Surface damage and microscopic defect evolution of tungsten (W) armor under transient heat loads are key factors for fuel retention in fusion reactors. In this work, experiments were conducted to investigate the effects of cyclic thermal shocks on deuterium (D) retention and surface blistering in W. Thermal shock experiments were conducted on recrystallized W using an electron beam with a power density of 0.15 GW m−2 across 100–1500 cycles, followed by D plasma exposure with high-fluence (∼1 × 1026 D m−2). The results demonstrate that samples subjected to 500 and 1500 cycles exhibit a significant presence of sub-grains within 90 μm. Notably, the inhibition of blistering induced by thermal shock leads to a substantial reduction in D retention (5.45 × 1019 D m−2) at lower cycle numbers (100 cycles) compared to the reference sample (2.35 × 1020 D m−2) which was only exposed to D plasma. When cycle numbers increase to 500 and 1500, D retention reaches 1.98 × 1020 D m−2 and 4.56 × 1020 D m−2, respectively. Based on the tritium migration analysis program, we propose that total D retention is a consequence of the competition between defects reduced by thermal shock-induced suppression of blistering and defects generated by plastic deformation induced by thermal stress. D retention initially decreases with the increase in cycle numbers, followed by a subsequent rise, with the inflection point slightly higher than 500 cycles. Additionally, due to the extensive scope of thermal stress, an escalated exposure period will result in substantial D captured by heat-induced defects, consequently intensifying the D retention. Whether there exists an upper limit to D retention induced by the increasing thermal shock cycles necessitates further experimental analysis. Nonetheless, it is evident that thermal shock significantly contributes to D retention within a profoundly deep bulk region under high cycles.
過渡熱負荷下におけるタングステン（W）アーマーの表面損傷および微視的欠陥進展は、核融合炉における燃料保持の主要因子である。本研究では、Wにおける重水素（D）保持と表面ブリスター形成に対する周期的熱衝撃の影響を調査するための実験を実施した。熱衝撃実験は、再結晶化Wに対して、出力密度0.15 GW m⁻²の電子ビームを用いて100～1500サイクル実施し、その後、高フルエンス（∼1×10²⁶ D m⁻²）のDプラズマ曝露を行った。結果は、500および1500サイクルに供した試料が、90 μm以内にサブグレインの顕著な存在を示すことを実証している。注目すべきことに、熱衝撃によって誘発されるブリスター形成の抑制は、Dプラズマにのみ曝露された参照試料（2.35×10²⁰ D m⁻²）と比較して、低サイクル数（100サイクル）におけるD保持の大幅な低減（5.45×10¹⁹ D m⁻²）をもたらす。サイクル数が500および1500に増加すると、D保持はそれぞれ1.98×10²⁰ D m⁻²および4.56×10²⁰ D m⁻²に達する。トリチウム移行解析プログラムに基づき、総D保持は、熱衝撃によるブリスター形成抑制によって低減される欠陥と、熱応力によって誘発される塑性変形によって生成される欠陥との間の競合の結果であると提案する。D保持は、サイクル数の増加に伴って最初は減少し、その後上昇に転じ、その変曲点は500サイクルをわずかに上回る。さらに、熱応力の広範な範囲のため、曝露期間の増大は熱誘起欠陥による多量のD捕捉をもたらし、その結果としてD保持を増強する。増大する熱衝撃サイクルによって誘発されるD保持に上限が存在するかどうかは、さらなる実験的解析を必要とする。それにもかかわらず、高サイクル条件下の極めて深いバルク領域内において、熱衝撃がD保持に顕著に寄与することは明らかである。