核聚變應用的鎢合金的氧化保護

為減少鎢合金在核聚變應用的損失，延長其在高溫氧化環境下的使用壽命。自鈍化鎢合金及其表面保護技術的發展已引起廣泛關注。Gavila等研究人員研究了鎢裝甲PFC在HHF下的性能，以評估選擇用全鎢分流啟動ITER運行在熱流為10和20 MW.m^-2的情況下，對鎢裝甲進行了100-5000次的迴圈熱疲勞試驗，在FE200試驗中，在熱流為10 MW.m^-2迴圈5000次的情況下，表面形態的變化並不明顯。

然而，當熱疲勞試驗為20 MW.m^-2，迴圈次數超過100次時，鎢合金盔甲的表面損傷非常嚴重，表面粗糙度很高，觀察到嚴重的表面熔化和宏觀裂紋。熱疲勞試驗後，厚度為7.5毫米的裝甲的表面損傷更為嚴重。在ITER轉換器測試設備（IDTF）中，鎢裝甲在測試過程中沒有融化。在數十次高熱流迴圈衝擊（20 MW.m^-2）下，鎢裝甲表面觀察到自鑄層，這是由於加熱水箱連接處的一些不可控缺陷造成的。其中，試驗設施和裝甲厚度是造成這一結果的主要原因。

此外，Li等研究人員研究了HHF疲勞試驗下鎢塊表面深裂紋的形成機制。該團隊使用用於高溫下高脈衝實驗的ITER-W整體模型，它由7個符合ITER要求的鎢塊組成，並通過CuCrZr合金冷卻管串聯。該有限元模型的幾何形狀採用了ITER分流器的目標設計，整個三維模型由大約19000個二級磚元素組成。研究表明，在20 MW.m^-2的迴圈載荷下，鎢裝甲的表面會發生再結晶。這將降低鎢在加熱過程中的屈服應力，增加其脆性並導致低迴圈疲勞破壞。最在加熱和冷卻過程中，裂紋會在應力集中區生長。

在核聚變的高熱流迴圈疲勞的影響下，鎢的表面溫度迅速上升，導致熔化和再結晶。沿軸向觀察到高的表面粗糙度和宏觀裂紋。此外，在鎢塊的應力集中區域也觀察到垂直裂紋，這是由於在加熱過程中屈服應力的降低和脆性的增加。這導致了W表面的快速氧化，形成揮發性和高放射性的WO₃。而當冷卻劑損失事故（loss of coolant accident, LOCA）發生時，空氣將進入真空室。各種研究表明，合金化可以大大改善鎢盔甲的抗氧化性，這將為ITER提供一個安全優勢。因此，許多研究人員看好開發自鈍化的鎢合金。

參考資料: Fu T, Cui K, Zhang Y, et al. Oxidation protection of tungsten alloys for nuclear fusion applications: A comprehensive review[J]. Journal of Alloys and Compounds, 2021, 884: 161057.

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