從受控?zé)岷司圩冎蝎@得能源進(jìn)而推動(dòng)社會(huì)可持續(xù)發(fā)展，一直是人類的終極目標(biāo)。自1951年蘇聯(lián)科學(xué)家Tamm和Sakharov提出環(huán)形聚變堆理念[1]開始，核聚變事業(yè)蓬勃發(fā)展，各國先后建造了自己的托卡馬克(Tokamak)裝置并投入運(yùn)行與研究，如歐洲聯(lián)合環(huán)(JET)、美國的Tokamak聚變實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆(TFTR)、日本Tokamak (JT-60)等裝置[2]。經(jīng)過多年探索，至今國際上已具備建造和運(yùn)行反應(yīng)堆級(jí)Tokamak實(shí)驗(yàn)裝置的科學(xué)技術(shù)和工程建設(shè)條件[3,4]。中國于2006年加入了國際熱核試驗(yàn)堆計(jì)劃(ITER)，多年來成果顯著。2017年，各國專家發(fā)表了《北京聚變宣言》，支持中國建設(shè)“中國聚變工程實(shí)驗(yàn)堆(CFETR)”，為ITER與未來核聚變電站之間建起橋梁。

然而，若要將熱核聚變反應(yīng)堆推向工程應(yīng)用化或商用化，仍有許多難題有待攻克。關(guān)鍵之一便是選擇合適的面向等離子體材料(PFMs)。作為核聚變裝置中直接與等離子體接觸的PFMs，面臨著嚴(yán)峻的工況考驗(yàn)，包括高氫/氦等離子體通量(1×1020~1×1024 m-2·s-1)、高熱負(fù)荷(10~20 MW/m2)以及高能(14 MeV)中子輻照等[5,6]。W由于其熔點(diǎn)高(3410 ℃)，導(dǎo)熱性能優(yōu)異、濺射產(chǎn)額低、不與H反應(yīng)等優(yōu)點(diǎn)被視為目前最有前景的PFM[7,8,9]。但其作為高原子序數(shù)(Z)材料仍存在雜質(zhì)容忍度低、再結(jié)晶脆性、低溫脆性和中子輻射脆化等性能方面的不足[10,11]。如若應(yīng)用于工程核聚變反應(yīng)堆中，必須提升鎢基復(fù)合材料的相關(guān)性能。現(xiàn)階段常用手段包括彌散強(qiáng)化、合金化、復(fù)合摻雜強(qiáng)化、纖維增韌強(qiáng)化等，從成分設(shè)計(jì)和制備工藝為切入點(diǎn)，改善鎢基材料的組織結(jié)構(gòu)，提高其綜合性能。實(shí)際聚變反應(yīng)過程中，不可避免地要考慮到粒子輻照對PFM的影響，具體包括氫氦效應(yīng)、高劑量離位損傷及嬗變效應(yīng)。因此，材料的輻照損傷是個(gè)極其復(fù)雜的過程。高溫粒子轟擊會(huì)導(dǎo)致材料內(nèi)部Frankel對的產(chǎn)生，引起級(jí)聯(lián)碰撞，引入空位和自間隙原子等缺陷。這類點(diǎn)缺陷會(huì)聚集并形成穩(wěn)定的位錯(cuò)環(huán)、空洞等缺陷簇，造成輻照后材料的腫脹、硬化和脆化等現(xiàn)象，導(dǎo)致材料韌性降低、脆性增加、韌脆轉(zhuǎn)變溫度升高，退化材料的物理、力學(xué)及化學(xué)性能，影響反應(yīng)堆材料的使用壽命[12,13]。研究[14,15,16,17,18]表明，輻照損傷后的W及鎢基材料在微觀結(jié)構(gòu)和顯微形貌上會(huì)出現(xiàn)如位移損傷、氣泡、絨毛狀結(jié)構(gòu)、輻照裂紋等變化。國內(nèi)外研究人員對W及其合金的抗輻照研究從未停止。

