钨在高温下的位移损伤饱和度

《ACTA MATERIALIA》：Displacement damage saturation in tungsten at elevated temperatures

辐射损伤饱和现象及其对钨材料性能的影响研究。采用自离子7 MeV重离子辐照，结合透射电镜、电子顺磁共振和纳米压痕技术，系统揭示了钨在573-1073 K高温辐照下的损伤饱和机制。实验表明损伤饱和源于缺陷生成与湮灭的动态平衡，其临界辐照剂量随温度升高而增大，饱和缺陷密度降低。该现象揭示了材料在极端环境下的长期稳定性规律，为核聚变反应堆第一壁材料设计提供了关键基准。

　　

王世伟|王汉清|谭伟|易晓鸥|胡志伟|托马斯·施瓦茨-塞林格|丹尼尔·R·梅森|玛丽-弗朗斯·巴特|皮埃尔·德加丹|沈尚坤|程龙|张晓娜|袁月|傅恩刚|卢光宏

中国北京大学物理学院核物理与技术国家重点实验室，北京100871

摘要

辐射损伤会深刻改变材料在极端环境下的物理化学性质。在这个背景下，一个关键问题是辐射损伤的累积是否达到饱和状态，特别是在与先进核能系统相关的高温条件下。通过采用精心设计的辐照方案和一系列先进的表征技术，我们实验性地证明了在重离子辐照钨材料中损伤饱和现象的存在——钨是一种候选的面向等离子体的材料，预计能够在聚变反应堆的这种或更高温度下可靠运行。我们验证了损伤饱和反映了通过缺陷产生与湮灭之间的动态平衡所建立的渐近稳态。这种现象代表了钨材料损伤容纳能力的极限，这一极限与辐照源无关，尽管损伤饱和的起始温度存在依赖性。虽然这一现象在体心立方（BCC）钨材料中观察到，但它并不局限于这种晶体结构，预计也适用于面心立方（FCC）和六方密排（HCP）材料。因此，定义这些饱和条件将为评估材料的中长期性能和指导更耐辐射系统的设计提供重要的基准。

引言

在先进核能系统中，材料性能是实现从概念设计到工程应用的重要挑战[1,2]。核材料会暴露在高 neutron 流量、高温和应力下，有时还会处于腐蚀性冷却环境中，并且需要在长期服役期间表现出足够的抗辐射损伤能力[3]。辐射损伤的累积与材料的使用时间成正比。这种关系揭示了一个长期存在的基本现象：辐射损伤的累积最终会达到一个饱和极限[4],[5],[6],[7],[8],[9]。量化这一极限对于评估材料性能以及预测材料在延长服役期内的性能至关重要。

近几十年来，先进的缺陷表征技术和多尺度材料建模的共同努力使得可以直接将辐照剂量与微观结构和材料性能退化联系起来。这种方法揭示了一个有趣且非随机的现象：在超过某个损伤剂量后，材料的关键辐射响应指标——包括缺陷的数量、大小和分布[10],[11],[12]，以及硬度[12]、热导率[13,14]和氢同位素保留[15]——趋于稳定。这种被称为“损伤饱和”的行为基于零散且具体的证据，这些证据要么关注特定缺陷种类的数量或大小，要么关注单一材料属性。由于研究有限，以及不同研究中实验条件（材料组成、辐照温度、剂量率和反冲能量谱）的不一致组合，损伤饱和的本质尚不清楚。对于这种现象的解释仍然存在争议：它代表的是一个长期存在的瞬态状态，还是一个渐近稳态？此外，损伤饱和的起始是否受到一个适用于所有金属的通用法则的支配，该法则将临界辐照剂量和温度联系起来？解决这些问题对于理解材料在核环境中的长期行为至关重要。

在理解损伤饱和机制方面，主要进展来自于在非热条件下的模拟研究，在这些模拟中，微观结构的演变不是由热激活驱动的，而是由缺陷产生过程中产生的空间波动应力的累积及其随后的松弛驱动的[10,11]。在低同质温度下，当低能障碍过程的热激活被允许时，分子动力学模拟中也观察到了类似的饱和状态，尽管缺陷密度较低[16]。在高温端，严重辐照材料系统的演变仍然知之甚少，模拟这种演变——尤其是在长时间尺度上捕捉位移损伤缺陷的复杂和可变反应路径——仍然是一个重大挑战。在各种用于高温辐照的应用材料中，基于钨的面向等离子体组件（PFCs）面临着最极端的环境挑战[17,18]。这些组件是聚变反应堆第一壁和偏滤器的一部分，设计用于在500–2600 K的温度下运行[18,19]。这使得钨成为研究高温下损伤饱和的理想模型系统。

