不同辐照粒子下钨及钨合金辐照损伤行为的研究进展

研究核聚变、准稳态等离子体下面向等离子体材料的辐照行为,发展适合于先进实验超导托卡马克(EAST)、国际热核聚变实验堆(ITER)和中国聚变工程实验堆(CFETR)长脉冲高参数运行乃至未来聚变反应堆稳态运行的高性能面向等离子体材料是当前核聚变研究一项艰巨而又紧迫的任务。钨因具有高熔点、高导热率、低溅射腐蚀速率、高自溅射阀值以及低蒸气压和低氚滞留等优异性能,被认为是聚变装置最具有前景的面向等离子体材料。综合评述了钨及钨合金在不同辐照粒子下损伤行为的最新研究进展。粒子辐照造成的微观缺陷在钨及钨合金内部累积,辐照造成缺陷的形成和数量与钨基材料颗粒微观结构、第二相成分等密切相关,辐照缺陷情况各异。同时,辐照粒子种类、能量、剂量和温度等辐照条件都会对钨材料辐照后的形貌特征和缺陷产生重要影响。     

嬗变元素Re、Os对聚变装置面向等离子体钨材料性能的影响

钨(W)由于具有高熔点、高密度、低热膨胀系数、低氚滞留、低溅射产额等优异性能,被认为是最有潜力的聚变装置面向等离子体材料.氘氚聚变反应产生的14 MeV中子会导致W中嬗变元素铼(Re)、锇(Os)的产生,随着服役时间的延长,嬗变元素不断累积.这两种嬗变元素的产生势必会影响到W材料的微观组织结构,进而对W材料的性能产生影响.本文全面介绍了W嬗变元素Re、Os对聚变装置面向等离子体W材料的关键服役性能的影响,包括对力学性能、抗辐照性能、热学性能以及钨中氢同位素输运行为的影响.结果表明,W嬗变元素Re、Os能对W材料的性能造成较大的改变,但目前相关的研究都不够系统化,未来还需进行更为系统的研究来全面地对中子辐照条件下聚变装置面向等离子体W材料的性能进行评估.     

面向等离子体材料钨中氘/氦滞留行为的研究进展

作为面向等离子体材料,钨(W)在服役的过程中不仅受到等离子体造成的高能热负荷的作用,还受到高束流粒子如氘(D)、氚(T)、氦(He)等的轰击和D-T聚变反应产生的高能中子的影响.W中D、T、He的滞留和起泡,仍是聚变堆装置中有待解决的关键问题之一.综述了D、T和He的滞留行为及其气泡形成与辐照条件之间的关系,简要评述了W的服役性能和强化机理.通过降低W中D/He滞留量、抑制气泡的形成可有效改善W的服役性能.深入研究D/He滞留行为与辐照缺陷之间的相互作用关系,进而构建D/He的宏观热脱附行为与其微观状态之间的对应关系,为寻找合适途径来改善W的服役性能提供理论支撑.     

面向等离子体材料钨中氘/氦滞留行为的研究进展

作为面向等离子体材料,钨(W)在服役的过程中不仅受到等离子体造成的高能热负荷的作用,还受到高束流粒子如氘(D)、氚(T)、氦(He)等的轰击和D-T聚变反应产生的高能中子的影响。W中D、T、He的滞留和起泡,仍是聚变堆装置中有待解决的关键问题之一。综述了D、T和He的滞留行为及其气泡形成与辐照条件之间的关系,简要评述了W的服役性能和强化机理。通过降低W中D/He滞留量、抑制气泡的形成可有效改善W的服役性能。深入研究D/He滞留行为与辐照缺陷之间的相互作用关系,进而构建D/He的宏观热脱附行为与其微观状态之间的对应关系,为寻找合适途径来改善W的服役性能提供理论支撑。     

超导托卡马克EAST限制器材料的腐蚀与沉积的研究

在磁约束聚变实验装置托卡马克中,第一壁材料直接面对高温等离子体,承受高能粒子的轰击。随着聚变装置等离子体存在时间的延长及辅助加热功率的增加,第一壁材料腐蚀和沉积将会越来越严重。材料的腐蚀一方面会污染等离子体影响聚变等离子体的品质,另一方面将危害装置的安全运行。为了提高材料的物理和化学溅射阈值,超导托卡马克东方超环(EAST)装置上选用掺杂碳化硅涂层石墨作为第一壁材料。本实验通过离子束表面分析方法,研究了EAST装置中限制器石墨材料的腐蚀与沉积特性,结果显示在累计大约36000s的等离子体实验中,安装在限制器上的标记瓦块近1μm的碳涂层基本被腐蚀,其腐蚀速率超过0.0278 nm/s。     