本文從氦離子輻照、氫離子輻照、中子輻照和重離子輻照等方面詳細(xì)闡述了W及其合金在不同輻照粒子作用下的損傷行為原理及最新研究進(jìn)展，旨在為后期鎢基材料輻照方面的研究提供參考。

鑒于Tokamak的設(shè)計(jì)理念，反應(yīng)后所產(chǎn)生的帶有能量的“He灰”必須從芯部通過偏濾器排出，因而氦離子將主要作用于偏濾器并對其表面造成損傷。反應(yīng)堆條件下的氦源來自于D-T聚變反應(yīng)以及入射中子與核素發(fā)生的嬗變反應(yīng)，其中前者為主要來源[13]。He極易在材料的晶界、空位、位錯(cuò)及顆粒和基體界面處聚集，形成He泡并導(dǎo)致材料腫脹和脆化。研究W及其合金的氦輻照行為首先需要了解He泡形成的機(jī)理。目前而言，國際上對此依舊沒有統(tǒng)一定論。一般來說，空位和間隙位置是捕獲He原子形成氣泡的主要原因，實(shí)際研究中人們發(fā)現(xiàn)H/He原子更傾向于聚集在空位和空位團(tuán)中，形成VacmXn (X=H、He)復(fù)合體[19]。He的聚集會(huì)導(dǎo)致材料內(nèi)局部晶格畸變和應(yīng)力場的產(chǎn)生，而復(fù)合體的聚集恰巧能夠在一定程度上釋放此類應(yīng)力。該復(fù)合體具有很強(qiáng)的結(jié)合能且穩(wěn)定性高，即使在1073 K下依舊可以形成間隙位錯(cuò)環(huán)[20]；當(dāng)注入的He能量較低時(shí)(不足以在W中產(chǎn)生移位損傷)，He原子由于較高的結(jié)合能(約1 eV)，會(huì)在四面體間隙位置直接自聚集成團(tuán)，在(110)晶面上聚集成單層的團(tuán)簇，進(jìn)而形成He泡[21]，具體的聚集過程見圖1[19]。此外，材料本身的雜質(zhì)原子、空位和孔隙也會(huì)捕獲He原子，形成He泡和間隙環(huán)。

輻照過程中，He泡會(huì)在材料表層以下產(chǎn)生并聚集，形成表面起泡現(xiàn)象，嚴(yán)重時(shí)還會(huì)產(chǎn)生納米絲狀結(jié)構(gòu)(fuzz)，影響材料的物化性質(zhì)，如熱導(dǎo)率和機(jī)械性能等[22,23,24,25,26]。Fuzz結(jié)構(gòu)的產(chǎn)生與輻照過程中材料表面溫度及輻照粒子能量有關(guān)。通常，在表面溫度達(dá)到900~2000 K、輻照能量達(dá)到20~250 eV時(shí)，鎢材料表面會(huì)產(chǎn)生明顯的fuzz結(jié)構(gòu)[27]。當(dāng)輻照能量低于20 eV時(shí)，鎢材料表面不會(huì)產(chǎn)生fuzz結(jié)構(gòu)；而當(dāng)輻照能量高于能量閾值時(shí)，鎢材料表面會(huì)產(chǎn)生類fuzz結(jié)構(gòu)；當(dāng)注入能量遠(yuǎn)大于該閾值時(shí)(例如30 keV)，材料表面會(huì)發(fā)生嚴(yán)重的濺射損傷現(xiàn)象。Liu等[28]對不同氦離子輻照通量和能量下W表面和截面的形貌變化進(jìn)行了研究(輻照通量2.3×1021~1.6×1022 m-2·s-1，He+能量12~220 eV)，發(fā)現(xiàn)兩者數(shù)值越大，W表面輻照損傷越明顯，且不同條件下表面納米絲狀結(jié)構(gòu)形貌不一。研究表明，鎢材料表面結(jié)構(gòu)的變化與輻照過程中其表面溫度和He+能量有關(guān)。在相對較低的輻照溫度下(<1000~1300 K)，注入的He原子會(huì)在材料表層以下某一特定晶面平行于表面聚集形成納米He泡，如圖2a~c[28]所示。當(dāng)He+能量低于原子位移閾值時(shí)，表面結(jié)構(gòu)的產(chǎn)生與He原子的擴(kuò)散和結(jié)合能力有關(guān)。大量納米He泡的擴(kuò)散和聚集使得材料表面發(fā)生爆裂和腫脹，導(dǎo)致納米絲狀結(jié)構(gòu)的產(chǎn)生。此類結(jié)構(gòu)繼續(xù)生長變化形成如圖2c[28]所示的珊瑚狀形態(tài)；在相對較高的輻照溫度下(>1300~1600 K)，由于He移動(dòng)能力增強(qiáng)，會(huì)向深處擴(kuò)散，并聚集在一個(gè)垂直于表面的特定晶面上，如圖2d[28]所示。隨著大He泡內(nèi)部壓強(qiáng)的增大，材料表面發(fā)生明顯變化并形成樹狀納米絲結(jié)構(gòu)，如圖2f[28]所示。當(dāng)He+能量增大時(shí)(70~220 eV)，He會(huì)向更深處擴(kuò)散，產(chǎn)生的樹狀結(jié)構(gòu)也會(huì)越深。Ito等[29]通過計(jì)算機(jī)混合模擬得到了類似的fuzz生長機(jī)理。

