劉 鳳，羅廣南，李 強，王萬景

（中國科學院 等離子體物理研究所，安徽 合肥 230031）

鎢在核聚變反應堆中的應用研究

劉 鳳，羅廣南，李 強，王萬景

（中國科學院 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/銅結構；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

受控熱核聚變通過控制燃料氘-氚粒子聚變反應輸出能量，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/偏濾器結構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（圖1）[1]。作為直接面向等離子體材料，鎢在堆內服役時將受到粒子、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驗。目前國際上幾大主要聚變實驗堆中W-PFMC的開發(fā)與應用如下。

2.1 鎢材料在聚變實驗堆中的應用現(xiàn)狀

鎢在目前在建最大的國際熱核聚變托卡馬克ITER[2]中主要應用于偏濾器部位（圖1）。ITER偏濾器具有主動冷卻結構，由內偏濾器、外偏濾器、穹頂及其他附屬結構組成。根據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、外偏濾器靶板區(qū)域采用高性能碳纖維復合材料（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]。隨著部件制備技術的成熟和為減少經費支出，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構[3]。偏濾器冷卻采用技術成熟的水冷方式，熱沉選用高熱導率的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結構[9]，用于較高熱流的內、外偏濾器靶板區(qū)域；另一種是多層復合的“平板型”結構[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)加載時界面產生疲勞裂紋，需添加純銅作為應力緩釋層。ITER鎢/銅Monoblock和平板型結構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（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應力[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力。

圖3 鎢材料在國際大型托卡馬克裝置中應用示例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技術和長脈沖等離子體放電經驗，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還具備考察其他設計細節(jié)的能力，如用于減少熱流的鎢模塊倒角結構設計、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構，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合作（攻克W/Cu-PFC熱等靜壓制造和檢測技術），中國科學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、外靶板和拱頂組成，內、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質量分數(shù)不小于99.94%，C、O、N等含量質量分數(shù)均不超過0.01%），在2 000℃氫氣氛圍中燒結和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的完全非感應電流驅動（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內部結構全局圖；（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DEMO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計為～2mm[24]。

偏濾器是DEMO堆中排出等離子體熱流極為關鍵的部件。由于中子輻照帶來鎢壁與銅熱沉熱導率損失，采用ITER的水冷W/Cu Mono-block設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（如Eurofer：～30W/m/K）將同樣導致冷卻效率嚴重降低[1，25]。目前DEMO的偏濾器概念設計中[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)化材料與熱工設計[25]，仍采用鎢作為PFM以及高熱導、中子輻照活化適中的銅合金為熱沉；其為歐洲DEMO堆偏濾器的首選方案。He冷方案（圖5（b））采用模塊化指狀設計[26]，以10MPa He氣噴射冷卻；因冷卻介質溫度較高，具有較高熱導率的鎢將作為熱沉承擔結構功用，因此必須考慮鎢的本征脆性（高韌脆轉變溫度DBTT：～500-600℃）及中子輻照下DBTT升高問題。

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

4 鎢在DEMO堆中應用的挑戰(zhàn)

4.1 鎢材料的中子輻照效應

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。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]。除了嬗變產物，中子輻照還將在鎢中產生大量位錯、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率降低，且在低溫時（＜750℃）下降更為明顯（圖6（b），與可回復的輻照缺陷有關[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，其導致的熱學性能退化仍值得關注。中子輻照導致鎢材料變脆，韌脆轉變溫度（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率下降和材料脆化，DEMO堆中將通過優(yōu)化偏濾器結構（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，導致熔滴濺射。鎢材料的熔化閾值及熔體形成與材料的熱導率密切相關。孔隙率高的鎢材（如VPSW）及鎢合金熱導率通常偏低。二相粒子的添加亦對鎢熔體行為產生影響，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]的晶粒內形成；這可能與BCC結構的鎢在[111]方向原子面密度最低，注入粒子比例大有關。此外，Jia等[34]采用高分辨電鏡對具有（111）晶面的晶粒內的平臺狀氣泡觀察發(fā)現(xiàn)，該類氣泡具有規(guī)整的多邊形結構，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]運動產生塑性形變。由此可見，通過優(yōu)化織構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構形貌發(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構為主；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)境與絨毛狀結構的形成條件相當，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構擴散的過程主導。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；其基于分子動力學模擬提出了He彈道式穿透多孔絨毛狀結構機制。

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)中占據著極為關鍵地位。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+基于晶界滑移的超塑性變形）制備了增韌細粒再結晶（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微結構的W材；且制備工序減少，經濟效益提高。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Xie等[46]同樣基于界面調控思想，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（2200℃）與熱軋（1650℃）相結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。對材料的微結構分析表明，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，消耗掉了雜質元素O，凈化了晶界，提高韌性；（3）晶粒內的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，增強晶界結合力，強化晶界，提高其低溫韌性。

5.3 鎢纖維增韌鎢復合材料

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，導致基體中主裂紋拓展路徑偏轉、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[49-50]和粉體燒結[51-52]兩大類。化學氣相沉積或化學氣相滲透制備時反應溫度低（＜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。燒結工藝包括熱等靜壓（HIP）和放電等離子體（SPS）燒結；由于處理溫度較高（＞1 300℃），需考慮鎢絲是否發(fā)生再結晶及再結晶鎢絲的增韌效果[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的彌散強化鎢體系進行充分論證的基礎上，選擇一到二種具有規(guī)?；瘽撡|的方案進行系統(tǒng)研究；同時兼顧其他（如結構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)模化制備工藝的優(yōu)化和定型研究，爭取在5-10年的時間內創(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用的基石并促進我國乃至世界的核聚變能應用發(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和等離子體物理實驗等多學科交叉研究。