鎢在核聚變反應(yīng)堆中的應(yīng)用研究

劉 鳳，羅廣南，李 強，王萬景

（中國科學(xué)院 等離子體物理研究所，安徽 合肥 230031）

鎢在核聚變反應(yīng)堆中的應(yīng)用研究

劉 鳳，羅廣南，李 強，王萬景

（中國科學(xué)院 等離子體物理研究所，安徽 合肥 230031）

鎢（W）是聚變實驗堆及示范（DEMO）堆中面向等離子體材料（PFM）的首選。目前國際熱核聚變試驗堆（ITER）的偏濾器采用鎢/銅結(jié)構(gòu)；大型托卡馬克如JET、ASDEX-U、WEST均進行了基于W-PFM的材料研發(fā)及應(yīng)用。我國已具備研制類ITER鎢/銅偏濾器的能力；成功升級的EAST上偏濾器為等離子體的長脈沖高約束運行提供了有力保障。未來DEMO堆的偏濾器及第一壁設(shè)計多基于W-PFM。W-PFM研究必須緩解或消除強流等離子體、高熱流及中子輻照損傷問題。合金化/彌散粒子摻雜/纖維增韌是可能改變W-PFM熱/力學(xué)以及抗輻照性能的有效手段；智能鎢合金等亦具有發(fā)展前景。

鎢材料；面向等離子體材料；聚變堆

0 引言

受控?zé)岷司圩兺ㄟ^控制燃料氘-氚粒子聚變反應(yīng)輸出能量，是極具前景的清潔安全能量來源。造福人類的聚變能開發(fā)必須實現(xiàn)高密度高溫等離子體的穩(wěn)態(tài)運行。面向等離子體材料（Plasma-facingmaterial，PFM）作為高溫等離子體外圍的第一道屏障，其耐高束流低能等離子體（包括D/T/He粒子）、穩(wěn)態(tài)熱流（～10MW/m2）與瞬態(tài)熱沖擊（～GW/m2）、高能14MeV聚變中子輻照的能力是等離子體高參數(shù)穩(wěn)態(tài)運行的保證。目前，完全滿足要求的PFM并不存在；鎢（W）具有高熔點、高熱導(dǎo)率、低濺射率、低燃料滯留與低中子活化等優(yōu)良特性，是折衷選擇后最受矚目的PFM。本文將介紹W-PFM在目前聚變裝置中的使用現(xiàn)狀、未來聚變示范（DEMO）堆鎢基面向等離子體部件（Plasma-facing components，PFCs）的運行特點及鎢在DEMO堆中應(yīng)用的挑戰(zhàn)，并展望幾類目前正在研發(fā)的新型聚變堆用鎢材料，希望能對我國高性能鎢基PFMC研制起到促進作用。

1 聚變堆中鎢的使用工況及性能要求

圖1 典型聚變托卡馬克裝置及其第一壁/偏濾器結(jié)構(gòu)Fig.1 A typical fusion Tokam ak and itsplasm a facing com ponents: firstwalland divertor

在聚變堆中，鎢材料主要用于包層第一壁和偏濾器的面向等離子體側(cè)（圖1）[1]。作為直接面向等離子體材料，鎢在堆內(nèi)服役時將受到粒子、光和熱能的多重作用[4]。按照等離子體的運行狀況，可分為穩(wěn)態(tài)服役條件和非穩(wěn)態(tài)服役條件。在等離子體穩(wěn)態(tài)運行時，偏濾器靶板鎢需經(jīng)受束流密度高達1024m2/s的D/T等離子體輻照，同時受到10MW/m2左右穩(wěn)態(tài)熱流沖擊。等離子體形成的邊界局域模（Edge localized modes，ELMs）產(chǎn)生的高熱流也將以穩(wěn)定的頻率作用于靶板上。非穩(wěn)態(tài)運行工況則主要為等離子體發(fā)生垂直位移（Vertical displacement events，VDEs）和破裂時帶來的高熱負荷作用。表1展示了ITER在D-T運行階段PFCs的服役工況[5-7]。

