中性子照射タングステン中の水素同位体滞留挙動に及ぼす照射損傷分布影響
Effect of irradiation damage profile on hydrogen isotope retention behavior for neutron irradiated tungsten
藤田 啓恵*; 湯山 健太*; 植村 有希*; 桜田 翔大*; Hu, C.*; 近田 拓未*; 大矢 恭久*; 太田 雅之; 落合 謙太郎
Fujita, Hiroe*; Yuyama, Kenta*; Uemura, Yuki*; Sakurada, Shodai*; Hu, C.*; Chikada, Takumi*; Oya, Yasuhisa*; Ota, Masayuki; Ochiai, Kentaro
核融合炉のプラズマ対向材料候補であるタングステン(W)は炉運転中における14MeV中性子の照射により、水素同位体の安定な捕捉サイトとなる照射欠陥が導入される。また中性子照射はバルク中へ均一に照射欠陥が導入されるため、表面付近に照射欠陥が集中する重イオン照射と水素同位体滞留挙動は大きく異なる。本研究では、W試料に鉄イオン(Fe)、核分裂反応による中性子、またはD-T核融合反応による14MeV中性子を照射し照射欠陥を導入した後に重水素照射を行い昇温脱離法によって重水素滞留挙動を評価した。さらに、シミュレーションにより捕捉エネルギーを評価した。実験結果から、中性子のエネルギー分布により形成される欠陥種が異なり、14MeV中性子による照射欠陥はFe照射に比べ低損傷量から安定な重水素捕捉サイトを形成するが、核分裂反応中性子は低エネルギーの捕捉サイトのみ形成された可能性が示唆された。
Tungsten (W) is the candidate for the plasma facing material in D-T fusion reactors. The distribution of defects introduced by neutron irradiation is formed uniformly throughout the bulk, while that by heavy-ion irradiation is concentrated in the shallow region near the surface. Therefore, it is expected that the hydrogen isotope behaviour in neutron irradiated W would be different from that in heavy-ion irradiated W. In this study, the irradiation defects were introduced by Fe irradiation, fission neutron irradiation and 14 MeV neutron irradiation from D-T fusion reaction. After the irradiation, the deuterium ions (D) implantation was performed and the D retention behaviour was evaluated by thermal desorption spectroscopy (TDS). The experimental results indicate that stable trapping sites would be formed into W by 14 MeV neutron irradiation with lower neutron fluence, on the other hand, only low energy trapping sites will be formed by fission neutron irradiation.