The effects of neutron and ion irradiations on deuterium (D) retention in tungsten (W) were investigated. Specimens of pure W were irradiated with neutrons to 0.3 dpa at around 323 K and then exposed to high-flux D plasma at 473 and 773 K. The concentration of D significantly increased by neutron irradiation and reached 0.8 at% at 473 K and 0.4 at% at 773 K. Annealing tests for the specimens irradiated with 20 MeV W ions showed that the defects which play a dominant role in the trapping at high temperature were stable at least up to 973 K, while the density decreased at temperatures equal to or above 1123 K. These observations of the thermal stability of traps and the activation energy for D detrapping examined in a previous study (≈1.8 eV) indicated that the defects which contribute predominantly to trapping at 773 K were small voids. The higher concentration of trapped D at 473 K was explained by additional contributions of weaker traps. The release of trapped D was clearly enhanced by the exposure to atomic hydrogen at 473 K, though higher temperatures are more effective for using this effect for tritium removal in fusion reactors.
タングステン（W）中の重水素（D）保持に対する中性子およびイオン照射の影響を調査した。純W試料を約323 Kで0.3 dpaまで中性子照射し、その後473 Kおよび773 Kで高フラックスDプラズマに曝露した。D濃度は中性子照射によって有意に増加し、473 Kでは0.8 at%、773 Kでは0.4 at%に達した。20 MeV Wイオンを照射した試料のアニーリング試験により、高温での捕捉に主要な役割を果たす欠陥は少なくとも973 Kまで安定である一方、1123 K以上の温度では密度が減少することが示された。トラップの熱安定性と、前研究で調べられたD脱捕捉の活性化エネルギー（≈1.8 eV）に関するこれらの観察結果は、773 Kでの捕捉に主に寄与する欠陥が小さなボイドであることを示した。473 Kでの捕捉D濃度の上昇は、より弱いトラップの追加的寄与によって説明された。捕捉Dの放出は、473 Kでの原子状水素への曝露によって明瞭に促進されたが、核融合炉におけるトリチウム除去のためにこの効果を利用するには、より高い温度の方が効果的である。