表1 ITER在D-T運行階段PFCs的服役工況[5-7]Tab.1 Service conditionsof ITER during D-T PFCs

由表1可見，面向等離子體部件面臨著嚴峻的高熱流與多種強粒子流輻照作用。在該服役環(huán)境下，鎢及其合金作為PFM的性能需求是多方面的。高熱流要求其具有高導(dǎo)熱、高溫強度高、抗熱震、與熱沉材料連接性能好等優(yōu)點；多種強粒子流輻照則要求其耐D/T/He等離子體耐刻蝕、低燃料粒子滯留、低中子輻照脆化與活性等性能。熱與粒子的協(xié)同耦合作用又使其對W-PFM的性能要求變得錯綜復(fù)雜，亟待開展多方面的研究。

2 鎢基面向等離子體材料在聚變實驗堆中的應(yīng)用

利用當前聚變實驗堆開展W-PFMC服役行為研究，不僅能較好地預(yù)測W-PFMC在聚變DEMO堆中服役行為，而且能獲得在W-PFM條件下的高參數(shù)等離子體控制運行經(jīng)驗。目前國際上幾大主要聚變實驗堆中W-PFMC的開發(fā)與應(yīng)用如下。

2.1 鎢材料在聚變實驗堆中的應(yīng)用現(xiàn)狀

鎢在目前在建最大的國際熱核聚變托卡馬克ITER[2]中主要應(yīng)用于偏濾器部位（圖1）。ITER偏濾器具有主動冷卻結(jié)構(gòu)，由內(nèi)偏濾器、外偏濾器、穹頂及其他附屬結(jié)構(gòu)組成。根據(jù)ITER器壁的熱負載分布，ITER原計劃在D-T運行之前，在等離子體直接轟擊的內(nèi)、外偏濾器靶板區(qū)域采用高性能碳纖維復(fù)合材料（Carbon fiber composite，CFC），其他部位采用純鎢；考慮到燃料氚會大量滯留在CFC中影響裝置運行安全，D-T運行時采用全鎢偏濾器[8]。隨著部件制備技術(shù)的成熟和為減少經(jīng)費支出，最終ITER在2013年決定從D-D放電階段開始即采用全鎢偏濾器結(jié)構(gòu)[3]。偏濾器冷卻采用技術(shù)成熟的水冷方式，熱沉選用高熱導(dǎo)率的CuCrZr。ITER偏濾器W/Cu水冷部件有兩類（圖2）：一種是“穿管型”的Mono-block結(jié)構(gòu)[9]，用于較高熱流的內(nèi)、外偏濾器靶板區(qū)域；另一種是多層復(fù)合的“平板型”結(jié)構(gòu)[10]，用于熱流較低的穹頂和反射板區(qū)。為減少鎢與熱沉銅因熱膨脹系數(shù)相差大在高熱流循環(huán)加載時界面產(chǎn)生疲勞裂紋，需添加純銅作為應(yīng)力緩釋層。ITER鎢/銅Monoblock和平板型結(jié)構(gòu)部件高熱負荷測試驗收標準分別為：承受住5 000次10MW/m2+300次20MW/m2[9]和1000次3MW/m2+1000次5MW/m2的高熱負荷[10]。

圖2 ITERM ono-block和平板型W/Cu PFC示意圖Fig.2 A schematic diagram ofW/Cu M ono-block and Flat-type plasma facing components for ITER

ASDEX從1999年開始逐步將其石墨壁升級為石墨基鎢涂層壁，歷時十年成為現(xiàn)今唯一的全鎢金屬壁聚變裝置（圖3（a））[11]。根據(jù)裝置中不同部位濺射速率不同，第一壁主要在細晶石墨上采用PVD（Physicalvapor deposition）方法沉積厚度為4μm的鎢涂層，偏濾器部位則采用VPS（Vacuum plasma spraying）制備的厚度為200μm的厚鎢涂層。然而VPS鎢瓦在裝置中10MW/m2的熱流加載下出現(xiàn)大塊脫落（裂紋沿平行于表面拓展），嚴重影響等離子體放電，最后偏濾器部位更換為磁控濺射與離子注入聯(lián)合技術(shù)（Combinedmagnetron sputtering and ion implantation，CMSII）制備的厚度為10μm鎢涂層。CMSII制備時因為高能離子（數(shù)十千電子優(yōu)特）注入促進了沉積并緩解了生長晶體的內(nèi)應(yīng)力[12]，故能長成較厚涂層。

