简介概要

核聚变堆用钨及钨合金辐照损伤研究进展

来源期刊：稀有金属2015年第12期

论文作者：丁孝禹罗来马黄丽枚罗广南李萍吴玉程

文章页码：1139 - 1147

关键词：钨;核聚变堆;辐照损伤;面对等离子体材料;

摘要：随着人们对能源的需求持续迅速增长,化石燃料等传统能源在可预见的未来即将枯竭,并带来严峻的环境问题。轻原子核核聚变反应产生的聚变能是解决人类能源问题的重要潜在途径。近年来对聚变堆的研究取得了显著进展,随之而来的材料问题逐渐成为一个现实难题,这是由于反应堆中的材料将面临苛刻的工作环境。钨（W）具有高熔点、高导热率、高密度、低的热膨胀系数、低蒸气压、低氚滞留、低溅射产额和高自溅射阀值等优异性能,被认为是今后核聚变装置最有前途的面对等离子体第一壁材料,但钨及钨合金由于脆性问题在未来聚变装置中的应用也面临着巨大的挑战,其中辐照缺陷的产生往往导致材料脆化,缩短部件服役寿命。这些缺陷还会与珍贵的聚变燃料（如氚）产生相互作用,导致严重的滞留和渗透问题。因此,研究钨及钨基材料的辐照损伤就显得非常有必要,通过材料成分/结构/组织的设计来延缓辐照缺陷的产生将具有非常重要的意义。本文对商用钨材料及先进钨合金材料（超细晶钨、W-Ta合金、弥散增强钨）的辐照损伤现状及最新研究进展进行了综合评述。

详情信息展示

稀有金属 2015,39(12),1139-1147 DOI:10.13373/j.cnki.cjrm.2015.12.012

核聚变堆用钨及钨合金辐照损伤研究进展

丁孝禹罗来马黄丽枚罗广南李萍吴玉程

合肥工业大学材料科学与工程学院

安徽省有色金属材料与加工工程实验室

中国科学院等离子体物理研究所

摘要：

随着人们对能源的需求持续迅速增长,化石燃料等传统能源在可预见的未来即将枯竭,并带来严峻的环境问题。轻原子核核聚变反应产生的聚变能是解决人类能源问题的重要潜在途径。近年来对聚变堆的研究取得了显著进展,随之而来的材料问题逐渐成为一个现实难题,这是由于反应堆中的材料将面临苛刻的工作环境。钨(W)具有高熔点、高导热率、高密度、低的热膨胀系数、低蒸气压、低氚滞留、低溅射产额和高自溅射阀值等优异性能,被认为是今后核聚变装置最有前途的面对等离子体第一壁材料,但钨及钨合金由于脆性问题在未来聚变装置中的应用也面临着巨大的挑战,其中辐照缺陷的产生往往导致材料脆化,缩短部件服役寿命。这些缺陷还会与珍贵的聚变燃料(如氚)产生相互作用,导致严重的滞留和渗透问题。因此,研究钨及钨基材料的辐照损伤就显得非常有必要,通过材料成分/结构/组织的设计来延缓辐照缺陷的产生将具有非常重要的意义。本文对商用钨材料及先进钨合金材料(超细晶钨、W-Ta合金、弥散增强钨)的辐照损伤现状及最新研究进展进行了综合评述。

关键词：

钨;核聚变堆;辐照损伤;面对等离子体材料;

中图分类号： TL627

作者简介：丁孝禹(1990-),男,浙江杭州人,博士研究生,研究方向:面向等离子体钨基材料的制备与性能研究;E-mail:dingxi-aoyu0903@126.com;;吴玉程,教授;电话:0551-62901012;E-mail:ycwu@hfut.edu.cn;

收稿日期：2014-03-11

基金：国际热核聚变实验堆(ITER)计划专项(2014GB121001,2010GB109004);中央高校基本科研业务费专项资金(2012HGQC0032)资助;

Research Progress in Irradiation Damage of Tungsten and Tungsten Alloys for Nuclear Fusion Reactor

Ding Xiaoyu Luo Laima Huang Limei Luo Guangnan Li Ping Wu Yucheng

School of Materials Science and Engineering,Hefei University of Technology

Laboratory of Nonferrous Metal Material and Processing Engineering of Anhui Province

