Recently tungsten alloys have shown capabilities in suppressing morphological changes when exposed to harsh fusion conditions. Morphological changes due to He+ and D+ ions at high temperatures (1000–2000 K) can lead to easier erosion and sputtering of tungten (W) particles towards quenching the fusion plasma. This study investigated W–3Ta alloy as potential plasma facing materials (PFMs) exposed to different edge-localized mode (ELM)-like energies and ion loadings. Performance of W–3Ta has been tested as a function of ELM-like energies (0.6–1.5 GW m−2) and varying He+ and D+ ion concentrations (100% He+, 50% He+:50% D+,10% He+:90% D+ (similar ELM-like reactor condition), and 100% D+ ions). Early-stage fuzz formation and surface pores were observed during 100% He+ ion irradiation and mixed ion loadings but not observed during 100% D+ ion loadings. Pores decreased in quantity and increased in size with increasing transient heat loading. Grain boundaries acted as trapping sites of helium and deuterium atoms during dual beam ion irradiations, as observed through increased pore size along the grain boundary. Qualitative erosion estimates were measured using witness plates. Increased erosion was observed with increasing D+ ion concentration, which is attributed to D supersaturation in the near surface region affecting thermal and mechanical properties. More erosion was observed for W–3Ta samples compared to pure W, evident through large (>10 µm) cracks on the surface, and an increase in W metal x-ray photoelectron spectroscopy peaks under similar loading conditions. The slight enhancement in erosion is attributed to the slightly decreased thermal properties, ∼10% thermal diffusivity drop, of W–3Ta at high temperatures. The damage threshold was impacted by ion loading, where distinct cracking was observed for 100% He+ at a lower heat loading. This matrix study using reactor-like loading supports the need for extensive studies on future W alloy PFMs before selecting one as an alternative.
近年、タングステン合金は、過酷な核融合条件下に曝された際の形態変化を抑制する能力を示している。高温（1000–2000 K）でのHe+およびD+イオンによる形態変化は、タングステン（W）粒子の侵食およびスパッタリングを促進し、核融合プラズマのクエンチングへと導く可能性がある。本研究では、異なるELM類似エネルギーおよびイオン負荷に曝されたプラズマ対向材料（PFMs）の候補として、W–3Ta合金を調査した。W–3Taの性能は、ELM類似エネルギー（0.6–1.5 GW m−2）および様々なHe+およびD+イオン濃度（100% He+、50% He+:50% D+、10% He+:90% D+（ELM類似の炉条件に相当）、および100% D+）の関数として試験された。初期段階のファズ形成と表面ポアは、100% He+イオン照射および混合イオン負荷中に観察されたが、100% D+イオン負荷中には観察されなかった。ポアは、過渡的熱負荷の増加に伴い、数が減少し、サイズが増大した。結晶粒界は、二重ビームイオン照射中にヘリウムおよび重水素原子の捕捉サイトとして機能し、粒界に沿ったポアサイズの増大を通じて観察された。定性的な侵食評価は、ウィットネスプレートを用いて測定された。D+イオン濃度の増加に伴い侵食の増加が観察され、これは表面近傍領域におけるD過飽和が熱的および機械的特性に影響を与えることに起因する。同様の負荷条件下で、W–3Ta試料では純Wと比較してより多くの侵食が観察され、表面の大きな（>10 µm）亀裂、およびW金属X線光電子分光法のピークの増加によって明らかであった。侵食のわずかな増強は、高温におけるW–3Taの熱的特性のわずかな低下、すなわち熱拡散率の約10%の低下に起因する。損傷閾値はイオン負荷の影響を受け、100% He+ではより低い熱負荷で明確な亀裂が観察された。炉類似の負荷を用いたこのマトリックス研究は、代替材料として選択する前に、将来のW合金PFMsに関する広範な研究の必要性を支持するものである。