In this study, the microstructural changes in irradiated W–1 wt%Pr2O3, W–1 wt%La2O3, W–1 wt%TiC and W–1 wt%ZrC specimens by 1 MeV Fe+ ion irradiation to doses of 1 dpa at room temperature have been characterized by transmission electron microscopy (TEM) to understand the radiation damage. The specimens of 1 dpa were consecutively annealed at temperatures of 600 °C, 800 °C, 900 °C and 1100 °C for 1 h, and the post-irradiation annealing effect on the microstructure was studied. Microstructural features such as dislocations, dislocation loops and dense dislocation networks were observed by the means of TEM. There was a significant change in the microstructure of the tungsten (W) after irradiation and post-irradiation annealing. W–1 wt%TiC likely consisted of fewer radiation-induced defects and hence exhibits higher resistance to radiation-induced microstructural changes than the others. The general trend is that the density of defect clusters decreases while the average size of the clusters increases with the annealing temperature. A complete removal of dislocation structures at 1100 °C occurred in all materials. The irradiation damage effect of Fe+ ions on the deuterium retention of as-synthesized W-based composites was investigated. Thermal desorption spectroscopy of W implanted with ions was performed using the low-energy ion irradiation system of Kyoto University. Compared with the samples without Fe+ pre-irradiation, the deuterium retention of the four composites increased after Fe+ pre-irradiation. The retained amount of deuterium was also increased with the increase in the Fe+ irradiation dose. This is of vital importance to the scientific community working on these materials for extreme irradiating environments.
本研究では、室温で1 dpaの線量まで1 MeV Fe+イオン照射したW–1 wt%Pr2O3、W–1 wt%La2O3、W–1 wt%TiCおよびW–1 wt%ZrC試験片の微細組織変化を、放射線損傷を理解するために透過型電子顕微鏡(TEM)により特徴付けた。1 dpaの試験片は、600 °C、800 °C、900 °Cおよび1100 °Cの温度で1時間連続的に焼鈍され、微細組織に対する照射後焼鈍効果が調べられた。転位、転位ループ、高密度転位網などの微細組織的特徴がTEMによって観察された。照射および照射後焼鈍後には、タングステン(W)の微細組織に有意な変化が見られた。W–1 wt%TiCは、おそらく放射線誘起欠陥が少なく、したがって他の材料よりも放射線誘起微細組織変化に対する高い耐性を示す。一般的な傾向として、欠陥クラスターの密度は減少する一方、クラスターの平均サイズは焼鈍温度とともに増加する。1100 °Cでは、すべての材料において転位構造の完全な除去が生じた。合成したままのW基複合材料の重水素保持に対するFe+イオンの照射損傷効果が調査された。京都大学の低エネルギーイオン照射装置を用いて、イオンを注入したWの昇温脱離分光法が実施された。Fe+前照射なしの試料と比較して、4つの複合材料の重水素保持はFe+前照射後に増加した。保持された重水素量も、Fe+照射線量の増加とともに増加した。これは、極端な照射環境向けにこれらの材料を研究している科学コミュニティにとって極めて重要である。