Tungsten (W) is a common plasma-facing material in nuclear fusion devices. It readily oxidizes in the presence of oxygen, forming tungsten oxides, particularly WO3, which may modify deuterium retention. This experimental study investigates mechanisms of the evolution of deuterium retention in a thermally stable nm WO3 layer grown by thermal oxidation of a W substrate at 1073 K under low pure oxygen pressure of 7 Pa. 500 eV D deuterium implantation and Temperature Programmed Desorption (TPD) were used to explore deuterium trapping and release from the oxide as a function of incident ion fluence and storage time in ultra high vacuum. Upon deuterium irradiation, the formation of a W-rich layer on the surface of the oxide is evidenced with x-ray photoelectron spectroscopy. After successive implantation/TPD cycles corresponding to an accumulated deuterium fluence D m−2, the appearance of an amorphous oxide encapsulated between two W-rich layers is observed with transmission electron microscopy. Following this high fluence deuterium implantation, deuterium retention increases by a factor of 10. The findings provide insight into the behavior of tungsten oxides under deuterium implantation, emphasizing the importance of considering its thermal stability and its structural modifications at the surface of tungsten plasma facing components.
タングステン (W) は核融合装置における一般的なプラズマ対向材料である。酸素の存在下で容易に酸化し、タングステン酸化物、特に WO3 を形成し、これが重水素保持を変化させる可能性がある。本実験的研究では、1073 K で 7 Pa の低い純酸素圧力下での W 基板の熱酸化によって成長した熱的に安定な nm WO3 層における重水素保持の進展のメカニズムを調査する。500 eV D 重水素注入と昇温脱離法 (TPD) を用いて、入射イオンフルエンスと超高真空中での保管時間の関数として、酸化物からの重水素の捕捉と放出を調べた。重水素照射により、酸化物表面への Wリッチ層の形成が X線光電子分光法で確認された。累積重水素フルエンス D m−2 に相当する連続的な注入/TPDサイクル後、透過電子顕微鏡により、2つのWリッチ層の間に封入された非晶質酸化物の出現が観察された。この高フルエンス重水素注入の後、重水素保持は10倍に増加する。これらの知見は、重水素注入下でのタングステン酸化物の挙動への洞察を提供し、タングステンプラズマ対向コンポーネントの表面におけるその熱安定性と構造改変を考慮することの重要性を強調する。