JET于2011年也完成了其類ITER壁材料改造（無主動水冷）（圖3（b））[13-14]，打擊點區(qū)域采用塊狀鎢，偏濾器其他部位則在CFC上涂覆鎢層。該鎢層[12]同樣采用CMSII技術(shù)制備，厚度為10-20μm。由于CFC在垂直于纖維編織面的熱膨脹系數(shù)為（10-12）×10-6/K，而W的熱膨脹系數(shù)僅（4-5）×10-6/K，因此中間層采用厚度為2-3μm的鉬（熱膨脹系數(shù)7.2×10-6K）以緩解高熱負荷時的熱應(yīng)力。

圖3 鎢材料在國際大型托卡馬克裝置中應(yīng)用示例Fig.3 RepresentativeapplicationsofW material in current large tokam aks in theworld

法國的Tore Supra托卡馬克具備了主動水冷PFC技術(shù)和長脈沖等離子體放電經(jīng)驗，于2012年底更名為WEST（Tungsten（W）environment in steadystate tokamak），將其原環(huán)形限制器位型改為D形偏濾器位型，以考察在類ITER長脈沖高約束等離子放電高熱流加載條件下鎢基PFMC的行為[16-17]。WEST鎢偏濾器設(shè)計與ITER類似，規(guī)模約為ITER的15%；具有與ITER相同的熱工水力條件（水冷壓強和溫度分別為3.3MPa和100℃）。同時WEST還具備考察其他設(shè)計細節(jié)的能力，如用于減少熱流的鎢模塊倒角結(jié)構(gòu)設(shè)計、不同鎢基材料等。改造后（圖3（c））的首次等離子體放電已于2016年年底獲得[15]。

2.2 EAST鎢/銅偏濾器部件的研發(fā)

EAST超導(dǎo)托卡馬克從2006年運行開始即采用具有主動水冷的偏濾器結(jié)構(gòu)，以與等離子體相容性好且具有優(yōu)良抗熱震能力的石墨瓦為PFM。隨著近年EAST長脈沖高參數(shù)放電運行要求對加熱功率的提升，偏濾器靶板部位的穩(wěn)態(tài)熱負荷將達到10MW/m2，螺栓連接的石墨瓦不再滿足要求。通過與安泰科技股份有限公司和及西安交通大學(xué)合作（攻克W/Cu-PFC熱等靜壓制造和檢測技術(shù)），中國科學(xué)院等離子體物理研究所于2014年完成了EAST上偏濾器改造（圖4（a）），開發(fā)的類ITER全鎢偏濾器已成功用于EAST偏濾器物理實驗[18-19]。該偏濾器采用模塊化設(shè)計，每模塊水平占位4.5°，共由80塊模塊組成。如圖4（b）展示了EASTW/Cu模塊實物。每個模塊均由內(nèi)、外靶板和拱頂組成，內(nèi)、外靶板的打擊點區(qū)域采用Mono-block型部件，而靶板的緩沖板和拱頂區(qū)域采用平板型部件。鎢材料是ITER級別純鎢（即W質(zhì)量分數(shù)不小于99.94%，C、O、N等含量質(zhì)量分數(shù)均不超過0.01%），在2 000℃氫氣氛圍中燒結(jié)和1 100℃熱軋（壓下率～70%）后退火板材，具有橢盤狀晶粒。為了保證部件的熱導(dǎo)率以減少材料開裂，Monoblock鎢塊的面向等離子體面與軋制方向垂直。如圖4（c）分別為熱等靜壓工藝制備的Mono-block型鎢銅串和平板型鎢銅片。據(jù)統(tǒng)計，EAST上偏濾器共使用了720串鎢銅串（15 000塊鎢銅塊）和240個平板模塊（24 000片鎢銅片）。EASTMono-block的熱疲勞接收標準是承受住1 000次10MW/m2的熱循環(huán)，而平板型部件的標準是1 000次5MW/m2，試驗水速均為4m/s。部件連接界面無損檢測接收標準為缺陷不得大于2mm。該鎢/銅偏濾器部件為2016年EAST“超過60 s的完全非感應(yīng)電流驅(qū)動（穩(wěn)態(tài)）高約束模等離子體”的獲得提供了有力保障[20]。

