鎢的機械性能：改性鎢材料的最新研究

作為聚變反應堆轉向器的面向等離子體材料（plasma facing material, PFM），W材料的機械性能仍然存在一些缺陷，即延脆性過渡溫度（ductile-to-brittle transition temperature, DBTT）和再結晶引起的脆性。為了解決這些問題，在過去的十年裡，在日本大學的合作研發下，開發了具有更好的熱機械性能、中子輻照耐受性和微結構均勻性的大規模生產可能性的改性鎢材料。

一項研究論文從短期和長期材料性能和現象的角度，包括中子輻照和高熱負荷的影響，討論了晶粒細化、K摻雜、La₂O₃顆粒的分散強化和Re合金化的效果，這些都是在實際聚變反應堆環境下應該考慮的。通過這次研發，K摻雜和Re添加顯示了一些積極的效果。

在新研發的材料中，摻K的W-3%Re熱軋板可能是PFM的一個較好的解決方案，它從多個角度顯示了優越的性能。然而，Re合金材料有一個內在的問題，即中子輻照引起的較高輻照硬化。因此，有專家指出，為了實現聚變反應堆的長期結構可靠性和使用壽命，需要對更高劑量中子輻照下的熱機械性能進行研究。

未來聚變反應堆轉向器的面向等離子體材料（PFMs）中的估計穩態熱通量將約為5-10 MW/m²。然而，由於可能發生的非正常事件，出於安全考慮，必須考慮高達約20 MW/m²或更高的暫態熱負荷。在邊緣局域模（edge-localized mode, ELMs）放電的情況下，穩態熱負荷將被GW/m²範圍內的短脈衝所疊加。根據具體的操作方案，有不同的可能退化過程，這將限制面向等離子體的轉向器部件的壽命。例如，PFM的物理和機械性能的退化可能是由於表面改性、開裂、變形、老化、再結晶和熔化。

除了熱負荷外，PFMs還會受到中子輻照的損害，其中可能包括位移損害（硬化、空隙膨脹、輻射引起的偏析或溶解等）以及嬗變損害（由於嬗變產物引起的相的形成等）。這些輻照效應大多會導致PFM性能的脆化和其他退化。因此，必須同時考慮熱負荷情況和中子輻照，以評估分流器部件的運行極限。

純鎢（W）由於其高熔點、熱傳導性、抗濺射性和潛在的低氚滯留性，是聚變反應堆轉向器區域高熱通量部件的主要PFM候選材料。然而，仍然存在一些與熱機械性能有關的缺點，例如，低溫脆性、高延性-脆性轉變溫度（DBTT）、再結晶脆性和中子輻照脆性。

使用W材料的轉向器部件的操作溫度的上限和下限將分別由再結晶溫度和DBTT決定。然而，中子輻照可以增加DBTT，並有可能改變再結晶溫度。因此，由再結晶溫度和DBTT決定的操作溫度範圍可能因中子輻照而縮小。

參考來源：Nogami S, Hasegawa A, Fukuda M, et al. Mechanical properties of tungsten: recent research on modified tungsten materials in Japan[J]. Journal of Nuclear Materials, 2021, 543: 152506.

• < 前一頁
• 下一個 >