Tin (Sn) is an attractive option for a liquid metal wall material for future fusion reactors. Control of tritium inventory is key for the successful operation of these reactors, but little data exists up until now on hydrogen isotope retention in Sn. Free surface Sn targets and Sn-based capillary porous structure targets were exposed to deuterium (D) plasma in nano-PSI and magnum-PSI respectively. The retained D inventory was determined using the methods of thermal desorption spectroscopy and nuclear reaction analysis. The retention dependence is somewhat complex due to the mixed composition of the exposed samples as well as their liquid nature. The D retained in both types of Sn targets was found to increase with increasing D plasma fluence. For free surface liquid Sn targets, both thermal desorption spectroscopy and nuclear reaction analysis measurements showed a negative relationship between D retention and sample temperature. For capillary porous structure Sn targets, D retained in the top layer measured by nuclear reaction analysis decreased with temperature while the total D retained measured by thermal desorption spectroscopy remained approximately constant. By extracting pure Sn pieces from the targets it was found that the amount of D retained in pure Sn was much lower than that in the whole Sn-based targets and was estimated to be about 10−7–10−4 D/Sn. D retained at the Sn-wall interface was found to dominate the total amount of D retained in the whole sample and observed cavities between deposited Sn droplets and the wall are the leading candidates responsible for this. Cavity formation is proposed to be the main retention mechanism for D in liquid Sn targets, although enhanced solubility leading to supersaturation under a D plasma environment is mainly responsible for the observed higher D retention in pure Sn compared with normal solubility under D gas. When compared with tungsten, D in Sn samples is of the same order of magnitude at temperatures below 300 °C, but at higher temperatures at least one to two orders of magnitude higher, most likely due to D trapped in cavities.
スズ（Sn）は、将来の核融合炉の液体金属壁材料として有望な選択肢である。これらの炉の運転成功にはトリチウムインベントリの制御が重要であるが、これまでのところスズへの水素同位体保持に関するデータはほとんど存在しない。自由表面スズターゲットとスズベースの毛細管多孔質構造ターゲットを、それぞれnano-PSIおよびmagnum-PSIにおいて重水素（D）プラズマに曝露した。保持されたDインベントリは、熱脱離分光法と核反応解析の方法を用いて決定された。保持依存性は、曝露した試料の混合組成およびその液体の性質により、やや複雑である。両タイプのスズターゲットに保持されたDは、Dプラズマフルエンスの増加とともに増加することが見出された。自由表面液体スズターゲットでは、熱脱離分光法と核反応解析の両方の測定により、D保持と試料温度との間に負の関係が示された。毛細管多孔質構造スズターゲットでは、核反応解析で測定された最上層のD保持は温度とともに減少したが、熱脱離分光法で測定された総D保持はほぼ一定のままであった。ターゲットから純スズ片を抽出することにより、純スズに保持されたDの量はスズベースのターゲット全体よりもはるかに低く、約10−7～10−4 D/Snと推定された。試料全体に保持された総D量はSn-壁界面に保持されたDが支配的であり、堆積したスズ液滴と壁の間に観察された空洞がその主要な原因であると考えられる。空洞形成が液体スズターゲットにおけるDの主要な保持機構であると提案されるが、Dプラズマ環境下での過飽和を引き起こす溶解度の向上は、Dガス下での通常の溶解度と比較して純スズで観察されたより高いD保持の主な原因である。タングステンと比較すると、スズ試料中のDは300°C未満の温度では同程度であるが、より高い温度では少なくとも1～2桁高く、おそらく空洞に閉じ込められたDによるものである。