迄今為止，國內(nèi)外科研工作者對W及其合金在He輻照下的損傷行為進(jìn)行了大量的研究。輻照產(chǎn)生的He泡和相應(yīng)的間隙環(huán)的密度、尺寸及分布情況與氦輻照的能量、注入劑量以及鎢材料表面溫度有關(guān)。Iwakiri等[20]對能量為8和0.25 keV時(shí)不同輻照溫度下W表面的形貌變化進(jìn)行了研究，發(fā)現(xiàn)低溫下空位不具備移動(dòng)能力，因而He泡的生長通過本身內(nèi)部的高壓逐出間隙原子并吸收He實(shí)現(xiàn)。高溫下，由于輻照引入的空位自由移動(dòng)，He泡的生長通過吸收空位實(shí)現(xiàn)。此外，1073 K下產(chǎn)生可見He泡所需的輻照劑量僅為293 K下的1/50。Yi等[30]通過透射電子顯微鏡(TEM)和原位輻照結(jié)合的方法研究了10 keV能量下的He+對W表面的輻照影響。由TEM結(jié)果可知，只有當(dāng)輻照劑量大于4.5×1019 m-2時(shí)，才能觀察到明顯的He泡。研究表明，當(dāng)輻照溫度低于1473 K時(shí)，輻照劑量對He泡生長的影響較小；而當(dāng)溫度達(dá)到1473 K時(shí)，He泡生長受輻照劑量變化的影響較明顯，且隨著劑量的增加氣泡逐漸長大，但其密度則基本保持不變。與前者的高能氦輻照不同，Gonderman等[31]對低能量下He+對W-Ta合金的輻照行為進(jìn)行了研究，并與純W試樣進(jìn)行了對比。結(jié)果表明，即便在離子束能量低于W中移位損傷閾值的前提下，W及其合金中依舊會(huì)有明顯的輻照損傷產(chǎn)生，且隨著輻照溫度的升高，輻照造成的材料表面結(jié)構(gòu)變化更顯著，并有絨毛狀fuzz結(jié)構(gòu)產(chǎn)生。Ta的添加在一定程度上能夠減緩這類輻照損傷的產(chǎn)生，但似乎也僅限于提高鎢合金fuzz結(jié)構(gòu)產(chǎn)生所需達(dá)到的輻照劑量閾值。