圖4 （a）2014年升級后的EAST內(nèi)部結(jié)構(gòu)全局圖；（b）EASTW/Cu-PFC模塊實物；（c）熱等靜壓工藝制備的M ono-block型鎢銅串和平板型鎢銅片F(xiàn)ig.4 （a）Grandview of thewhole PFMC for EAST since2014；（b）W/Cu-PFC Cassete Body（CB）；（c）ITER-likeW/Cu M ono-block and flat-type PFUs fabricated by Hot Isostatic pressing（HIP）

3 DEMO堆鎢基面向等離子體部件設(shè)計

3.1 DEMO堆運行特點

為保證聚變能輸出，聚變示范堆DEMO及商業(yè)運行堆需在準穩(wěn)態(tài)運行。D-T等離子體放電時間與整個裝置運行時間比值（即占空比）需大于50%[21]。DEMO堆中聚變中子在壁材料上的入射通量極大，以服役5年計算，鐵基材料中的輻照損傷能達80-100 dpa，鎢中輻照損傷約20-30 dpa量級[22]。由于中子輻照帶來元素活化問題，DEMO堆選材以低活化材料為主。此外，為保證PFC的安全運行，DEMO堆中非正常瞬態(tài)高熱流加載事件（如等離子體破裂）需完全得到抑制，穩(wěn)態(tài)運行時的邊界局域模熱加載也需減少在材料的開裂閾值以下。DEMO堆與ITER的運行工況對比見表2。

表2 國際熱核聚變堆ITER與DEMO堆運行工況對比Tab.2 Operating conditionscom parison of ITER and DEMO

3.2 基于鎢材料的DEMO第一壁與偏濾器設(shè)計

金屬鎢因具有良好的耐等離子體刻蝕（濺射閾值高）、低燃料滯留和低中子活化，是歐洲D(zhuǎn)EMO第一壁的首選材料[21]。盡管聚變中子輻照帶來嚴重材料損傷（2-5 dpa/fpy），耐等離子體刻蝕仍然是鎢第一壁壽命的決定性因素[1，4-5]。耐刻蝕要求鎢壁厚度增加，然而過厚的鎢壁吸收過多中子可能影響包層的氚增殖率[23]，因此鎢壁厚度需綜合考慮。DEMO堆中鎢第一壁的厚度擬設(shè)計為～2mm[24]。

偏濾器是DEMO堆中排出等離子體熱流極為關(guān)鍵的部件。由于中子輻照帶來鎢壁與銅熱沉熱導(dǎo)率損失，采用ITER的水冷W/Cu Mono-block設(shè)計其冷卻能力將下降～50%；若采用低活化鋼取代銅合金，鋼的低熱導(dǎo)（如Eurofer：～30W/m/K）將同樣導(dǎo)致冷卻效率嚴重降低[1，25]。目前DEMO的偏濾器概念設(shè)計中[25-26]，主要包括水冷（～150℃）和He冷（～600℃）兩種方案，均擬具備承受穩(wěn)態(tài)運行10MW/m2和瞬態(tài)20MW/m2最高熱負荷加載的能力。水冷方案（圖5（a））在ITER偏濾器基準上優(yōu)化材料與熱工設(shè)計[25]，仍采用鎢作為PFM以及高熱導(dǎo)、中子輻照活化適中的銅合金為熱沉；其為歐洲D(zhuǎn)EMO堆偏濾器的首選方案。He冷方案（圖5（b））采用模塊化指狀設(shè)計[26]，以10MPa He氣噴射冷卻；因冷卻介質(zhì)溫度較高，具有較高熱導(dǎo)率的鎢將作為熱沉承擔(dān)結(jié)構(gòu)功用，因此必須考慮鎢的本征脆性（高韌脆轉(zhuǎn)變溫度DBTT：～500-600℃）及中子輻照下DBTT升高問題。

圖5 DEMO偏濾器的兩種設(shè)計方案Fig.5 Representativewater-and He-cooledmodular diverter designs for DEMO