Institute of Plasma Physics,Chinese Academic Sciences

Abstract：

With the demand for energy growing rapidly,fossil fuel and other traditional energy resources which bring about serious environmental problems will soon dry up in the foreseeable future. Producing fusion energy by light nuclear fusion reaction is an important potential way to solve the energy problem of human. Recent researches on fusion reactor have made significant progress,and the resulting material problem has become a realistic problem due to that the materials in the reactor will face harsh working environment.Tungsten( W) is considered to be the primary candidate for plasma facing materials like first wall in future fusion reactors owing to its superiority to other materials including high melting point,high thermal conductivity,high density,low thermal expansion coefficient,low vapor pressure,low tritium inventory,low sputtering yield and high energy threshold for physical sputtering,etc. However,there are still serious challenges of brittleness for W and W alloys in the future application for fusion reactors. Defects induced by irradiation often lead to embrittlement of the material,thus shortening the service life of components. The defects will also interact with precious fusion fuel( such as tritium),leading to serious retention and permeation. Therefore,it is very necessary to study the radiation damage of W and W-based materials and it will be of great significance to delay irradiation defects through designing material composition /structure / organization. In order to provide a reference to researchers devoted to irradiation damage,irradiation damage status and the latest research progress of commercial W and advanced W alloys were reviewed in the paper.

Keyword：

tungsten; nuclear fusion reactor; radiation damage; plasma facing materials;

Received： 2014-03-11

轻原子核核聚变反应产生的聚变能是解决人类能源问题的重要潜在途径,利用强磁场约束高温等离子体的托卡马克( Tokamak) 是最有希望实现可控热核聚变反应的装置。而聚变装置材料尤其是面对等离子体第一壁材料制约了可控核聚变反应的发展,是聚变装置研究的重点之一。因为第一壁材料要承受高的H/He等离子体通量( 1 × 10²⁰~ 1 × 10²⁴m^{- 2}·s^{- 1}) , 高的热流密度( 10 ~ 20 m W·m^{- 2})^[1]和高能量的中子辐照( 14 Me V)^[2,3]。钨及钨合金因其具有高熔点、高导热率、高密度、低的热膨胀系数、低蒸气压、低氚滞留、低溅射产额和高自溅射阀值等优异性能,被认为是今后核聚变装置最有前途的面对等离子体第一壁材料^{[4,5,6,7,8,9,10,11,12]}。但是,钨在核聚变装置中的应用还存在很多问题,如韧脆转变温度( DBTT) 高( 约400 ℃ ) 、再结晶温度低( 约1400 ℃ ) 和辐照硬化和脆化等,性能上分别表现为低温脆性、再结晶脆性和辐照脆性。

作为托卡马克的重要组成部分,面向等离子体部件( PFCs,plasma facing components) 面临着极为苛刻的服役环境。PFCs表面的负载可以分为3类: 极强的热负荷、等离子体暴露和中子辐照。等离子体的冲刷往往导致材料表面发生显著的变化, 如起泡、起丝和刻蚀等; 同时,注入材料的H,He等粒子也会被材料内部缺陷捕获并进行一系列的衍化,导致滞留( Retention) 。辐照缺陷的产生往往导致材料脆化,缩短部件服役寿命。这些缺陷还会与珍贵的聚变燃料( 如氚) 产生相互作用,导致严重的滞留和渗透问题。因此,研究钨及钨基材料的辐照损伤机理,通过材料成分/结构/组织的设计来延缓辐照缺陷的产生具有非常重要的意义。本文对钨及先进钨合金的辐照损伤现状及最新研究进展进行了综合评述。

1商用钨材料的辐照损伤

在稳态运行的装置中,芯部高温等离子体携带了巨大的能量,通过热辐射和粒子撞击的形式将这些能量传递到面向等离子体材料( PFMs) 表面。由于热辐射所沉积的能量分布在PFMs的表面,产生的热负荷大约在数十至数百千万瓦之间, 对壁材料不会产生严重的损伤。此外,运动粒子流还会对材料表面带来显著的粒子辐照效应,导致钨材料的成分和性能发生变化,如辐照所产生的膨胀、沉积物、偏析都会对材料的性能产生影响。在氘-氚( D-T) 聚变反应中会产生14 Me V的快中子: D + T →⁴He( 3. 5 Me V) + n( 14. 1 Me V) ,穿透材料能力很强,会在材料内部通过初级撞出原子和随后的级联碰撞在整个体积内产生缺陷。辐照产生的缺陷与珍贵的聚变燃料( 如氚) 产生相互作用,导致严重的滞留和渗透问题。这是因为: 一方面,缺陷本身就是入射粒子的捕获源,辐照缺陷的产生必将导致滞留在材料中的燃料量变多; 另外一方面,辐照产生的大量缺陷会成为元素扩散的快速通道,大量宝贵的核燃料可能通过这些快速通道流失掉。

