Liquid metal (LM) divertor concepts explore an alternative solution to the challenging power/particle exhaust issues in future magnetic fusion reactors. Among them, lithium (Li) is the most promising material. Its use has shown important advantages in terms of improved H-mode plasma confinement and heat handling capabilities. In such scenario, a possible combination of tungsten (W) on the first wall and liquid Li on the divertor could be an acceptable solution, but several issues related to material compatibility remain open. In particular, the co-deposition of Li and hydrogen isotopes on W components could increase the associated tritium retention and represent a safety risk, especially if these co-deposits can uncontrollably grow in remote/plasma shadowed zones of the first wall. In this work, the retention of Li and deuterium (D) on tungsten at different surface temperature (200 °C–400 °C) has been studied by exposing W samples to Li evaporation under several D2 gaseous environments. Deuterium retention in the W–Li films has been quantified by using laser induced desorption-mass spectrometry (LID-QMS). Additional techniques as thermal desorption spectroscopy, secondary ion mass spectrometry, profilemetry and flame atomic emission spectroscopy were implemented to corroborate the retention results and for the qualitative and quantitative characterization of the films. The results showed a negligible (below LID sensibility) D uptake at Tsurface = 225 °C, when the W–Li layer is exposed to simultaneous Li evaporation and D2 gas exposition (0.67 Pa). Pre-lithiated samples were also exposed to higher D2 pressures (133.3 Pa) at different temperatures (200 °C–400 °C). A non-linear drastic reduction in the D retention with increasing temperatures was found on the W–Li films, presenting a D/Li atomic ratio at 400 °C lower than 0.1 at.% on a thin film of ≈100 nm thick. These results bode well (in terms of tritium inventory) for the potential utilization of this material combination in a real reactor scenario.
液体金属（LM）ダイバータ概念は、将来の磁場核融合炉における困難なパワー/粒子排気問題に対する代替解決策を探るものである。その中でも、リチウム（Li）が最も有望な材料である。その使用は、Hモードプラズマ閉じ込めと熱負荷処理能力の向上という点で重要な利点を示してきた。このようなシナリオでは、第一壁のタングステン（W）とダイバータ上の液体Liの組み合わせが許容可能な解決策となり得るが、材料適合性に関連するいくつかの問題が未解決のまま残っている。特に、W部品上へのLiと水素同位体の共堆積は、関連するトリチウム保持を増加させ、安全上のリスクとなり得る。特に、これらの共堆積物が第一壁の遠隔/プラズマ遮蔽領域で制御不能に成長し得る場合にはなおさらである。本研究では、異なる表面温度（200 °C–400 °C）におけるタングステン上のリチウムと重水素（D）の保持を、いくつかのD2ガス環境下でW試料をLi蒸発に曝露することによって調べた。W–Li膜中の重水素保持は、レーザー誘起脱離-質量分析（LID-QMS）を用いて定量化された。保持結果を裏付け、膜の定性的および定量的特性評価のために、熱脱離分光法、二次イオン質量分析、プロフィロメトリー、炎原子発光分光法などの追加技術が実施された。結果は、W–Li層が同時のLi蒸発とD2ガス曝露（0.67 Pa）に曝露された場合、Tsurface = 225 °CでのD取り込みは無視できる（LID感度以下）ことを示した。事前リチウム化試料も、異なる温度（200 °C–400 °C）でより高いD2圧力（133.3 Pa）に曝露された。W–Li膜上では、温度の上昇に伴うD保持の非線形的な劇的な減少が見られ、約100 nm厚の薄膜上では400 °CでのD/Li原子比が0.1 at.%未満を示した。これらの結果は、（トリチウムインベントリの観点から）実炉シナリオにおけるこの材料組み合わせの潜在的な利用にとって良い前兆である。