自從fuzz結(jié)構(gòu)首次被Takamura等[32]發(fā)現(xiàn)以來，科研工作者們便對其進(jìn)行了深入的研究。十多年來，從最初的純W到現(xiàn)在的鎢合金(包括W-Re[33]、W-Ta[31]、W-La2O3[33]、W-Lu2O3[34]、W-Y2O3[17]、W-TiC[35]等)，人們試圖從成分設(shè)計(jì)和制備工藝為切入點(diǎn)，向W中摻雜稀土氧化物、碳化物亦或是合金元素來細(xì)化晶粒以改善材料組織結(jié)構(gòu)，進(jìn)而提高材料抗輻照性能。目前，較為有效的摻雜相以La2O3、Y2O3、TiC為主。Xu等[36]針對第二相添加改善鎢合金抗輻照性能方面進(jìn)行了相關(guān)探索，發(fā)現(xiàn)在5 keV He+能量、900 ℃、輻照劑量為1.8×1021 m-2條件下，在不同TiC含量的鎢合金中均出現(xiàn)He泡，但添加TiC后的試樣抗輻照性能得到了明顯改善，這與添加第二相后材料的晶粒細(xì)化有關(guān)。此外，W-2%TiC試樣的抗輻照性能尤為突出，如圖3[36]所示，這主要與納米TiC顆粒能夠捕獲空位及He有關(guān)。Khan等[37]進(jìn)行了系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)，發(fā)現(xiàn)fuzz結(jié)構(gòu)在形成初期主要與晶粒取向有關(guān)，一旦生長成形后，Re元素的作用便顯現(xiàn)出來。研究表明，輻照能量30 eV、1400 ℃條件下，當(dāng)He輻照通量達(dá)到1024 m-2·s-1，輻照時(shí)間達(dá)到400 s時(shí)，W-5%Re合金的fuzz層厚度僅約為純W的1/5，如圖4[37]所示。這對核聚變堆用W及其合金的研究而言是個(gè)利好消息，畢竟核聚變堆中W發(fā)生嬗變的過程本身便會(huì)產(chǎn)生Re元素。總而言之，對于優(yōu)化鎢合金成分設(shè)計(jì)以提高其抗輻照性能而言，依舊任重道遠(yuǎn)。

聚變反應(yīng)過程中，PFM直接暴露在高通量H同位素離子輻照環(huán)境下，H與材料的相互作用會(huì)導(dǎo)致輻照脆化和硬化的產(chǎn)生。因此，了解H泡形成機(jī)理對實(shí)現(xiàn)未來核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)與運(yùn)行具有重大意義。相較于He輻照，國內(nèi)外對W及其合金有關(guān)H輻照方面的研究則相對較少。H由于其較強(qiáng)的移動(dòng)能力，能夠被W中的缺陷捕獲，形成與H結(jié)合的缺陷團(tuán)簇或H泡[13,38]。H泡的形成原理與He泡類似，但鑒于其結(jié)合能小(低于0.1 eV)，難以自發(fā)地在間隙位置聚集[39]。此外，H原子被注入W中間隙位置時(shí)必然會(huì)在晶格處造成局部畸變。而其通過遷移并被周邊空位捕獲的過程卻能有效緩解此類現(xiàn)象且會(huì)使系統(tǒng)整體變得穩(wěn)定。研究人員通過比較嵌入能發(fā)現(xiàn)，在各類捕獲阱中空位最容易捕獲H原子。

目前人們主要通過第一性原理模擬的手段對W中H泡形成原理進(jìn)行研究，但具體單空位中最多可容納H原子數(shù)量卻依舊未有統(tǒng)一定論。Heinola等[40]認(rèn)為，室溫條件下單空位最多能捕獲5個(gè)H原子；而Johnson和Carter[41]則認(rèn)為這一上限為6個(gè)，甚至更多；You等[42]和Guerrero等[43]則認(rèn)為有12個(gè)；而Ohsawa等[44]則認(rèn)為是14個(gè)。上述模擬結(jié)論均認(rèn)為捕獲的H僅以原子態(tài)存在于空位中。然而，Liu等[45]提出了一種新的理論，即當(dāng)注入的H原子劑量超過1019~1020 m-2時(shí)，隨著單空位中H原子數(shù)量達(dá)到臨界密度，后加入的H原子不得已地會(huì)在空位中心形成一個(gè)H2分子，具體過程如圖5[45]所示。該行為還與材料中的空位數(shù)量和溫度有關(guān)。H泡的長大表現(xiàn)為其向外推擠周邊間隙原子擴(kuò)展的過程。當(dāng)泡內(nèi)外壓力達(dá)到平衡時(shí)，H泡停止長大。此外，晶界作為強(qiáng)捕獲阱亦具有很強(qiáng)的吸氫能力。由于最優(yōu)電荷密度的影響，晶界處的H只會(huì)以原子態(tài)存在(最多不超過2個(gè))。實(shí)驗(yàn)中觀察到的晶界處H泡實(shí)際上是由單空位捕獲氫所致[46]。