4 鎢在DEMO堆中應(yīng)用的挑戰(zhàn)

4.1 鎢材料的中子輻照效應(yīng)

中子輻照給鎢帶來活化、元素嬗變與位移損傷、熱物理與力學(xué)性能下降系列問題[5]。輻照鎢的活化可從短期和長期兩方面考慮。短期活化問題主要源自穩(wěn)定的鎢同位素，其衰變熱需要在停堆后進行數(shù)周的主動冷卻方能帶走；而高活性的嬗變產(chǎn)物186 Re則限制了鎢的服役壽命；長期活化主要源自鎢中的雜質(zhì)元素。以100mSv/h為材料可循環(huán)利用標準，中子輻照鎢需放置50年才能回收利用。鎢在DEMO堆中的元素嬗變與中子壁加載情況及中子能譜有關(guān)。以第一壁平均中子加載為2MW/m2計算，鎢（100%W）在DEMO堆中服役5個滿功率年后其成分將變?yōu)?4%W，3.8%Re，1.4%Os，0.8%Ta（圖6（a））[27]。除了嬗變產(chǎn)物，中子輻照還將在鎢中產(chǎn)生大量位錯、空洞等微觀缺陷。在低輻照損傷時，該類損傷即導(dǎo)致鎢材料中燃料粒子滯留量顯著增加。此外，中子輻照亦使得鎢熱導(dǎo)率降低，且在低溫時（＜750℃）下降更為明顯（圖6（b），與可回復(fù)的輻照缺陷有關(guān)[28]。DEMO堆中鎢的服役溫度較高，然而嬗變元素在高溫時并不能回復(fù)，其導(dǎo)致的熱學(xué)性能退化仍值得關(guān)注。中子輻照導(dǎo)致鎢材料變脆，韌脆轉(zhuǎn)變溫度（DBTT）升高?？紤]到輻照脆化在低溫（＜0.3 Tm）時更為顯著，鎢基PFM需運行在較高溫度以減少表層開裂。

圖6 純W中子輻照下的（a）元素嬗變[27]和（b）熱導(dǎo)率變化[28]Fig.6 A schematic diagram ofW/Cu M ono-block and Flat-type plasma facing components for ITER

4.2 鎢在高熱流加載下的行為

考慮到中子輻照下鎢的熱導(dǎo)率下降和材料脆化，DEMO堆中將通過優(yōu)化偏濾器結(jié)構(gòu)（如雪花型/ Super-X偏濾器）、控制等離子體脫靶等手段將鎢表面穩(wěn)態(tài)熱負荷控制在≤10MW/m2[21]。因此開展中子輻照下的小模塊W-PFU高熱負荷實驗是下一步研究重點。此外，雖然DEMO堆中等離子體垂直位移或突然破裂事件將得到完全抑制，然而對鎢材料開展非正常瞬態(tài)熱流加載下的行為研究仍具有重要意義。目前認為[5]，當中等流強（～MJm-2）的熱流加載時，鎢表面極易開裂甚至出現(xiàn)局域熔化；當能流增大，鎢熔體開始蒸發(fā)；繼續(xù)增大熱流鎢熔體將開始劇烈沸騰，導(dǎo)致熔滴濺射。鎢材料的熔化閾值及熔體形成與材料的熱導(dǎo)率密切相關(guān)。孔隙率高的鎢材（如VPSW）及鎢合金熱導(dǎo)率通常偏低。二相粒子的添加亦對鎢熔體行為產(chǎn)生影響，如鑭鎢中因為低熔點的La2O3（Tm=2 305℃）顆粒優(yōu)先熔化/蒸發(fā)吸收了大量熱量，降低了熔體溫度，因而能抑制鎢熔體中氣泡沸騰[29]。

