With the potential application of tungsten (W)-copper (Cu) bonding in the plasma-facing components (PFCs) in fusion devices, hydrogen isotope (HI) transport through the W/Cu interface has become a key concern for tritium self-sustainment and operational safety. To investigate HI permeation through the W/Cu interface, a series of low-energy deuterium (D) plasma-driven permeation experiments were performed on chemical vapor deposition tungsten (CVD-W)/Cu composite, bare CVD-W, and bare Cu, across a temperature range of ∼600 K–800 K. The effective D diffusion coefficient of CVD-W was found to be higher than that of rolled W, likely due to the grain boundaries serving as high-diffusivity pathways for D diffusion. Under the identical experimental conditions, an unexpected result was found that the steady state permeation flux in CVD-W/Cu was higher than that in bare Cu, with values of ∼3.1 × 1018 m−2 s−1 in CVD-W/Cu and ∼4.1 × 1017 m−2 s−1 in Cu at 741 K. And the time required for CVD-W/Cu to reach steady state permeation exceeded the sum of the times required for CVD-W and Cu individually. Rate equation simulations suggested that a high D concentration segment with a low HI solution energy of 0.6 eV was necessary to replicate the observed high permeation flux in CVD-W/Cu. The length of the segment was in line with the experimental observation in the Cu-entry region of CVD-W near the CVD-W/Cu interface. Density functional theory calculations confirmed that the presence of Cu in W could reduce the HI solution energy in W. It is therefore suggested that the reduction in HI solution energy in the Cu-entry region of CVD-W led to substantial D accumulation near the interface, enhancing the steady state permeation flux in CVD-W/Cu compared to bare Cu. Furthermore, an analytical solution for the steady state permeation flux in a generalized three-layer composite was derived using a modified analytical equation for the fast evaluation of the steady state permeation flux. This work provides valuable insights and foundational parameters for understanding and evaluating HI transport in PFCs using W and Cu in fusion devices.
核融合装置におけるプラズマ対向機器(PFCs)へのタングステン(W)-銅(Cu)接合の応用可能性に伴い、W/Cu界面を通した水素同位体(HI)輸送は、トリチウム自己維持と運転安全性にとって主要な懸念事項となっている。W/Cu界面を通したHI透過を調査するため、化学蒸着タングステン(CVD-W)/Cu複合体、単体CVD-W、および単体Cuに対して、約600 K～800 Kの温度範囲にわたって一連の低エネルギー重水素(D)プラズマ駆動透過実験を実施した。CVD-Wの実効D拡散係数は、圧延Wのそれよりも高いことが判明した。これは、粒界がD拡散の高拡散経路として機能するためと考えられる。同一の実験条件下において、CVD-W/Cuの定常状態透過フラックスが単体Cuのそれよりも高くなるという予想外の結果が得られた。その値は741 Kにおいて、CVD-W/Cuでは約3.1 × 10¹⁸ m⁻² s⁻¹、Cuでは約4.1 × 10¹⁷ m⁻² s⁻¹であった。また、CVD-W/Cuが定常透過に達するまでに要する時間は、CVD-WとCuがそれぞれ単独で要する時間の合計を超えた。速度方程式シミュレーションは、CVD-W/Cuで観察された高い透過フラックスを再現するには、HI固溶エネルギーが0.6 eVと低い高D濃度セグメントが必要であることを示唆した。そのセグメントの長さは、CVD-W/Cu界面近傍のCVD-WのCu進入領域における実験的観察と一致した。密度汎関数理論計算により、W中のCuの存在がW中のHI固溶エネルギーを低減し得ることが確認された。したがって、CVD-WのCu進入領域におけるHI固溶エネルギーの低減が界面近傍でのDの大幅な蓄積をもたらし、単体Cuと比較してCVD-W/Cuの定常状態透過フラックスを増強させたことが示唆される。さらに、定常状態透過フラックスの迅速評価のための修正解析式を用いて、一般化された3層複合体における定常状態透過フラックスの解析解を導出した。本研究は、核融合装置においてWおよびCuを用いたPFC中でのHI輸送を理解し評価するための貴重な知見と基礎的パラメータを提供する。