核聚变第一壁用W-ZrC材料研究进展与展望

核聚变能是利用氢同位素氘与氚进行聚变反应而释放出的巨大能量来发电。而材料问题尤其是面向等离子体材料(PFMs)一直是核聚变能发展面临的主要挑战之一。由于PFMs直接包围高温等离子体,不但要承受高热负荷(5~20 MW/m~2稳态热流,GW/m~2级瞬态热流),而且还经受高通量的高能中子辐照、等离子体燃料粒子等的轰击等。钨(W)具有高熔点、高溅射阈值/低溅射率和高热导率等优点,而被认为是最有希望的面向等离子体第一壁的材料,目前ITER及EAST已经选用纯W作为第一壁及偏滤器材料。而对于下一代聚变堆如中国聚变工程实验堆(CFTER),其设计参数更高,PFMs服役环境比ITER及EAST更加严峻。因此纯W由于一些自身的弱点如低温脆性(DBTT~400℃)、再结晶脆化以及辐照脆化、高热负荷开裂熔化、等离子刻蚀严重等不足将无法满足未来需求。因此研究材料的辐照损伤与氢氦效应机理,揭示辐照引起材料微观结构与性能的变化以探索开发新型抗辐照W基第一壁材料变得十分迫切。近年来,国内外研究人员针对上述问题开展了系统的研究工作,研发了不同种类的W基复合材料,如W-Y_2O_3、W-La_2O_3、W-TiC及W-ZrC等,性能及工艺均取得了一定的进展。其中基于计算模拟结果发展的W-ZrC材料具有较好的综合性能,是未来聚变装置第一壁候选材料之一。本文系统介绍了W-ZrC材料研究进展,包括:钨中辐照损伤/氢氦效应机理、界面耦合强化的计算模拟结果、微结构分析测试及服役性能评估的研究,通过全面的总结分析,提出W基第一壁材料今后的主要研究方向,以及研发高性能面向未来聚变堆第一壁材料应采取的策略及措施。     

放电等离子烧结制备W-ZrC/HfC-Re合金的力学性能和热稳定性研究

采用机械球磨和放电等离子烧结法（SPS）制备了W-0.5wt.%ZrC-(1, 3)wt.%Re（WZC1R,WZC3R）和W-0.5wt.%HfC-(1, 3)wt.%Re（WHC1R,WHC3R）四种钨基材料,并对其微结构、力学性能和高温稳定性进行了测试与分析。WZC3R合金在500 ℃时的极限抗拉强度（UTS）高达728 MPa,600 ℃时UTS维持653 MPa,比SPS制备的纯W提升近2.1倍。弥散分布的纳米尺寸ZrC颗粒起到钉扎晶界和位错的作用,提升材料强度,此外抑制晶粒粗化带来细晶强化。WHC3R在400 ℃时,其延伸率为13.9%,韧脆转变温度（DBTT）介于300 和400 ℃,比SPS制备的W-ZrC和纯W分别降低200 ℃和300 ℃。固溶元素Re通过增加可动滑移面的数量,降低引发塑性变形所需的临界应力,从而改善钨材料的韧性。SPS制备的四种钨基材料展现出优异的热稳定性,1600 ℃真空退火1小时后,试样的晶粒尺寸和维氏显微硬度均未显著变化。其原因是Re溶质原子使钨产生晶格畸变,抑制高温下钨原子的扩散,阻碍晶界迁移,减缓钨晶粒粗化的动力学过程,从而提升材料的高温稳定性。     

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。     

Bi2Te3纳米结构的制备、磁性掺杂和结构表征

通过液相法制备Bi2Te3纳米管,设计并优化了Co离子的掺磁方案。通过扫描电镜、透射电镜、X射线衍射、红外光谱和能量色散X射线光谱对制备的样品进行了结构表征。实验结果表明,液相法可制备出晶相良好的Bi2Te3纳米管、Co离子均匀掺杂的Bi2Te3纳米结构样品。