4.3 鎢材料的氘氚等離子體輻照

盡管邊界燃料氘氚粒子（簡稱“H”）的能量一般僅數(shù)十電子優(yōu)特，遠低于其在鎢中造成原子離位損傷所需要的閾值能（～940 eV[30]）；然而高束流高劑量（＞1022D/m2/s，＞1025-1026D/m2）H等離子體輻照時，鎢表面極易起泡[30-32]。氣泡形狀各異，以微米尺度的平臺狀氣泡和亞微米尺度的圓頂狀氣泡為主。采用FIB切割觀察截面發(fā)現(xiàn)[31]，圓頂狀氣泡下鎢淺表層中存在嚴重的晶格扭曲變形或開裂，而平臺狀氣泡下通常能看到晶界開裂。進一步研究表明[33]，鎢表面起泡具有晶粒取向依賴性，極易在法向平行于[111]的晶粒內(nèi)形成；這可能與BCC結(jié)構(gòu)的鎢在[111]方向原子面密度最低，注入粒子比例大有關(guān)。此外，Jia等[34]采用高分辨電鏡對具有（111）晶面的晶粒內(nèi)的平臺狀氣泡觀察發(fā)現(xiàn)，該類氣泡具有規(guī)整的多邊形結(jié)構(gòu)，EBSD分析氣泡邊延展方向通常與[110]或[112]垂直；因此其指出鎢表面起泡主要為位錯在滑移面{110}或{112}上沿滑移方向[111]運動產(chǎn)生塑性形變。由此可見，通過優(yōu)化織構(gòu)可提高氘氚粒子輻照下鎢材料抗表面起泡行為。

燃料H滯留是鎢材料氘氚等離子體輻照下的另一個關(guān)注點。中子輻照缺陷在鎢晶格中相當于能阱，對間隙位擴散的H存在強的捕獲作用，將影響材料中的H滯留。研究者采用W、Fe、Ne等重離子及裂變中子對鎢進行輻照然后開展滯留研究表明[35-36]，H在輻照鎢中的濃度有隨輻照劑量增加趨于飽和的趨勢；在溫度～230℃時該飽和值最大，約為1%H/W原子比量級（未輻照鎢中該值約0.1%）。

4.4 鎢材料的He等離子體輻照

鎢材料在DEMO堆中等離子體打擊點附近面臨著強流He等離子體轟擊。由于He不溶于鎢且很容易通過自捕陷（self-trap）方式形成He泡；其聚集于鎢淺表層可使鎢表面結(jié)構(gòu)形貌發(fā)生變化。研究表明[37]，高劑量He等離子體輻照下鎢表面形貌演變與粒子能量和表面溫度有密切聯(lián)系：當粒子能量＞20eV，溫度為1 000～2 000 K時，鎢表面主要以絨毛狀結(jié)構(gòu)為主；當溫度＞2 000 K時則極易形成孔洞。由于鎢在DEMO堆中的服役環(huán)境與絨毛狀結(jié)構(gòu)的形成條件相當，因此亟須了解其形成機理及抑制其形成條件。實驗觀測到絨毛生長厚度與輻照時間（或輻照劑量）的平方根成正比[38-39]，表明絨毛形成可能為He原子沿絨毛狀多孔納米結(jié)構(gòu)擴散的過程主導(dǎo)。然而Klaver等[40]認為該機理無法解釋鎢表面納米層持續(xù)生長為數(shù)微米厚度絨毛，因為He原子不可能沿絨毛持續(xù)擴散數(shù)微米；其基于分子動力學(xué)模擬提出了He彈道式穿透多孔絨毛狀結(jié)構(gòu)機制。

5 新型鎢基材料

可靠的DEMO第一壁及偏濾器部件要求鎢具有優(yōu)異的綜合性能，以緩解或消除鎢材料的聚變中子輻照脆化、高熱流輻照開裂、等離子體輻照起泡及絨毛化等問題。鎢材的增韌能緩解鎢的輻照脆性、再結(jié)晶脆化和低溫脆化，從而提高鎢在中子/熱流/粒子輻照下的性能，因此在新型鎢材開發(fā)中占據(jù)著極為關(guān)鍵地位。此外，事故條件下的智能鎢合金正成為新型鎢研發(fā)的又一亮點。

