Plasma fluence at the divertor of a future magnetic confinement fusion device can accumulate up to ∼1028–1029 m−2 per year. Yet hydrogen isotope (HI) retention under such high-fluence plasma exposure has been rarely reported. To investigate deuterium (D) retention in tungsten (W) exposed to such high-fluence plasma, a series of high-flux D plasma exposures were preformed using recrystallized W samples at ∼500 K in Magnum-PSI. The highest fluence achieved was ∼1 × 1029 m−2. Surface morphology observations indicate an initial increase in the number of blisters at the sample surface with increasing fluence, followed by saturation at ∼1 × 1029 m−2. Multiple bursts of blisters with open cracks or edges were observed under the two highest fluences of ∼1 × 1028 m−2 and ∼1 × 1029 m−2. 3He nuclear reaction analysis (NRA) shows a maximum D concentration up to 0.012 at.fr., distributed within the first 4 μm from the sample surface under the highest fluence. D retention, as measured by NRA and thermal desorption spectroscopy, tends to saturate with increasing fluence. Simulations of D2 thermal desorption, performed using the TMAP rate equation code, show a maximum D trapping depth of ∼10 μm, consistent with the defect depth profile revealed by transmission electron microscopy. D retention saturation observed in this work is attributed to the sample surface morphology modifications and the saturation of plasma-induced defects. This investigation provides a valuable reference for understanding the evolution of total HI retention in W under high-fluence plasma exposure in future fusion devices.
将来の磁気閉じ込め核融合装置のダイバータにおけるプラズマフルエンスは、年間 ∼1028–1029 m−2 まで蓄積する可能性がある。しかし、そのような高フルエンスのプラズマ曝露下での水素同位体（HI）保持はほとんど報告されていない。このような高フルエンスプラズマに曝露されたタングステン（W）中の重水素（D）保持を調査するために、Magnum-PSIにおいて再結晶化W試料を ∼500 K で用いて一連の高フラックスDプラズマ曝露を実施した。達成された最高フルエンスは ∼1 × 1029 m−2 であった。表面形態観察は、試料表面におけるブリスター数のフルエンス増加に伴う初期の増加と、その後の ∼1 × 1029 m−2 での飽和を示している。開口した亀裂または端部を持つブリスターの複数回のバーストが、最高の2つのフルエンス ∼1 × 1028 m−2 および ∼1 × 1029 m−2 の下で観察された。3He核反応分析（NRA）は、最高フルエンス下で試料表面から最初の4 μm以内に分布する最大D濃度が 0.012 at.fr. に達することを示している。NRAおよび熱脱離分光法によって測定されたD保持は、フルエンスの増加とともに飽和する傾向にある。TMAP速度方程式コードを用いて実施されたD2熱脱離のシミュレーションは、最大D捕獲深さが ∼10 μm であることを示しており、これは透過型電子顕微鏡によって明らかにされた欠陥深さ分布と一致する。本研究で観察されたD保持飽和は、試料表面形態の改質とプラズマ誘起欠陥の飽和に起因する。この調査は、将来の核融合装置における高フルエンスプラズマ曝露下でのW中の全HI保持の進展を理解するための貴重な参考資料を提供する。