高熵合金:面向聚变堆抗辐照损伤的新型候选材料

随着核聚变技术的发展,材料的辐照损伤作为制约其发展的重要问题越来越受到人们的关注。材料在聚变堆服役时面临着高温、高密度等离子体溅射、腐蚀、中子辐照等一系列极端工况,这就要求材料具备良好的力学性能、抗中子辐照能力、抗等离子体溅射能力、耐腐蚀等诸多特性。近年来,高熵合金作为一种面向聚变堆抗辐照损伤的新型候选材料逐渐发展起来,其抗辐照损伤能力的评估以及辐照损伤机理都值得深入研究。高熵合金是一种新的合金设计理念,可通过多主元合金自身较高的熵值和原子不易扩散的特性获得热稳定性高的固溶相。高熵合金具有区别于传统合金的特性,包括高熵效应、晶格畸变效应、迟滞扩散效应以及性能上的"鸡尾酒"效应,这些特性使高熵合金具有高的强度和硬度、耐腐蚀性能、抗高温软化性能、良好的软磁性能等优势。目前高熵合金的辐照损伤研究主要通过离子辐照进行,集中在位错环演化、氦泡演化以及相稳定性的研究等方面。研究发现,离子辐照后高熵合金中的位错环、氦泡的尺寸被显著减小,这归因于高熵合金基体本身存在较大的畸变,它们作为吸附空位、氦原子等缺陷的阱缓解了辐照损伤。另外,目前针对聚变堆的高温工况,开发了以V、Hf、Ta、W等高熔点元素为主元的抗辐照难熔高熵合金体系。本文对高熵合金辐照损伤行为的研究现状与进展进行了归纳与梳理,包括高熵合金离子辐照下位错环和氦泡的演化规律、高熵合金离子辐照下基体及析出物的相稳定性、高熵合金在中子辐照下的辐照行为等,并介绍了面向聚变堆的抗辐照难熔高熵合金体系的开发与研究进展。最后对未来的研究方向进行了展望,以期为面向聚变堆的抗辐照高熵合金的开发提供参考。     

面向等离子体钨基材料的增韧研究最新进展

钨及钨基材料由于其高熔点、高热导率、低蒸气压、低溅射产额及低辐照放射性等优异性能,成为具有广阔应用前景的面向等离子体材料。然而,钨基材料的本征脆性成为其作为聚变材料的主要限制因素,也成为国际聚变材料界的研究热点。本文综述了通过合金化、弥散强化以及复合材料等3种途径来增加钨基材料韧性的最新研究进展。目前合金元素中只有铼的添加能够显著改善钨的韧性;单一弥散强化方式难以有效提高钨的韧性,适当的热机械加工能够明显降低钨基材料的韧脆转变温度;通过钨箔钎焊制备出的钨层压结构复合材料的韧脆转变温度降低到了150℃。     

ITER绝缘线圈氦质谱压力检测优化分析

ITER将第一次在世界上实现能与未来实用聚变规模相比拟的受控热核聚变实验堆,解决通向聚变工程的很多物理和工程问题。其中超导体磁体作为国际热核聚变实验堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)装置的核心部件之一其制造过程中非常关键问题就是焊缝的密封性能。对于焊缝的密封性能常用检漏方法是氦质谱真空压力检漏。本文主要介绍了氦质谱压力真空检漏方法在线圈泄漏检测中的优化分析及检测步骤。通过给氦质谱压力检漏法集气室中的连接工装增加辅助机械泵,避免真空条件下连接法兰泄漏造成的检漏系统本底信号过高影响,提高了氦质谱压力真空检漏方法在线圈检测中的灵敏度和检测数据的准确性,减少了误判的几率,拓展了氦质谱压力真空检漏方法的适用范围。     

ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子表征的研究进展

先进裂变反应堆及聚变堆要求材料在高温高压、强中子辐照、长服役周期等苛刻服役环境下具有卓越的结构和性能稳定性。氧化物弥散强化(ODS)钢由于具有优异的耐高温及耐辐照性能成为第四代反应堆包壳及核聚变包层最有希望的候选材料。基于材料的中子辐照损伤特性,主要介绍了ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子的表征方面的研究进展。     