目前热负荷性能的实验室评估手段主要有电加热,高能离子、电子和等离子体流轰击等。无论是热负荷还是等离子体或者中子,都会对其产生严重的损伤。而对于三者的协同累积损伤目前还缺乏系统的认识。热负荷( 包括稳态和瞬态) 会造成钨基材料/部件产生裂纹、熔化和再结晶^[13,14]。目前钨材料的H,He效应还不够明朗。在高剂量H,He辐照下钨材料表面出现严重的气泡、起丝及孔洞等表面缺陷,进而可能导致等离子体中杂质的产生和部件的寿命缩短。图1显示在高束流He粒子辐照下钨材料表面发生严重的气孔等缺陷。已有试验表明,电子( 热) /H的协同作用造成的损伤比单一损伤更为严重。此外,H,He和中子辐照导致严重的滞留和渗透问题^{[15,16,17,18,19,20,21,22,23]}。Hatano等^[23]研究了在中子和离子辐照下H及其同位素在钨中的滞留问题,结果发现经过中子辐照后样品中氘( D) 的滞留量为6. 4 × 10²¹,远大于未经中子辐照样品中D的滞留量1. 1 × 10²⁰。

2先进钨材料的辐照损伤研究进展

如前所示,当前的商用钨材料在等离子体、稳态/瞬态热流和中子等的作用下显示出很严重的损伤效应,三者的协同作用暂且不明朗。因此,高性能先进钨材料的研发刻不容缓,亟须解决。下面,本文对目前最为热门的先进钨材料( 超细晶粒钨、W-Ta合金、弥散增强钨) 的最新研究进展进行介绍。

2. 1超细晶粒钨

尽管钨被认为聚变装置最有前途的面对等离子体第一壁材料,但核反应主要产物He和中子辐照都会对钨造成损害。He辐照对钨的影响经过了研究人员系统的研究,从低温到高温^[24,25],从1 ~ 10 e V^[26,27]的辐照到高达数千电子伏特^[28]的辐照。辐照条件不同,钨的微观组织变化也不同。但普遍认为He泡的形成是其他组织变化的起因^[29,30]。经过He离子辐照,钨的显微组织中形成大量缺陷, 如空位和间隙原子,让这些自由移动的点缺陷湮没于缺陷阱,如晶界,就能增强钨的辐照抗力。为了增加钨材料的缺陷阱,细化钨晶粒到纳米尺度就很有必要。超细晶粒和纳米晶钨具有更多的晶界,能抵抗更高的He离子辐照,且晶粒尺寸越小, He粒子的迁移到缺陷阱的扩散路径就越短。El-At Wani等^[31]通过放电等离子体烧结技术( SPS) 和大塑性变形( SPD) 方法制备了多峰晶粒钨( 包含小晶粒300 ~ 700 nm,大晶粒1 ~ 3 μm) 和超细晶粒钨, 并研究了600和950 ℃ 低能He辐照下( 50和200 e V) 钨表面破坏情况。图2为辐照前多峰晶粒钨的扫描电镜( SEM) 图( 型号W3和W4代表不同的晶粒尺寸) 。图3为600 ℃,200 e V He粒子辐照后的表面形貌。图3中可以看出,经过辐照小晶粒从大晶粒中分离出来,且从图2( c,d) 可以看到小晶粒上有孔洞( 10 ~ 25 nm) 形成,孔洞尺寸随晶粒尺寸增大而增大。He泡在晶界和三叉晶界区域形成, 然后气泡长大破裂,使小晶粒分离出来。图4为950 ℃ ,200 e V He粒子辐照后的微观组织。可以看出,不仅小晶粒从大晶粒分离出来,小晶粒完全被破坏形成纳米结构,形成特定取向,大晶粒发生再结晶,小晶粒的W3比大晶粒的W4破坏更为严重。形成纳米结构是由于小晶粒中样大气泡的形成,使分离出来的小晶粒变成单晶钨。因此,El-At Wani等^[31]认为钨材料的超细晶粒结构并没有提高其对低能He粒子的辐照抗力,还有必要研究更高He离子通量对超细钨材料的影响。