為了研究W及其合金的H輻照行為及H泡形成和長大機(jī)理，Hu等[47]進(jìn)行了系統(tǒng)的研究，實(shí)驗(yàn)溫度控制在室溫至800 ℃，輻照劑量選擇在1×1020~2.25×1021 m-2范圍內(nèi)。圖6[47]所示分別為W試樣在輻照劑量2.25×1021 m-2、不同溫度(500、600和800 ℃)下，H泡密度與平均直徑曲線圖以及氣泡直徑分布區(qū)間圖。圖6a[47]顯示氣泡密度在600 ℃時(shí)達(dá)到峰值隨后在800 ℃有所減少。持續(xù)的高溫會(huì)使較小的氣泡遷出，亦或是較小的H泡合并形成大的可見氣泡。后續(xù)在更大輻照劑量的作用下，氣泡密度會(huì)繼續(xù)增大。高溫有助于H泡獲得更大的內(nèi)部壓力，使得其向外推擠長大并形成位錯(cuò)環(huán)，直到內(nèi)外部壓力達(dá)到平衡。800 ℃下H泡的直徑近乎于500 ℃下的2倍，但其數(shù)量明顯減少，如圖6b[47]所示。該現(xiàn)象與高溫下H泡的聚集長大有關(guān)。Hu等[47]關(guān)于H泡形成、長大的結(jié)論與上述Liu等[45]的觀點(diǎn)一致。H泡進(jìn)一步聚集長大會(huì)形成可見的H鼓泡(hydrogen blister)[48]。科研工作者對blister的研究比fuzz結(jié)構(gòu)更早，Wang等[49]發(fā)現(xiàn)鎢材料中出現(xiàn)的blister尺寸和數(shù)量與輻照通量和注入能量有關(guān)。室溫下W表面產(chǎn)生blister所需的能量至少為100 eV，輻照通量至少為1019 cm-2，而當(dāng)溫度大于600 ℃時(shí)W表面并無blister出現(xiàn)。