核聚变钨铜面对等离子体材料研究

介绍了钨用作核聚变面对等离子体材料的制备技术以及钨材料的微观结构以及基本性能,包括真空/大气等离子体喷涂钨涂层,超高压电阻烧结技术制备W/Cu梯度材料,粉末冶金TiC、La_2O_3弥散增强钨合金材料。研究发现,钨涂层柱状晶结构能有效地增强整体系统传热,涂层气孔率7.4%、与基体结合良好、热导率80 W/(m·K),能够承受10 MW/m~2的稳态热负荷;5层W/Cu梯度材料无裂纹、孔洞等缺陷存在,表现出优异的热力学性能;La_2O_3和TiC在钨合金中起到"钉扎"作用,大大改善了钨材料晶界力较小,脆性等缺点,提高了冶金材料的性能。     

超细晶/纳米晶钨——未来聚变堆面向等离子体材料

钨为未来高参数准稳态运行聚变堆最有前景的面向等离子体材料。超细晶/纳米晶结构有可能提高钨材料的热力学性能和抗粒子辐照性能,因而成为一个很有前途的研发方向。深度塑性变形和粉末冶金均已在制备超细晶/纳米晶钨方面开始了初步探索,深度塑性变形的等通道角挤压法因能制备致密度高、韧脆性能优异、大尺度的块体超细晶/纳米晶钨,极有可能在钨基面向等离子体材料制备方面取得突破。     

钨用作核聚变装置面对等离子体材料可行性分析

通过与碳材料比较,分析钨作为核聚变面对等离子体材料的可行性。研究结果显示,钨是最有前景的面对等离子体材料,氢及其同位素滞留量小、热能和粒子反射率高、溅射率低、杂质聚集可控等,除此之外,钨具有熔点高、热力学性能优异等优点。     

EAST装置等离子体放电排气及其成分分析

在磁约束聚变装置中,高温等离子体放电中粒子的实时排出不仅可以减少燃料粒子在第一壁的滞留,还可以排出一定的杂质,有利于下一次等离子体放电的实现。对于未来聚变装置,如ITER,还有利于减少氚滞留导致的装置安全问题。本文根据EAST全超导托卡马克装置不同等离子体放电参数和不同第一壁条件下的放电实验,主要研究了等离子体破裂和锂化壁处理对粒子排出的影响。初步研究表明,等离子体破裂导致更多的粒子排出,并且排出气体中杂质含量降低;而锂化壁处理可以减少粒子排出,但杂质含量增高。这些研究可以为未来高参数等离子体运行找到一种实时降低壁杂质及减少壁滞留的方法提供参考,也对研究等离子体参数对等离子体排灰气成分分析有着参考价值。     

氘在低活化铁素体/马氏体钢相关再沉积层中的热脱附行为

采用直流磁控溅射法,在氩气和氘气混合气氛下溅射金属靶制备铁、铬及钨与氘的共沉积层,模拟核聚变装置中燃料等离子体作用下低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢第一壁材料表面再沉积层。分别考察了在磁控溅射腔室及直线等离子体模拟装置两种平台下,氘等离子体辐照对RAFM钢相关再沉积层中氘热脱附与滞留行为的影响。研究结果表明:氘与金属共沉积的RAFM钢相关涂层中,氘热脱附行为因受材料本身的组分和结构影响而存在差异;不同的氘等离子体辐照环境对氘在共沉积涂层中捕获形式的影响不同;总体而言,两种氘等离子体辐照后,均有大量氘滞留在RAFM钢相关再沉积层中,且氘总滞留量随氘等离子体辐照通量的增大而增大;铁基和钨基涂层中的氘滞留总量相当,均比铬基的低出1-2个数量级。     

聚变第一壁新材料性能研究初步

对ＨＬ－１Ｍ的硅化石墨样品和北京科技大学研制的耐高温等离子体冲刷的功能梯度材料的真空性能和耐溅射性能进行初步比较研究。证明铜基上的碳化硼（Ｂ４Ｃ／Ｃｕ）和ＳｉＣ／Ｃ这两种梯度材料适于用作面向等离子体的聚变第一壁材料。     

钨涂层面对等离子体材料出气性能的研究

钨由于高熔点、低溅射率等优点而被广泛的认为是最有希望的核聚变装置面对等离子体材料.然而考虑到等离子体约束和边界气体再循环,钨涂层面对等离子体材料在真空中的出气性能的研究是十分重要的.研究结果显示钨涂层主要出气种类为H2,H2O,O2,CO/N2和CO2.在300℃、经过4小时的烘烤,涂层出气率有明显的降低,特别是H2O和CO/N2;继续烘烤对涂层出气率改善效果不显著,因此真空等离子体喷涂钨涂层在用作面对等离子体材料时,仍需要烘烤、放电清洗等壁处理手段.     