图1 He辐照导致钨材料表面发生变化的SEM图Fig.1 SEM images of surface modification of W materials after He irradiation

(a,c)Surface;(b,d)Cross-section

图2辐照前W3和W4的SEM形貌图Fig. 2 SEM images of W3 ( a) and W4 ( b) before irradiation

图3 600 ℃ ,200 e V He粒子辐照后W3和W4的表面形貌Fig. 3 SEM images of W3 ( a,c) and W4 ( b,d) irradiated with 200 e V He at 600 ℃

2. 2 W-Ta合金

钨由于高的韧脆转变温度( DBTT) ,在等离子体运行过程中容易产生很强的热应力,一种明显有效的方法就是让钨与其他塑性好难熔低活化金属合金化。V-B族元素钽( Ta) 具有良好的塑性,低活化,高的辐照抗力,并且在高能中子辐照下转变成钨,进而阻止了脆性相的形成。向钨基体中加入少量的金属Ta就能明显提高钨基复合材料的塑性。因此,W-Ta合金在未来聚变装置不同He冷却偏滤器中有着广泛应用前景。Mateus等^[32,33]通过机械合金化( MA) 和放电等离子体烧结( SPS) 制备出W-Ta合金,并研究了单一He⁺和D⁺高能粒子轰击对纯钨板、钽板和W-Ta复合材料组织和性能的影响。结果发现,W-Ta复合材料的D滞留和表面气泡程度更严重,由图5可以看出。原因可能是机械合金化时引入了杂质氧元素。Mateus等还研究了He⁺( 30 ke V,5 × 10²¹at·m^{- 2}) 和D⁺( 15 ke V,5 × 10²¹at·m^{- 2}) 离子束共同作用对钨W-Ta合金的影响^[34]。

图4 950℃,200 eV He粒子辐照后W3和W4的微观组织Fig.4 SEM images of W3(a,c,e)and W4(b,d,f)after He irradiation at 200 eV and 950℃for two different fluences

(a,b)1×10²¹m^-2;(c~f)1×10²²m^-2

图5 He+/ D+共同辐照轰击后W,Ta和W-Taf的SEM图Fig. 5 SEM images of irradiated W,Ta and W-Taf 10% samples obtained after dual He+/ D+bombardment

(a)30/15 keV,(b)20/10 keV and(c)10/5 keV in W;(d)30/15 keV,(e)20/10 keV and(f)10/5 keV in Ta;(g)30/15keV,(h)20/10 keV and(i)10/5 keV in W-Taf 10%

2. 3弥散增强钨

钨在核聚变装置中的应用还存在很多问题, 低温脆性和辐照/再结晶脆化是抑制钨材料作为PFM应用的两个重要瓶颈,亟待解决。为了克服纯钨的上述脆性,研究人员采用各种途径来强化钨,其中第二相弥散增强( 氧化物颗粒,碳化物颗粒,气泡) 是最常见的方法。对于La掺杂钨, La₂O₃主要弥散分布在晶粒边界,阻碍了位错和晶界移动,提高了高温拉伸和蠕变强度,尽管相比纯钨,DBTT值有所提高。对于K掺杂钨,在烧结过程中K蒸发形成K泡,K泡弥散分布在晶界,阻碍高温时位错和晶界移动。Pintsuk和Uyt- denhou Wen^[35]报道称K掺杂钨相比纯钨能阻碍热冲击时裂纹的形成。Fukuda等^[36,37]研究了中子辐照对弥散强化La掺杂钨和K掺杂钨组织结构的影响。图6为辐照前纯钨、La掺杂钨和K掺杂钨微观组织的高角环形暗场像-扫描透射电子显微镜图像( HAADF-STEM) 。实验在快速反应堆Joyo上进行,辐照温度为531 ~ 756 ℃ ,中子辐照损伤为0. 42 ~ 0. 47 dpa。选择这样的辐照条件是为了尽可能接近国际热核聚变实验堆( ITER) 的运行条件( 200 ~ 1000 ℃ ,0. 7 dpa)^[38]。图7为辐照后纯钨、La掺杂钨和K掺杂钨的微观组织。由图7可以看出,经过中子辐照后,纯钨、La掺杂钨和K掺杂钨都出现了空洞、位错环和黑点等缺陷。纯钨、La掺杂钨和K掺杂钨中这些缺陷丛的平均尺寸和数量密度基本相同。因此,La和K掺杂对在中子辐照条件下钨的性能影响不大。而且研究发现La和K掺杂钨和纯钨的辐照硬化也基本相同( 图7中g为衍射矢量) 。