由于H在W中的滯留會(huì)對材料的機(jī)械性能和熱力學(xué)性能產(chǎn)生影響，并關(guān)系到聚變堆的運(yùn)行安全，目前對H輻照的研究主要以H同位素氘(D)滯留為主，作為一種評(píng)估燃料滯留情況的重要手段[50,51,52]。注入到材料表面的H同位素會(huì)被缺陷(位錯(cuò)、空位、團(tuán)簇、晶界及雜質(zhì)等)捕獲并產(chǎn)生H滯留。不同的缺陷與H同位素的結(jié)合能不同，這也導(dǎo)致了脫氫過程中溫度區(qū)間的差異。通常而言，熱脫附過程中H同位素釋放容易程度為位錯(cuò)>空位>團(tuán)簇。大量研究[53,54,55]表明，W中D滯留量隨著輻照劑量、溫度及注入能量的增大而增加。考慮到聚變堆中H、He共存的特點(diǎn)，研究He輻照對D滯留性能的影響同樣至關(guān)重要。Iwakiri等[56]研究了W在8 keV-He+預(yù)輻照后(2×1021 m-2、室溫)的D滯留行為，發(fā)現(xiàn)單純注4 keV-D+ (1×1021 m-2)時(shí)大部分注入的D+在400~600 K下得到脫附，而經(jīng)過He+預(yù)輻照的試樣在600~800 K區(qū)間段會(huì)出現(xiàn)一個(gè)新的脫附峰。此外He+預(yù)輻照劑量達(dá)到2.0×1021 m-2時(shí)，D滯留總量比單純注D+時(shí)高出3倍有余。而在更高輻照通量和更低的注入能量下，He+預(yù)輻照同樣會(huì)對W中D滯留產(chǎn)生影響。Nishijima等[57]研究了更高劑量和更低注入能下溫度對He+預(yù)輻照作用的影響，采用He+預(yù)輻照能量20~25 eV、劑量1025~1026 m-2，D+輻照能量為80 eV、劑量3.0×1025 m-2，發(fā)現(xiàn)同樣是He+預(yù)輻照，高溫下亞微米尺寸的He泡及其周邊亞間隙缺陷能夠?yàn)镈的捕獲提供捕獲阱，導(dǎo)致D滯留量增加；而低溫下由于不產(chǎn)生輻照缺陷和熱空位，且此前注入的He占據(jù)了大量的捕獲阱，D滯留量減少。Sakoi等[58]研究了He+預(yù)輻照劑量對W中D滯留行為的影響，發(fā)現(xiàn)室溫下3 keV He+預(yù)輻照后再通過1.5 keV D+輻照的W試樣，當(dāng)前者劑量達(dá)到一定值后D滯留量反而大幅降低。低劑量He+預(yù)輻照后產(chǎn)生的VacHe復(fù)合體能夠吸附D從而導(dǎo)致D滯留的增加。上述現(xiàn)象與大量He泡聚集形成D釋放和擴(kuò)散通道并使后者能夠擴(kuò)散至材料表面有關(guān)。綜上所述，氫輻照過程中的輻照損傷和H滯留問題不容小覷。

實(shí)際核聚變反應(yīng)過程中，面向等離子體材料承受的考驗(yàn)主要來自于14 MeV的中子輻照。中子轟擊至第一壁材料表面，產(chǎn)生缺陷及其衍生物，如Frankel對、離位峰、位錯(cuò)環(huán)、層錯(cuò)、貧原子區(qū)、微空洞和嬗變元素等，對材料造成輻照損傷。除此之外，中子輻照引入的缺陷還會(huì)作為捕獲阱吸收H同位素，導(dǎo)致D滯留的增加。因此關(guān)于W及其合金的中子輻照行為研究勢在必行。現(xiàn)階段國際上對中子輻照的研究有限，主要通過計(jì)算模擬或利用核裂變中子和散裂中子源進(jìn)行研究，相關(guān)實(shí)驗(yàn)裝置主要有RTNS-Ⅱ中子源、FFTF和EBR-II等快中子實(shí)驗(yàn)裝置、高通量同位素反應(yīng)堆(HFIR)等。

中子輻照損傷主要表現(xiàn)為晶格原子的移位和核反應(yīng)產(chǎn)物[59]。快中子會(huì)與原子發(fā)生級(jí)聯(lián)碰撞并導(dǎo)致原子移位。多次碰撞后的移位原子會(huì)失去能量，產(chǎn)生Frankel對的同時(shí)原先的位置亦會(huì)形成空洞。材料的位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)因有空洞及間隙原子的存在會(huì)變得困難，導(dǎo)致材料硬度及屈服強(qiáng)度增大，塑韌性下降。此外，中子輻照過程中W會(huì)發(fā)生嬗變，轉(zhuǎn)化為其元素周期表中鄰近的元素Re和Os，造成輻照沉積、輻照硬化和脆化[60,61,62]。相關(guān)模擬結(jié)果表明，在ITER設(shè)計(jì)條件下，W的主要嬗變產(chǎn)物為Re；而在核聚變示范堆(DEMO)設(shè)計(jì)條件下W的主要嬗變產(chǎn)物為Re和Os[63]。圖7[64,65]為中子輻照下W中顯微組織演變原理圖。400~800 ℃條件下，隨著輻照損傷程度的增加，W中依次產(chǎn)生位錯(cuò)環(huán)和空洞。隨后位錯(cuò)環(huán)消失，空洞數(shù)量和尺寸均減小并伴隨著針狀沉淀物(σ相和χ相)的產(chǎn)生，材料中嬗變元素含量增加，此類輻照缺陷及沉淀物會(huì)顯著地硬化W，增大其脆性的同時(shí)縮短工件的使用壽命[66]。

