报告时间：2025年11月11日（星期二）10:00
报告地点：材料楼601室
报 告 人：Yasuhisa Oya 教授
工作单位：静冈大学
举办单位：材料科学与工程学院
报告简介：
Understanding hydrogen isotope dynamics in plasma-facing walls is vital for tritium management. Prior research showed neutron damage creates trapping sites in tungsten (W), but He from fusion also forms defects, necessitating study of its impact. In our recent work, W-Ta, W-Mo, and W-La₂O₃ were exposed to D + 3–20% He plasma at 250 °C. After reaching a fluence of 1.0 × 10²⁵ m⁻², thermal desorption spectroscopy measured D₂ and He release. A D₂ peak for pure W was at 800 K. Adding 3% He significantly reduced D retention.
Advanced materials showed two main release stages (600 K, 800 K); W-La₂O₃ retained the most D, likely due to oxides. Higher He retention correlated with lower D retention, indicating He occupies trapping sites and acts as a diffusion barrier. These findings are critical for predicting and controlling fuel recycling in fusion reactors.
报告人简介：
静冈大学 Yasuhisa Oya（大矢恭久）教授是国际热核聚变实验堆（ITER）氚蓄积问题研究专家，日本国立核聚变科学研究所共同研究委员会委员。Oya 教授主要从事聚变堆材料、等离子体物理、放射化学等领域的研究工作。已发表学术论文 210 余篇，出版专著 4 部，是国际上从事氢同位素研究的著名学者，在学术与产业界都享有极高的声誉。
Oya 教授曾获得日本放射线学会森川纪念奖（2017 年）、日本放射化学会奖励赏（2010 年）、日本原子力学会聚变工学部奖励赏（2005 年）等多项荣誉。Oya 教授先后主持日本国内竞争性研究项目 8 项，同时负责多项国际合作项目的开展，担任日美合作研究前沿项目 PHENIX 及 FRONTIER 的任务负责人、日中核心大学项目氚包层系统负责人、日韩合作项目核聚变工程负责人、高级辐射防护监督员等。