5.1 鎢合金化

BCC金屬的塑性形變主要源自具有非平面位錯芯的1/2〈111〉螺型位錯運動。密度泛函計算指出[41]，合金元素Re的添加改善了位錯芯的對稱性，降低了晶格點陣對位錯運動的阻力（即派納力），使位錯的遷移率增加；同時鎢中滑移系統(tǒng)增加，鎢的延展性能增加。但Re為稀有元素，且W-Re合金中子輻照時容易生成脆性的沉淀相[42]。目前研究者[43]正試圖探尋在鎢中不形成脆性相的Ta、V、Ti等元素是否具有增韌效果。

5.2 碳化物/氧化物彌散強化鎢

日本H.Kurishita[44]采用MA-HIP-GSMM工藝（即：機械合金化+熱等靜壓燒結(jié)+基于晶界滑移的超塑性變形）制備了增韌細粒再結(jié)晶（Toughened Fine-Grained and Recrystallized，TFGR）W-（0.25～1.5）%TiC體系。機械合金化W與TiC粉末在HIP燒結(jié)過程中往晶界處沉淀析出納米TiC顆粒（與W晶格K-S共軛），強化弱晶界；高溫超塑性變形使燒結(jié)坯致密化并繼續(xù)析出TiC；嚴格控制O含量，減少脆性相W2C生成；獲得的鎢材韌脆轉(zhuǎn)變溫度可低于室溫，同時展現(xiàn)出優(yōu)異的抗熱震和熱疲勞性能。該材料的缺點在于制備過程過繁，制備效率低成本高，且很難制備大尺寸部件。近期簡化的MA-GSMM工藝[45]同樣可制備具有TFGR微結(jié)構(gòu)的W材；且制備工序減少，經(jīng)濟效益提高。此外，其開發(fā)的W-TaC體系因為TaC的晶界強化效果較TiC差，DBTT仍較高；但是該材料的熱穩(wěn)定性更好[45]。

國內(nèi)Xie等[46]同樣基于界面調(diào)控思想，通過添加微量納米ZrC顆粒強化晶界/相界提高鎢性能。其采用熱壓燒結(jié)（2200℃）與熱軋（1650℃）相結(jié)合成功制備了具有室溫延展性、高強度（582MPa/500℃）、高延展性（TE～41%/500℃）和低韌脆轉(zhuǎn)變溫度（DBTT～100℃）的大尺寸（～10 kg/塊，8.5mm厚）W-Zr-C合金板材。對材料的微結(jié)構(gòu)分析表明，其高強高韌性的原因有：（1）細化的晶粒提高了材料的強度及塑性；（2）晶界處ZrO2的形成，消耗掉了雜質(zhì)元素O，凈化了晶界，提高韌性；（3）晶粒內(nèi)的ZrC釘扎位錯，提高強度；（4）大量納米級第二相與鎢基體形成共格界面，增強晶界結(jié)合力，強化晶界，提高其低溫韌性。

5.3 鎢纖維增韌鎢復(fù)合材料

鎢纖維增韌鎢的思想主要基于兩點：一是由于基體與鎢纖維之間界面的存在，導(dǎo)致基體中主裂紋拓展路徑偏轉(zhuǎn)、界面控制脫黏、纖維橋聯(lián)、拔出消耗能量；二是具有纖維組織的鎢纖維強度極高（＞2.5GPa）且延展性好，其通過自身塑性變形能吸收大量能量[47-48]。值得一提的是，前者基于界面開裂的增韌在中子輻照或高溫下仍將發(fā)揮重要作用，因其不依賴于材料的塑性形變。目前制備工藝主要有化學(xué)[49-50]和粉體燒結(jié)[51-52]兩大類?；瘜W(xué)氣相沉積或化學(xué)氣相滲透制備時反應(yīng)溫度低（＜600℃），能較好地保存纖維性能和界面完整性；但在制備大尺寸高致密鎢塊材方面仍需進行摸索。燒結(jié)工藝包括熱等靜壓（HIP）和放電等離子體（SPS）燒結(jié)；由于處理溫度較高（＞1 300℃），需考慮鎢絲是否發(fā)生再結(jié)晶及再結(jié)晶鎢絲的增韌效果[53]；此外制備具有一定厚度的耐高溫均勻界面層亦極為關(guān)鍵[51，54]。

5.4 自鈍化鎢基合金[52，55]