中子輻照造成的輻照硬化還與輻照損傷程度、溫度以及材料中Re含量有關(guān)。Hu等[67]結(jié)合實(shí)驗(yàn)?zāi)M了在不同輻照溫度及劑量下各類缺陷對材料輻照硬化的影響(如圖8[67]所示)，發(fā)現(xiàn)輻照損傷程度較低時(shí)(<0.3 dpa)，材料輻照硬化主要由位錯(cuò)環(huán)和空洞引起；而當(dāng)輻照損傷程度超過0.6 dpa時(shí)，析出的金屬間第二相沉淀物則是導(dǎo)致輻照硬化的罪魁禍?zhǔn)住Ｔ摾碚撆cFukuda等[68]研究結(jié)論一致。Tanno等[69]研究發(fā)現(xiàn)，相對于500 ℃，在750 ℃下鎢合金的中子輻照硬化增加緩慢，即高溫有利于將中子與點(diǎn)陣原子碰撞所產(chǎn)生的損傷去除掉從而減緩輻照硬化速率。值得一提的是，在實(shí)際反應(yīng)堆工作時(shí)，各類輻照現(xiàn)象是同時(shí)存在的。相比于單一輻照而言，H+、He+和中子協(xié)同輻照下的材料損傷更嚴(yán)重[70]。Shimada等[71]研究發(fā)現(xiàn)，HFIR裝置下經(jīng)0.025 dpa、50 ℃、33 h中子輻照后的樣品相對于未中子輻照樣品D滯留總量提高了40%。

雖然中子輻照的研究意義重大并具有一定可行性，但目前實(shí)驗(yàn)用中子源的強(qiáng)度均太低，不能對聚變反應(yīng)環(huán)境下的高劑量輻照進(jìn)行模擬研究，且中子輻照存在實(shí)驗(yàn)周期長、費(fèi)用高及輻照后樣品帶有放射性等問題。因此，現(xiàn)階段研究人員更多的是通過重離子輻照模擬中子輻照實(shí)驗(yàn)。

相比于上述粒子，重離子(W+、W4+、Fe3+、Cu+等)具有更高的能量和質(zhì)量[72,73,74]。利用重離子代替中子輻照，可以使輻照劑量在幾天內(nèi)達(dá)到200 dpa，大大縮短時(shí)間的同時(shí)，還能靈活控制實(shí)驗(yàn)參數(shù)(溫度、損傷率、損傷程度等)，甚至可以實(shí)現(xiàn)輻照區(qū)域的原位觀察。因此，通過重離子輻照的方式對高劑量輻照效應(yīng)進(jìn)行模擬研究不失為一種創(chuàng)新。鎢基材料經(jīng)過重離子輻照后所產(chǎn)生的損傷程度更大，一般以位錯(cuò)環(huán)、大空位團(tuán)、空洞及析出相為主[75]。金屬被能量大于10 keV的重離子輻照，材料中會(huì)產(chǎn)生尺寸小于10 nm的空位型位錯(cuò)環(huán)[76]。

