聚变反应堆钨基等离子体材料研究进展

钨基材料具有高熔点、高热导率、蒸气压低、氚滞留量低等优良性能,成为具有广阔应用前景的面向等离子体材料。由于其低温脆性、再结晶脆性和辐照损伤等方面的不足,限制了其在工程上的应用,成为国际核聚变材料界的研究热点。本文综述了钨基面向等离子体材料的研究现状,阐述了钨材料在4类粒子辐照下所引起的损伤和当前钨材料改善性能常用的4类手段,并对当下钨材料还需解决的问题进行探讨。     

掺杂合金元素面向等离子体钨基材料的研究现状与发展趋势

钨基复合材料因其优良的性能逐渐取代碳基材料和铍等,成为最有可能应用于国际热核聚变实验堆中面向等离子体材料,但其存在低温脆性、再结晶脆化、辐照脆化和燃料粒子滞留等问题。目前,主要是从合金化、第二相颗粒弥散强化以及制备超细晶(UFG)/纳米晶钨基材料等方面来改善钨及其复合材料的性能。合金化是最常用的改善合金性能的手段之一,合金元素或扩散溶解于钨基体中,或作用于缺陷和杂质,改变钨基材料的组织结构从而提高其性能。综述主要介绍合金元素在钨合金中性能提升和作用机理,同时也指出合金元素改善钨合金性能方面存在的问题、可能的改善措施以及未来的发展趋势。     

金属W中辐照缺陷的产生、演化与热回复机制

金属W是核聚变反应堆中面向等离子体部件的主要候选材料。服役期间,钨部件需要承受高温、高通量聚变反应中子轰击带来的辐照级联损伤。这些损伤主要表现为高浓度的点缺陷及团簇。它们与氢氦等离子体、嬗变反应的多种产物相互作用,导致辐照硬化、韧脆转变温度升高、导热能力下降等问题。本文围绕金属W的辐照级联损伤,基于显微缺陷实验表征与材料多尺度模拟计算,系统总结了辐照缺陷的产生、演化与热回复行为及作用机制。这些信息反映了材料中辐照缺陷特征的统计规律,构成定量描述微观损伤组织随时间尺度与空间尺度变化的依据,有利于钨部件性能的预测、服役可靠性评价以及未来新型材料部件的研发。     

基于弥散强化钨基面向等离子体材料研究进展

重点综述了国内外关于氧化物或碳化物作为强化相的钨基面向等离子体材料的力学性能、氢滞留特性以及辐照损伤,发现制备工艺和强化相含量是影响钨基面向等离子体材料力学性能的主要方面,而均匀分散的强化相颗粒所致使的组织致密化程度更高是钨基材料力学性能提高的主要因素。其次,阐述了晶界和晶内的强化相颗粒分散不均表现出的位移损伤、气泡、绒毛、微裂纹等缺陷都将增加材料对氢同位素的捕获几率,以及等离子体辐照造成的脆化硬化将降低材料的抗热冲击性能。最后分析了近些年弥散强化钨基面向等离子体材料存在的关键基础问题,展望了未来弥散强化钨基材料的主要发展趋势,期望为开发优异的抗高热负荷和辐照损伤的钨基材料方面提供重要参考。     

钨铼合金制备工艺及其热负载行为的研究现状

钨凭借其优异的性能,已成为核聚变堆面向等离子体材料的候选材料之一。在核聚变堆运行过程中,钨将面临高热负载辐照、高氢/氦等离子体辐照和高能中子辐照。其中,钨经中子辐照后会产生嬗变元素铼,随着核聚变反应的进行,铼元素将在钨中持续产生和积累,形成嬗变产物钨铼合金。因此,钨面向等离子体材料的热力学参数和耐热负载性能会发生变化,这将关系到钨面向等离子体材料的服役性能,甚至关系到反应堆的稳定运行问题。目前,由于在实验室条件下核聚变高能中子的产生受限,故而对嬗变产物钨铼合金的研究主要基于实验室制备的钨铼合金。本文综述了现阶段钨铼合金的主要制备工艺及其热负载行为,分析了钨铼合金热负载行为中存在的问题,希望能为未来核聚变堆中钨面向等离子体材料的早日应用提供参考。     

核聚变堆用钨及钨基材料热负荷损伤行为的研究进展

聚变堆在运行过程中面对等离子体钨基材料需要承受住一定次数稳态和瞬态热负荷的冲击而不发生开裂以及熔化等损伤。对商业钨在不同测试手段下热负荷的损伤行为进行了分析,阐述超细晶粒钨、合金化、掺杂碳化物以及稀土氧化物等改性手段对钨基材料热负荷性能的影响;对面对等离子体钨基材料热负荷损伤行为进行了总结与展望。     

