Tungsten (W) has been selected as the divertor material in ITER based on its promising thermal and mechanical properties. Despite these advantages, continued investigation has revealed W to undergo extreme surface morphology evolution in response to relevant fusion operating conditions. These complications spur the need for further exploration of W and other innovative plasma facing components (PFCs) for future fusion devices. Recent literature has shown that alloying of W with other refractory metals, such as tantalum (Ta), results in the enhancement of key PFC properties including, but not limited to, ductility, hydrogen isotope retention, and helium ion (He+) radiation tolerance. In the present study, pure W and W–Ta alloys are exposed to simultaneous and sequential low energy, He+ and deuterium (D+) ion beam irradiations at high (1223 K) and low (523 K) temperatures. The goal of this study is to cultivate a complete understanding of the synergistic effects induced by dual and sequential ion irradiation on W and W–Ta alloy surface morphology evolution. For the dual ion beam experiments, W and W–Ta samples were subjected to four different He+: D+ ion ratios (100% He+, 60% D+ + 40% He+, 90% D+ + 10% He+ and 100% D+) having a total constant He+ fluence of 6 × 1024 ion m−2. The W and W–Ta samples both exhibit the expected damaged surfaces under the 100% He+ irradiation, but as the ratio of D+/He+ ions increases there is a clear suppression of the surface morphology at high temperatures. This observation is supported by the sequential experiments, which show a similar suppression of surface morphology when W and W–Ta samples are first exposed to low energy He+ irradiation and then exposed to subsequent low energy D+ irradiation at high temperatures. Interestingly, this morphology suppression is not observed at low temperatures, implying there is a D–W interaction mechanism which is dependent on temperature that is driving the suppression of the microstructure evolution in both the pure W and W–Ta alloys. Minor irradiation tolerance enhancement in the performance of the W–Ta samples is also observed.
タングステン (W) は、その有望な熱的および機械的特性に基づいて、ITERのダイバータ材料として選定されている。これらの利点にもかかわらず、継続的な調査により、Wは関連する核融合運転条件に応答して極端な表面形態変化を受けることが明らかになっている。これらの複雑さは、将来の核融合装置に向けたWおよび他の革新的なプラズマ対向材料 (PFCs) のさらなる探求の必要性を促す。最近の文献では、タンタル (Ta) などの他の高融点金属とのWの合金化が、延性、水素同位体保持、およびヘリウムイオン (He+) 放射線耐性を含むがこれらに限定されない、主要なPFC特性の向上をもたらすことが示されている。本研究では、純WおよびW–Ta合金を、高温 (1223 K) および低温 (523 K) において、低エネルギーのHe+および重水素 (D+) イオンビーム照射に同時および逐次的に曝露する。この研究の目的は、二重および逐次イオン照射によって誘起されるWおよびW–Ta合金の表面形態進化に対する相乗効果の完全な理解を得ることである。二重イオンビーム実験では、WおよびW–Ta試料を、4つの異なるHe+: D+イオン比 (100% He+, 60% D+ + 40% He+, 90% D+ + 10% He+ および 100% D+) に供し、総He+フルエンスは一定で 6 × 10^24 ion m−2 とした。WおよびW–Ta試料は両方とも、100% He+照射下で予想される損傷表面を示すが、D+/He+イオンの比が増加するにつれて、高温での表面形態の明確な抑制が観察される。この観察は逐次実験によって支持され、WおよびW–Ta試料が最初に低エネルギーのHe+照射に曝露され、その後高温で低エネルギーのD+照射に曝露された場合にも、同様の表面形態の抑制が示される。興味深いことに、この形態抑制は低温では観察されず、純WおよびW–Ta合金の両方において微細構造進化の抑制を駆動する、温度に依存するD–W相互作用機構が存在することを示唆している。W–Ta試料の性能におけるわずかな照射耐性の向上も観察される。