2020 Fall Meeting

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Oral presentation

VI. Fusion Energy Engineering » 601-2 Fusion Reactor Material Science (Reactor and Blanket Materials, Irradiation Behavior)

[3N08-13] Plasma Facing Materials

Fri. Sep 18, 2020 2:45 PM - 4:25 PM Room N (Zoom room 14)

Chair:Keisuke Mukai(Kyoto Univ.)

3:15 PM - 3:30 PM

[3N10] Irradiation temperature dependence on deuterium retention for damaged tungsten by deuterium plasma exposure

*Shota Yamazaki1, Ayaka Koike1, Takuro Wada1, Kyosuke Ashizawa1, Mingzhong Zhao1, Fei Sun2, Takeshi Toyama3, Yasuhisa Oya1 (1. Grad. Sch. Sci. Tech., Shizuoka Univ., 2. Fac. Sci., Shizuoka Univ., 3. IMR, Tohoku Univ.)

Keywords:plasma exposure, neutron irradiation, Thermal Desorption Spectrometry, tungsten

核融合炉のプラズマ対向壁材タングステン(W)には炉運転時に中性子が照射され、水素同位体の捕捉サイトである照射欠陥が導入される。この時の対向壁温度は位置やプラズマの状態により異なる。照射温度により欠陥状態が変化するため、水素同位体滞留挙動にも影響を及ぼすと考えられる。本研究では、中性子または鉄イオン照射をすることによりW中に欠陥を導入した。これらの試料に照射温度を変化させて重水素(D)プラズマ照射を行った後に昇温脱離法により重水素滞留挙動を評価した。その結果、623 Kにおいてプラズマ照射を行った中性子照射試料では同程度の損傷量を導入した鉄イオン照射試料に比べ滞留量が増加していた。また中性子照射試料の陽電子寿命の成分のうち空孔クラスターおよびボイド由来である長寿命成分の割合が33 %となった。ここから中性子照射によって生じたバルク中の安定な欠陥がD滞留を増加させることが示唆された。