現(xiàn)階段研究人員主要通過重離子輻照的方式對中子輻照損傷或中子預(yù)輻照對H滯留的影響進(jìn)行模擬研究。Kong等[77]采用3 MeV的Au+束研究了重離子輻照下W的損傷行為，輻照劑量為9.3×1013 cm-2。結(jié)果發(fā)現(xiàn)，Au+輻照會(huì)在W中產(chǎn)生大量缺陷(位錯(cuò)環(huán)和空位)，進(jìn)而加劇了材料的氦輻照損傷。Wang等[78]則認(rèn)為高能、高劑量下的重離子輻照更容易引發(fā)鎢基材料的相變轉(zhuǎn)化。4 MeV的Au+輻照劑量由30 dpa增至100 dpa的過程中，W的晶體結(jié)構(gòu)從fcc開始轉(zhuǎn)變?yōu)閎cc并伴隨β-W向α-W的轉(zhuǎn)變。與上述Au+輻照不同，Yi等[74]研究了自離子(2 MeV W+)對W及其合金的輻照損傷，輻照劑量為3.3×1017~2.5×1019 m-2，輻照溫度在300~750 ℃之間。結(jié)果顯示，隨著溫度的升高，輻照產(chǎn)生的位錯(cuò)環(huán)尺寸增大、數(shù)量減少。與輻照劑量相比，溫度對材料結(jié)構(gòu)損傷的影響更嚴(yán)重。此外在相同的輻照條件下，W-Re和W-Ta合金中產(chǎn)生的位錯(cuò)環(huán)密度更高但尺寸相對更小。

Tynan等[79]通過重離子預(yù)輻照的方式模擬研究了聚變反應(yīng)堆條件下中子輻照對W中H滯留行為的影響，氫輻照注入能量和輻照劑量分別為100 eV和1024 m-2。研究發(fā)現(xiàn)，300 K下Cu+預(yù)輻照(0.2 dpa)后的試樣D滯留量為4.6×1020 m-2 (約為未預(yù)輻照試樣的5.5倍)，隨著輻照損傷程度的增大，材料內(nèi)部捕獲阱的增加必然會(huì)導(dǎo)致D滯留增大；而1000 K下Cu+預(yù)輻照的試樣D滯留量則有明顯的下降，該現(xiàn)象與退火后空位消失有關(guān)；1240 K下Cu+預(yù)輻照的試樣D滯留量與未預(yù)輻照試樣接近，如圖9[79]所示。此外，還發(fā)現(xiàn)室溫下Cu+輻照后的試樣熱導(dǎo)率由(182±3.3) W/(m·K)降至(53±8) W/(m·K)，即輻照損傷會(huì)導(dǎo)致材料熱學(xué)性能的下降。重離子輻照的可行性和高效性正吸引著越來越多國內(nèi)外科研工作者的目光。

在數(shù)十年的探索過程中，研究尋求適合于先進(jìn)實(shí)驗(yàn)超導(dǎo)托卡馬克(EAST)、國際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆(ITER)和中國聚變工程實(shí)驗(yàn)堆(CFETR)長脈沖、高參數(shù)運(yùn)行，乃至未來聚變堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行用的高性能面向等離子體鎢基材料一直是聚變材料人的研究目標(biāo)，該過程漫長繁瑣但又意義深遠(yuǎn)。本文重點(diǎn)闡述了W及其合金在不同輻照粒子作用下材料輻照損傷形成的機(jī)理，主要從氦離子輻照、氫離子輻照、中子輻照及重離子輻照幾個(gè)方面展開論述。在此基礎(chǔ)上，亦對近年來有關(guān)W及其合金輻照領(lǐng)域的研究進(jìn)行了綜合評(píng)述。總而言之，輻照粒子源不同，其對材料造成的損傷形式亦不相同。同種粒子作用下，由于輻照劑量、溫度等參數(shù)的不同，樣品形貌特征和缺陷也有差異。

未來面向核聚變堆用鎢基材料的發(fā)展需要在實(shí)現(xiàn)產(chǎn)量化(如濕化學(xué)法制粉)的前提下通過對比各種優(yōu)化手段，從成分設(shè)計(jì)和制備工藝為切入點(diǎn)，改善鎢基材料的組織結(jié)構(gòu)，提高其綜合性能。了解輻照機(jī)理以及參數(shù)變化對材料損傷程度的影響有利于更好地對鎢基材料進(jìn)行研究測試，進(jìn)而推動(dòng)熱核聚變領(lǐng)域的發(fā)展。