きさは、生成される捕捉サイトの濃度と、増加したトリチウム保持が材料内部へ及ぶ深さに依存する。これらの問題に対処するための実験について述べる。実験では、イオン照射による変位損傷を中性子損傷の代替として用いた。照射試料は、ダイバータ条件を模擬するため、高フラックスの重水素プラズマに曝露した。その結果生じた重水素含有量は、核反応分析法により測定した。測定は、ITERにおける寿命末期中性子フルエンスまでに予想される様々な損傷レベルで実施した。これらの実験により、変位損傷によって生成される捕捉サイトの数と、プラズマ曝露中にそれらが満たされる速度を決定した。欠陥アニーリングの役割は、様々な温度でのプラズマ曝露を通じて調査した。損傷での捕捉に加えて、低温では内部析出による表面近傍での保持が観察された。重水素プラズマへの5%のヘリウム添加は、析出を表面により近い場所に局在化させることにより、D保持を大幅に低減した。これらの実験結果は、ITERにおけるトリチウムインベントリへの中性子損傷での捕捉による寄与は小さいはずであることを示している。