Ti C具有高熔点( > 3000 ℃ ) ,低密度( 4 . 9g·cm^{- 3}) ,良好的高温强度,以及与钨相似的热膨胀系数等性质,而且可以和钨形成( Ti,W) C固溶体,是钨合金的一种较好的增强体材料。Kurishita等^[39]研究了在JMTR( Japan Materials Test Reactor) 反应堆上中子辐照( 600 ℃,2 × 10²⁴n·m^{- 2}) 条件下超细W-0. 5Ti C组织和性能变化。图8为中子辐照后纯钨、W-0. 5Ti C-H₂和W-0. 5Ti C-Ar的TEM明场相。由图8可以看出,经过中子辐照,3种材料晶粒内部都出现了缺陷,如小黑点或I型位错环。但可以看出W-Ti C的孔洞密度明显比纯钨少。 Fukuda等^[37]在反应堆Joyo上研究了中子辐照( 1029 K,0. 42 dpa) 条件下超细W-0. 5 Ti C /H的组织性能变化。图9为中子辐照后几种材料的微观组织图。图9中几种材料都呈现出相似的辐照损伤。图10给出了几种材料的辐照硬化值( ΔHV) 。由图10可以看出,相比其他增强相,超细W-Ti C的辐照硬化抗力更强,主要是由于其超细的晶粒结构产生大量的缺陷阱。

图6纯钨,La掺杂钨和K掺杂钨辐照前的典型微观结构Fig. 6 HAADF-STEM images of typical microstructures of pure W ( a) ,La-doped ( b) ,and K-doped W ( c) before irradiation

图7纯钨,La掺杂钨和K掺杂钨经中子辐照后的微观结构Fig. 7 TEM images of microstructures of pure W,La-doped,and K-doped W after neutron irradiation

图8 JMTR反应堆上873 K,2 × 1024n·m- 2中子辐照后纯钨、W-0. 5Ti C-H2和W-0. 5Ti C-Ar的TEM明场相Fig. 8 TEM bright-field images of microstructures in pure W ( a) ,W-0. 5Ti C-H2( b) and W-0. 5Ti C-Ar ( c) after neutron irradiation at 873 K to 2 × 1024n·m- 2in JMTR

图9 Joyo反应堆上1029 K,0. 42 dpa中子辐照后热处理去应力样品中空洞的形成Fig. 9 Void formations in stress relieved ( SR) heat treated specimens after 0. 42 dpa irradiation at 1029 K in Joyo ( a) Pure W; ( b) La-doped W; ( c) K-doped W; ( d) UFG W-0. 5 Ti C/H

图10中子辐照后样品的辐照硬化Fig. 10 Irradiation hardening of specimens after neutron irradiation

3结语

材料问题是聚变能能否及早实现商业应用的关键技术问题之一,聚变堆产生的14 Me V高能中子对结构材料的辐照损伤非常严重。辐照缺陷的产生往往导致材料脆化,进而缩短部件服役寿命。这些缺陷还会与珍贵的聚变燃料( 如氚) 产生相互作用,导致严重的滞留和渗透问题。目前,现有的材料很难满足未来聚变堆高温、高压和强中子辐照的苛刻环境。所以,聚变材料研究面临的任务是开发高性能的新型材料和探索大大提高现有材料性能的途径。钨及钨合金因其优异性能,被认为是今后核聚变装置最有前途的面对等离子体第一壁材料。因此,研究钨及钨基材料的辐照损伤就显得非常有必要,通过材料成分/结构/组织的设计来延缓辐照缺陷的产生将具有非常重要的意义。本文对传统钨材料及先进钨合金材料( 超细晶钨、W- Ta、弥散增强钨) 的辐照损伤现状及最新研究进展进行了综合评述。除了上述热门材料外,寻找和开发新的适用于未来核聚变装置的抗辐照损伤钨材料也是一项重要的挑战和工作。