A large-size potassium-doped tungsten (KW) plate with a thickness of 15 mm was fabricated via powder metallurgy technology and hot rolling. In order to appraise the irradiation resistance of KW, the surface deuterium (D) blistering and D retention were studied on Fe11+ pre-damaged (0, 0.05 and 0.5 dpa) KW and pure tungsten (PW), which were exposed to ∼60 eV and ∼5 × 1021 m−2 s−1 D plasmas at 500 K at a fluence of ∼5.76 × 1025 m−2. The results indicate that the KW alloy can better inhibit the generation of vacancy defects after Fe11+ ion damage compared with PW because K bubbles can restrain the migration of W self-interstitial atoms and the accumulation of vacancies caused during Fe11+ ion irradiation. The Fe11+ ion pre-damage can relieve the surface blistering and D retention of PW and KW at the same time, and the KW has a better effect of inhibiting D retention, while it does not show a significant advantage in inhibiting surface blistering compared with PW. In addition, the causes of the discrepancy in total D retention and the surface morphology evolution of PW and KW are discussed in detail.
厚さ15 mmの大型カリウムドープタングステン(KW)板を、粉末冶金技術と熱間圧延によって作製した。KWの照射耐性を評価するために、Fe11+予備損傷(0、0.05、0.5 dpa)を施したKWおよび純タングステン(PW)について、表面重水素(D)ブリスター形成とD保持を研究した。これらの試料は、フルエンス∼5.76 × 10^25 m^−2、500 Kにおいて、∼60 eV、∼5 × 10^21 m^−2 s^−1のDプラズマに曝露された。結果は、KW合金がPWと比較してFe11+イオン損傷後の空孔欠陥の生成をよりよく抑制できることを示している。これは、KバブルがW自己格子間原子の移動と、Fe11+イオン照射中に引き起こされる空孔の蓄積を抑制できるためである。Fe11+イオン予備損傷は、PWとKWの表面ブリスター形成とD保持を同時に軽減できる。また、KWはD保持の抑制においてより良い効果を示すが、表面ブリスター形成の抑制においてはPWと比較して有意な利点を示さない。さらに、PWとKWの全D保持量の差異と表面形態変化の原因について詳細に考察する。