聚变装置钨涂层面对等离子体材料的性能

对铜基体上真空等离子体喷涂1 mm的钨涂层进行了分析研究,主要包括微观结构、热力学属性以及成分分析.结果显示,钨涂层气孔率仅为7.6%,室温热导率达到79.7 W/(m·K),W/Cu结构界面结合强度高达45 MPa,这些结果对钨作为聚变装置面对等离子体材料的应用是令人鼓舞的.涂层材料的出气性能也是面对等离子材料的一个重要指标,钨涂层出气气体种类主要是氢气和水蒸气.而且在300℃经过4 h高温烘烤后出气率大幅度降低,更长时间的烘烤则对出气率影响不是太明显.因此可以看出钨涂层作为聚变装置面对等离子体材料的应用是可行的.     

四极质谱计在超导托卡马克装置上的应用

四极质谱计广泛用于托卡马克装置上,用来监测聚变装置的真空品质,为真空系统的状态提供判断依据。本文介绍了四极质谱计在全超导非圆截面托卡马克装置(EAST)上的多种应用,为聚变装置的第一壁处理和聚变过程中多种残余气体成分含量变化提供数据。实验证明四极质谱计是EAST装置真空系统运行、等离子体与器壁相互作用研究过程中一种较为基础的测量工具。     

RAFM钢中氚氦行为的研究进展

低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢是未来磁约束核聚变堆产氚包层推荐的主体结构材料,将在ITER实验包层模块中进行考核。氚及氚衰变氦-3在RAFM钢中的驻留行为将影响所产生氚的有效利用并导致材料的结构损伤,因此RAFM钢的涉氚相容性是其最终应用于聚变堆结构材料之前必须考核的问题之一。总结了国内外对RAFM钢的氚氦相容性研究进展情况,提出了一些要解决的关键问题和将来的研究方向。     

氘、氚与RAFM钢相容性研究进展

核聚变能是解决人类能源危机和环境问题最有效的途径,其主要是利用氘氚聚合释放的能量。磁约束聚变是目前最可能实现受控热核聚变的方法,但要实现长期且稳态的核聚变反应还面临着诸多挑战,其中材料的研究与开发是聚变堆能否商业化的关键。在服役过程中,包层结构材料不仅受到高热负荷及强腐蚀作用,还受到各种粒子如氘(D)、氚(T)、氦(He)等的轰击和D-T聚变反应产物高能中子的影响。目前,确定的候选结构材料主要有奥氏体不锈钢、低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢、钒合金以及碳化硅复合材料四种。而RAFM钢因具有低活性、较低的热膨胀系数、较高的热导率、辐照环境下具有较好的几何稳定性被选为目前最具前景的结构材料。获得氘氚在RAFM钢中的输运参数是未来核数据库建立的基础和前提,近几年关于氘在RAFM钢中输运行为的研究较多,然而不同研究者所得的结果差别很大,且缺乏实际的氚实验的基础数据。因此建立实验测试标准十分必要。RAFM钢主要以板条马氏体结构为主,具有较高的氘、氚渗透率,极易造成氘氚燃料的损失及氚放射性污染。因此,必须减少或避免RAFM钢与氘氚的直接接触。在RAFM钢表面制备一定厚度的阻氚涂层是实现氚自持最有效的途径之一。目前,国内外研究较多的阻氚涂层为Al2O3涂层,其阻氚因子可达103,且已实现工程化应用。此外,RAFM钢在服役过程中产生的辐照损伤及表面状态变化必然会影响氘氚的输运行为,主流观点认为辐照产生的缺陷会增加氘氚在金属材料中的滞留量,当材料中氘原子浓度达到10-6时,塑韧性下降,产生氢脆,尤其对于氚,衰变产生的He-3原子浓度达到10-9时,还会引发更严重的氦脆。除了制备阻氚涂层外,最近的研究多致力于通过成分调控及改善热处理工艺来提高RAFM钢的抗氢性能及抗辐照性能。本文归纳了氘氚在RAFM钢中行为的研究进展,分别对RAFM钢中氘氚渗透和滞留行为及其对力学性能的影响等进行介绍,分析了RAFM钢开发面临的问题并展望其前景,期望为RAFM钢数据库的建立以及服役于聚变堆的工程可行性提供参考。