钨基面向等离子体材料的研究进展

综述了国内外广泛研究的W-La2O3和W-TiC合金的制备工艺、力学性能和辐照性能的研究进展。结果表明:向钨基体中加入La2O3弥散相,虽然能够显著改善钨的强度和韧性,但使钨的抗辐照性能降低,氢泡密度和氢滞留量明显增加;当采用TiC纳米颗粒作为弥散相,经过热等静压烧结和塑性加工后,钨合金的抗弯强度达到4.4 GPa,再结晶温度高于2 473K,韧脆转变温度(DBTT)比纯钨的低100 K;TiC的加入能够显著提高钨的抗辐照性能,与纯钨相比,氚滞留量减小,没有明显的辐照硬化,材料表面没有裂纹和剥落。     

核聚变堆用W及其合金辐照损伤行为研究进展

受控热核聚变能作为一种清洁且原材料丰富的终极理想能源,被认为是未来能够有效解决能源问题的主要途径。而在实际聚变反应过程中,面向等离子体材料(plasma facing materials,PFMs)需要面临极其苛刻和恶劣的环境。W及其合金是目前最具有应用前途的PFMs的候选材料,但由于其低温脆性、再结晶脆性和辐照脆化等性能方面的不足,还不能达到PFMs的使用要求。本文对W及其合金在不同辐照粒子下的损伤行为的机制进行了详细阐述,并对相关领域近年来的研究进展进行了综合评述和展望,旨在为后期钨基材料辐照方面的研究提供参考。     

碳化物/氧化物弥散强化钨基材料研究进展

钨(W)具有高熔点(3410℃)、高密度(19.35 g/cm~3)、高硬度、高弹性模量、高热导率以及低膨胀系数、低蒸气压等优异的性能,在国防军工、航空航天和核工业等领域中有着重要的作用。但同时,W及其合金的缺点,如低温脆性(韧脆转变温度通常在400℃以上)、室温抗拉强度低,再结晶脆性、高热负荷开裂及辐照脆化等问题,又严重影响了其加工及服役性能。针对上述问题,国内外开展了碳化物/氧化物弥散强化的钨合金研究,通过纳米级碳化物/氧化物弥散强化及微结构优化,提高了W的力学性能及其它服役性能。本文主要从核聚变第一壁用碳化物、氧化物弥散强化钨基材料的设计、制备、组织与性能调控及服役性能评价等方面进行综述,并介绍了作者研发团队的最新进展,展望了未来发展趋势及待解决的问题。     

核聚变用超导材料辐照效应的研究进展

超导是磁约束核聚变装置建立和发展的基础,其性能至关重要。在磁约束聚变堆中,超导磁体因其特殊的位置会受到粒子或射线的辐照。因此,研究人员一直在研究辐照后超导材料的性能变化。目前,Nb_3Sn、YBa_2Cu_3O_(7-δ)(YBCO)和Bi_2Sr_2CaCu_2O_(8+δ)(Bi-2212)是面向核聚变备选的几种超导材料。在辐照下,上述3种超导材料内部的缺陷密度会升高,以及产生碰撞级联、空位等缺陷。本文综述了这3种超导材料在不同辐照条件下的性能变化的研究进展,提出了这3种超导材料以后的研究方向。     

High temperature nanoindentation of tungsten: Modelling and experimental validation

Knowledge of mechanical properties of the tungsten surface region is extremely important for its application as first wall materials in plasma-facing components for nuclear fusion devices (e.g. ITER). Since tungsten is intrinsically brittle at room temperature, characterization of its ductile properties is possible only above the so-called ductile-to-brittle transition temperature (DBTT), which is above 500–700 K. This is why the development and qualification of instrumented hardness measurements at elevated temperature is an important task to enable the characterization of tungsten properties after exposure to heat shocks, plasma beam and ion irradiation, which all together mimic the actual operation conditions of nuclear fusion. We have performed nanoindentation measurements on tungsten in the constant stiffness mode using Bruker stage developed for high temperature operation with oxygen protective environment. Commercially pure tungsten of ITER specification is studied in the as-produced and as-recrystallized conditions to deduce the impact of the texture and forging on the hardness. The obtained results are analysed by means of crystal plasticity finite element method (CPFEM) model to subtract the constitutive laws for the elasto-plastic deformation and derive the strengthening term attributed to the contribution coming from statistically stored dislocations and grain boundaries.     

