合肥研究院面向等离子体高性能钨基合金研制获系列进展

　　近期，中国科学院合肥物质科学研究院固体物理研究所内耗与固体缺陷研究室核材料研究团队与等离子体物理研究所罗广南及西南物理研究院刘翔合作，在面向等离子体高性能钨基合金研制方面取得新进展，相关科研成果发表在Scientific Reports（2015, 5, 16014)和Journal of Nuclear Materials(10.1016/j.jnucmat.2015.10.052)上。

　　早在1946年，费米就指出“核技术的成败取决于材料在反应堆强辐射场下的行为”。人类在对裂变核能的长期应用及研究过程中，也证明了材料在反应堆中的重要性。在受控热核聚变发展过程中，需要解决的一个关键问题正是如何研发符合工程应用要求的面向等离子体第一壁材料（PFMs），即直接与等离子体相互作用的材料。该材料要面临高温、高热负荷、强束流粒子与中子辐照等综合作用，其综合性能如抗辐照、抗热负荷、氢同位素滞留等性能优劣关系到第一壁部件能否安全稳态运行。各种材料中，金属钨以其高熔点、低溅射，氢滞留极低等特性被视为最有前途的候选材料。但纯钨具有明显的室温脆性、辐照脆化、热负荷开裂及辐照诱导氢滞留增加等缺陷，限制了其作为PFMs材料的实际应用。有研究表明，非金属杂质元素（如氧、氮等）在钨中溶解度低，容易在晶界处偏聚形成纳米脆化层膜，导致晶界结合力降低，从而引起晶间脆断、并导致材料的韧脆转变温度升高。

　　研究团队针对钨材料的低温脆性和强韧问题开展了系统的研究工作。根据计算模拟结果的建议，基于界面调控思想，科研人员采用微量纳米ZrC添加强化晶界/相界，提高钨基材料的综合性能，并在基于百克级到公斤级小试样工艺探索积累的基础上，相关研究结果发表在Journal of Nuclear Materials (2015, 464, 193), Journal of Alloys and Compounds (2016, 657, 73)和Int. J. Refractory Metals&Hard Mater. (2015，51，180)上，对制备工艺进行了放大和优化，成功制备了具有室温塑性、抗弯强度为2.5GPa的大尺寸(10公斤级/块，8.5毫米厚)、高强度(700 MPa/500oC)、高塑性(TE～41%)和低韧脆转变温度(DBTT～100 oC)的钨基W-Zr-C合金板材料。基底温度为室温时，块材耐4.4 MJ/m2的单次瞬态热冲击而不形成裂纹；基底温度为200oC时，耐1.0 MJ/m2的100次瞬态热冲击而不开裂。上述研究成果为钨基合金的进一步性能优化、工程化制备及其实际应用研究奠定了良好前期基础。

　　上述研究得到了国家磁约束核聚变专项、国家自然科学基金和安徽省自然科学基金及合肥大科学中心精进用户等项目资助。

图1. 晶界净化-晶粒强化研发高性能W基合金：从“百克级、公斤级到10公斤级”三级跳

图2. 研发的W-ZrC合金力学性能、微结构及抗热冲击性能