We examine the effect of neutron irradiation on the release of deuterium from tungsten at 573 K to understand the efficiency of tritium removal by baking out at moderate temperatures. Tungsten samples, undamaged and neutron-irradiated to a damage level of approximately 0.016 displacements per atom, are exposed to low-energy (108 eV), high-flux (3.0 × 1021 to 9.4 × 1021 m−2 s−1) deuterium plasma at temperatures ranging from 573 to 773 K to an ion fluence of 1.1 × 1025 m−2. At each exposure temperature, two undamaged and two neutron-irradiated tungsten samples are exposed to plasma. The deuterium content in the tungsten samples is measured by thermal desorption spectrometry soon after the plasma exposure and after post-plasma annealing at 573 K for 30 h. It is found that: (i) the deuterium retention in the neutron-irradiated tungsten samples is significantly higher than that in the undamaged tungsten samples; (ii) annealing at 573 K of undamaged tungsten samples pre-exposed to deuterium plasma at 573–773 K leads to an almost complete (60%–99%) release of deuterium from the samples; (iii) annealing at 573 K of neutron-irradiated tungsten samples pre-exposed to deuterium plasma at 573–773 K leads to a significant (8%–20%) release of deuterium from the samples.
中性子照射がタングステンからの重水素放出に及ぼす影響を、573 Kでのベーキングによるトリチウム除去効率を理解するために調査した。未照射および約0.016 dpa（変位毎原子）まで中性子照射されたタングステン試料を、573 Kから773 Kの温度範囲で、低エネルギー（108 eV）、高フラックス（3.0 × 10²¹ から 9.4 × 10²¹ m⁻² s⁻¹）の重水素プラズマに、1.1 × 10²⁵ m⁻²のイオンフルエンスまで曝露した。各曝露温度において、未照射および中性子照射タングステン試料をそれぞれ2個ずつプラズマ曝露した。タングステン試料中の重水素含有量は、プラズマ曝露直後および573 Kで30時間のベーキング後に、昇温脱離分光法により測定した。その結果、以下のことが明らかになった：（i）中性子照射タングステン試料中の重水素保持量は、未照射タングステン試料よりも有意に高い；（ii）573 Kから773 Kの温度で重水素プラズマに曝露した未照射タングステン試料を573 Kでベーキングすると、試料からの重水素のほぼ完全な放出（60%～99%）が達成される；（iii）573 Kから773 Kの温度で重水素プラズマに曝露した中性子照射タングステン試料を573 Kでベーキングすると、試料からの重水素の一部放出（8%～20%）のみが達成される。