Influence of microstructure and notch fabrication on impact bending properties of tungsten materials

Refractory materials, in particular tungsten base materials are considered as primary candidates for high heat load applications in future nuclear fusion power plants. Promising design outlines make use of the high heat conductivity and strength of W-1%La₂O₃ (WL10) as structural material. Here, the lower temperature range is restricted by the transition to a steel part and the upper operation temperature limit is defined by the onset of recrystallization and/or loss of strength, respectively. The most critical issue of tungsten materials in connection with structural applications, however, is the ductile-to-brittle transition. Another problem consists in the fact that especially refractory alloys show a strong correlation between microstructure and their manufacturing history. Since mechanical properties are defined by the underlying microstructure, refractory alloys can behave quite different, even if their chemical composition is the same. Therefore, the fracture behavior of several tungsten based alloys was characterized by standard Charpy tests which have been performed up to 1100 °C in vacuum. Due to their fabrication history (powder mixing, pressing, sintering, rolling or swaging) all materials had specific microstructures which often led to typical delamination fractures. The influence of the microstructure characteristics like grain size, anisotropy, texture, or chemical composition as well as the effect of notch machining was investigated. All results are discussed and assessed with respect to the optimization of future component fabrication for high temperature nuclear fusion applications.     

CrMn0.3FeVCu0.06高熵合金的微观组织及抗辐照性能研究

本文采用粉末冶金技术制备了CrMn0.3FeVCu0.06高熵合金合金,并系统研究了合金的微观组织、力学性能及抗辐照性能,结果表明,采用粉末冶金制备的CrMn0.3FeVCu0.06合金由BCC结构的固溶体基体和FCC结构的第二相颗粒组成,且由于合金的晶粒尺寸和第二相颗粒的尺寸较小,晶界强化和弥散强化效应有效地提高了合金的强度和硬度,此外,由于第二相颗粒为FCC软相,颗粒起到弥散强化的同时又不会严重降低合金的塑性,因此,CrMn0.3FeVCu0.06合金同时具备高强度和优异的塑韧性。CrMn0.3FeVCu0.06合金的D等离子体辐照试验表明,在500 K、40 eV、1×1022 m-2s-1的辐照条件下,合金内部产生辐照气泡需要的临界辐照剂量Φcr大于2.0×1025 m-2,远大于同等辐照条件下在多晶钨中产生气泡的临界剂量,合金的抗辐照鼓泡性能优于传统的多晶钨,且随着辐照剂量的增大,合金表面的辐照气泡尺寸逐渐增大。此外,合金的纳米压痕测试结果表明,辐照温度和剂量对合金辐照硬化效应的作用是相反的,合金的硬度随着剂量的增大而升高,随温度的升高而降低,且由于CrMn0.3FeVCu0.06高熵合金中存在严重的晶格畸变和迟滞扩散效应,合金的辐照硬化效应对温度变化更敏感。     

面向等离子体壁材料的腐蚀行为与涂层防护综述

面向等离子体材料(Plasma Facing Materials,PFMs)可保护磁约束核聚变装置部件,使此部件不受芯部边缘等离子体的影响,但等离子体与壁相互作用(Plasma-Wall Interactions,PWI)所引起的高温腐蚀、辐射损伤和燃料滞留等问题已然成为先进核聚变装置的发展瓶颈.目前,低Z材料(C、B...     

化学气相沉积钨涂层的研究现状与进展

化学气相沉积钨涂层具有工艺简单、技术成熟度高、涂层综合质量优异等特点,广泛应用于国防、航天、核工业等领域。首先介绍了化学气相沉积钨涂层的原理和特点,重点讨论了化学气相沉积钨涂层的工艺及应用研究现状,包括化学气相沉积钨涂层微观组织控制工艺及在耐辐射、耐磨耐蚀和高温防护领域的应用,同时对新型化学气相沉积钨涂层技术的发展进行了展望。一是改善现有工艺存在的反应气源与反应产物毒性大等问题,满足绿色环保的发展要求;二是改善现有工艺存在的沉积温度高、沉积速率偏低等问题,实现在不同衬底表面的高效、高质量沉积;三是改善现有化学气相沉积钨涂层结构与功能单一等问题,满足构件对钨涂层高性能和多功能的需求。     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平（约3×10 19 n/cm 2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

抗辐照材料研究进展

用于核反应堆的新候选材料研发是一项重要任务。由于反应堆环境恶劣,堆芯材料在高温下应具有良好的综合性能,如良好的强度、延展性、耐腐蚀性能和耐辐照性能等。此外,还应考虑低中子吸收横截面和中子活化。典型的空间核反应堆核心材料的选择主要由工作温度决定。随着反应堆设计工作温度的升高,一般以316不锈钢、镍基高温合金、氧化物分散强化（ODS）钢、铌合金、难熔金属和SiC陶瓷的顺序来选择设计堆芯材料。此外,高熵合金已经引起核领域的广泛关注。本文综述了以上不同材料体系在辐照过程中的力学性能演变,为进一步提升抗辐照性能提供研究指导。