Understanding the mechanisms governing tritium retention in structural materials is essential for ensuring both safety and tritium self-sufficiency in future fusion reactors. In this work, EURORFER97 samples were exposed either to a low energy electron-cyclotron-resonance deuterium (D) plasma or to D gas at various temperatures. Post-exposure, D depth profiles within the first 7 m were measured using nuclear reaction analysis with a He beam while thermal desorption spectroscopy was employed to determine the total retention and desorption behavior. Clear differences emerged between plasma and gas exposures: plasma loading resulted in a single dominant low-temperature desorption peak, whereas gas loading resulted in additional peaks at higher temperatures. These experimental results were simulated using a state-of-the-art reaction-diffusion code (TESSIM-X) to derived de-trapping energies and trapping barriers. The results indicate the presence of traps with high-energy barrier for entering the trap, whose occupation strongly depends on the solute D concentration. Additionally, re-polishing the sample surface after D gas exposure significantly reduced the amplitude of the low-temperature desorption peak, while the high-temperature peak remained largely unchanged. These findings provide new insight into D behavior in reduced activation ferritic/martensitic steels, with direct implications for tritium retention in reactor environments.
将来の核融合炉における安全性とトリチウム自給自足の両方を確保するには、構造材料中のトリチウム保持を支配するメカニズムの理解が不可欠である。本研究では、EURORFER97試料を、低エネルギーの電子サイクロトロン共鳴重水素（D）プラズマまたはDガスに、様々な温度で曝露した。曝露後、最初の7 m内のD深さ分布を、Heビームを用いた核反応分析により測定し、熱脱離分光法を用いて全保持量と脱離挙動を決定した。プラズマ曝露とガス曝露の間には明確な差異が現れた：プラズマ装填では単一の支配的な低温脱離ピークが生じたのに対し、ガス装填では追加の高温ピークが生じた。これらの実験結果は、最先端の反応拡散コード（TESSIM-X）を用いてシミュレーションし、脱トラップエネルギーとトラップ障壁を導出した。結果は、トラップ内への侵入に対する高エネルギー障壁を持つトラップの存在を示しており、その占有率は溶質D濃度に強く依存する。さらに、Dガス曝露後の試料表面の再研磨により、低温脱離ピークの振幅は大幅に減少したが、高温ピークはほぼ変化しなかった。これらの知見は、還元活性化フェライト/マルテンサイト鋼におけるD挙動への新たな洞察を提供し、炉環境におけるトリチウム保持に直接的な影響を与える。