Accurate predictions of hydrogen isotope/tritium inventory in tungsten (W), used as a plasma-facing material in fusion reactors, can reduce the uncertainty associated with the self-sustaining fuel cycle. It is well-established that displacement damage generally enhances deuterium (D) retention in W, whereas helium (He) typically reduces it. However, the synergistic interaction between these two factors on D retention in W remains poorly understood. This study investigates the combined influence of displacement damage and plasma-implanted He on D retention in W, with focus on their dependence on D-induced blistering. High-energy (3.5 MeV) Fe13+ irradiations were conducted at 300 K to introduce displacement damage (0.1 dpa) in W. Low-energy (60 eV) He plasma exposure was then carried out at 600 K to generate a He-rich layer at the near surface of both pristine and Fe-irradiated samples. Subsequently, the samples were exposed to D plasma at 500 K, with the ion energy set to 38 eV. The results show that displacement damage increases D retention at low fluences (5 × 1024–1 × 1025 D m−2), but slightly decreases retention at higher fluences (3 × 1025–5 × 1025 D m−2). The impact of He on D retention in W is competitive, depending on the level of irradiation damage. In cases with minimal D-induced blistering (area ratio <13%), the trapping effect dominates, with He-induced defects acting as strong D traps, leading to increased D retention. However, in highly damaged W, where high-density defects are induced by displacement damage or severe surface blistering (area ratio >33%), the diffusion barrier effect of He-rich layer outweighs the trapping effect, leading to decreased D retention. The combined effect of displacement damage and He increases D retention at low D fluences and decreases it at high D fluences, with the magnitude of these changes deviating from a simple linear addition of their individual effects, indicating a complex, non-linear interaction.
核融合炉のプラズマ対向材料として使用されるタングステン(W)中の水素同位体/トリチウムインベントリを正確に予測できれば、自己維持型燃料サイクルに伴う不確実性を低減できる。変位損傷は一般にW中の重水素(D)保持を増強し、一方ヘリウム(He)は通常それを低減することがよく知られている。しかし、D保持に対するこれら2因子の相乗的相互作用はまだ十分に理解されていない。本研究では、変位損傷とプラズマ注入HeがW中のD保持に及ぼす複合的影響を、D誘起ブリスター形成への依存性に着目して調査した。Wに変位損傷(0.1 dpa)を導入するため、300 Kで高エネルギー(3.5 MeV)Fe13+照射を行った。その後、未照射およびFe照射試料の表面近傍にHeリッチ層を生成するため、低エネルギー(60 eV)Heプラズマ曝露を600 Kで実施した。続いて、試料をイオンエネルギー38 eVに設定したDプラズマに500 Kで曝露した。結果は、変位損傷が低フルエンス(5 × 1024–1 × 1025 D m−2)ではD保持を増加させるが、より高いフルエンス(3 × 1025–5 × 1025 D m−2)では保持をわずかに減少させることを示している。W中のD保持に対するHeの影響は、照射損傷のレベルに依存して競合的である。D誘起ブリスター形成が最小限の場合(面積比<13%)、捕獲効果が支配的となり、He誘起欠陥が強力なDトラップとして作用してD保持が増加する。しかし、変位損傷または激しい表面ブリスター形成(面積比>33%)によって高密度欠陥が導入された高損傷Wでは、Heリッチ層の拡散障壁効果が捕獲効果を上回り、D保持が減少する。変位損傷とHeの複合効果は、低DフルエンスでD保持を増加させ、高Dフルエンスで減少させるが、その変化の大きさは個々の効果の単純な線形和から逸脱しており、複雑な非線形相互作用を示している。