在室温（RT）下进行重离子辐照后，观察到钨中的位移损伤在每原子0.1–0.2个位移（dpa）时达到饱和[12,15,20,21]。微观结构演变的剂量依赖性可以分为两个阶段[12]：（1）缺陷结构转变阶段（从位错环转变为位错线，最终转变为位错网络）；（2）缺陷动态平衡阶段。在低温（T_Irr?=?0 K?RT）下，损伤饱和的状态是相似的，对于间隙型缺陷表现为位错网络和嵌入的位错环，对于空位型缺陷表现为单空位的均匀分布[12],[22],[23],[24],[25]。由于高激活能量，进一步的缺陷修复通道在实验时间范围内无法实现[26]，有效地“冻结”了缺陷结构并抑制了热演变。具体来说，新的缺陷是在已有缺陷积累区域产生的。由此产生的内部应力累积触发了多种缺陷反应：缺陷湮灭、生长、聚合和重组——所有这些过程几乎不受热激活扩散的影响。这些过程的动态相互作用最终使总缺陷数量趋于饱和。总体而言，人们可能会怀疑在室温下观察到的饱和现象代表的是一个长期存在的瞬态状态，而不是一个渐近稳态，因为缺陷的有效速率限制障碍在实验时间范围内难以克服。

在高温（T_Irr > 空位迁移的起始温度）下，损伤饱和的起始仍是一个有争议的话题。缺陷的移动性增强，允许重组，从而降低了缺陷密度，使得长距离迁移成为可能，从而在原子尺度上加速了质量传输。此外，缺陷汇（如位错、晶界和沉淀物）对内在微观结构的影响变得显著。由于缺陷汇的数量和偏置的不同，整体损伤微观结构以复杂非线性的方式演变，改变了缺陷的动态平衡[27]。因此，关于以下问题仍难以得出明确结论：（1）损伤饱和是否与核反应堆的运行时间尺度相关？（2）如果相关，损伤饱和的起始是否依赖于温度？（3）是什么物理机制驱动微观结构向损伤饱和的演变，以及这种状态是如何维持的？

在这项研究中，精心设计的重离子辐照实验应该是揭示高温下位移损伤饱和的最可行方法，明确其时间尺度特征，定义其临界条件，并阐明其背后的物理机制。以体心立方（BCC）钨作为模型系统，进行了7 MeV自离子（W⁴⁺）辐照，辐照温度（573–1073 K）和损伤剂量（0.05–10 dpa）的不同组合，随后使用透射电子显微镜（TEM）、多普勒展宽正电子湮灭光谱（DB-PAS）和纳米压痕（NI）进行了综合表征。在本研究使用的高温下，大多数缺陷被热激活，在辐照时间范围内完成了演变。因此，损伤饱和的持续存在表明辐照系统已经达到了一个渐近稳态。基于这项研究，将明确探讨位移损伤饱和在各种金属中的普遍性以及这一显著现象的普遍性质。这些结果可以为评估材料在中长期服役期间的性能提供重要基准，有利于评估材料的寿命和可靠性，并为通过精确调节损伤饱和来提高材料的耐辐射性提供新的见解。

部分摘录

样品制备

本研究使用了由ATTL Advanced Materials Co., Ltd.提供的纯度为99.95 wt.%的温轧多晶钨样品。本研究采用了两种样品几何形状：用于DB-PAS和NI测量的样品尺寸为5?×?5?×?1 mm³，用于TEM观察的样品尺寸为Φ 3 mm?×?60 μm。为了获得镜面般的表面效果，所有样品都经过砂纸打磨至6.5 μm的粗糙度，然后使用1 wt.%的NaOH水溶液（15 V，300 K）进行电抛光。

TEM结果

图2和图3分别展示了在773 K和1073 K辐照温度下，自离子辐照钨材料在0.05 dpa到10 dpa损伤剂量范围内的损伤微观结构演变。图4总结了定量缺陷统计数据。在‘T_Irr?=?773 K’系列中，0.05 dpa时的位错结构主要由密集的大位错环组成，其数密度为1.05?×?10²² m^-3，平均直径为16.7 nm

钨中位移损伤饱和的性质

在高温下自离子辐照的钨材料中观察到了位移损伤饱和现象。损伤饱和的物理机制在于缺陷生成与湮灭之间的相互限制，导致在严重辐照系统中形成了一个渐近稳态的微观结构。重要的是，损伤饱和的起始明显依赖于温度。图11提供了一张示意图，说明了这一过程

结论

总之，通过在钨材料中进行的严格实验结果和全面分析（涵盖了所有现有的缺陷类型及其全尺寸分布），证明了高温下损伤饱和的有效性。随着辐照温度的升高，达到饱和的起始损伤剂量增加，而饱和的缺陷密度降低。损伤饱和是由于缺陷生成与湮灭之间的相互限制所导致的缺陷动态平衡的建立

CRediT作者贡献声明

王世伟：撰写——原始草稿，可视化，验证，监督，软件，资源，项目管理，方法论，研究，资金获取，正式分析，数据管理，概念化。王汉清：撰写——审阅与编辑，方法论，数据管理。谭伟：撰写——审阅与编辑，方法论，数据管理。易晓鸥：撰写——审阅与编辑，验证，监督，研究，资金获取，正式分析，概念化。