堆失冷事故時，第一壁表面溫度因中子輻照后元素衰變放熱在數(shù)天內(nèi)能超1 000℃；空氣進入真空室后，鎢表面氧化將形成易揮發(fā)且高放射性的WO3。按第一壁溫度1 000℃，壁面積1 000mm2計算，WO3的蒸發(fā)速率高達10～100 kg/h。因此，研究人員試圖開發(fā)出智能鎢合金，在聚變堆正常運行時，合金元素因為原子序數(shù)低優(yōu)先被等離子體濺射而貧化，鎢合金淺表層如同純鎢一樣與等離子體相互作用；而當發(fā)生堆失冷事故時，合金元素能迅速氧化形成致密保護層，阻礙WO3的形成。Cr、Ti、Si、Y等元素具有低中子輻照活化、易氧化形成結(jié)合力強的保護層等優(yōu)點，研究發(fā)現(xiàn)，該些合金元素的加入使得鎢表面的氧化速率顯著降低；其中W-Cr-Y體系（W含量原子分數(shù)＞70%）的自鈍化效果最為明顯，較純鎢時WO3形成速率降低約4個量級。

6 結(jié)語

近五十年來，聚變研究表明鎢是最具前景的面向等離子體材料。目前我國已具備研制類ITER鎢/銅偏濾器的能力；成功升級的EAST上偏濾器為等離子體的長脈沖高約束運行提供了有力保障。未來DEMO堆的偏濾器及第一壁設(shè)計均基于W-PFM。鎢材料的中子輻照損傷與活化問題可能使未來聚變堆用鎢供不應(yīng)求。W-PFM研究必須緩解/消除強流等離子體、高熱流及中子輻照損傷問題。國際上已采用合金化/彌散粒子摻雜/纖維增韌等手段提高WPFM的熱/力學(xué)以及抗輻照性能，通過開發(fā)智能鎢合金提高W-PFM的抗氧化性能；國內(nèi)研究則主要集中在彌散強化鎢合金方面。建議可以在對目前國內(nèi)的彌散強化鎢體系進行充分論證的基礎(chǔ)上，選擇一到二種具有規(guī)模化潛質(zhì)的方案進行系統(tǒng)研究；同時兼顧其他（如結(jié)構(gòu)改進和自鈍化鎢合金）先進鎢基材料的探索。開展鎢材料規(guī)?；苽涔に嚨膬?yōu)化和定型研究，爭取在5-10年的時間內(nèi)創(chuàng)立我國的先進鎢基材料品牌；同時積極開展先進鎢材料的聚變服役工況性能測試，以此奠定鎢材料聚變堆應(yīng)用的基石并促進我國乃至世界的核聚變能應(yīng)用發(fā)展。

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Application of Tungsten asa Plasma-facing M aterial in Nuclear Fusion Reactors

LIUFeng,LUOGuangnan,LIQiang,WANGWanjing

(InstituteofPlasma Physics,Chinese Academic Science,Hefei230031,Anhui,China)

Tungsten (W)is considered as the leading plasma-facingmaterial(PFM)for fusion demonstration power plants(DEMO).To date,full-tungsten diverter components are beingmanufactured for the world's largest fusion device-ITER.Other large tokamaks like JET,ASDEX-Upgrade,WEST are also runningwith W-PFMs.An ITET-likeW/Cu diverter has been successfullymanufactured in China and its application in EASTwill provide a strong guarantee to long pulse high-mode plasma operations.The designs of firstwall and diverter for DEMO aremainly based onW-PFM.The application ofW-PFM in DEMO is challenged by the synergistic loads ofhigh flux D/H/He plasma,strong heat flux and high energy neutrons.Alloying,oxide/carbide dispersion or W-fiber toughening are potential solutions to enhance the the performance of W-based materials.Also self-passivating tungsten-based alloysshow promise under reactoraccidentevents.

tungsten;plasma-facingmaterial,fusion reactor

TG146.4+11；TL62+7

A

10.3969/j.issn.1009－0622.2017.02.008

2017-04-05

國家磁約束核聚變能發(fā)展專項（2013GB105001，2015GB109001）

羅廣南（1964-），男，安徽合肥人，研究員，主要從事聚變材料科學(xué)和等離子體物理實驗等多學(xué)科交叉研究。