PW和W-Zr-Y2O3耐氘等离子体辐照性能研究

张 群，刘 凤, ，曹 茹，徐玉平，周海山，罗广南

（1. 南京理工大学 理学院，江苏 南京 210094；2. 中国科学院 等离子体物理研究所，安徽 合肥 230031）

0 引 言

核聚变装置中，面向等离子体材料（Plasma-Facing Material, PFM）作为高温等离子体外围的第一道屏障，其优异的性能是等离子体高参数稳态运行的保证。金属钨（W）具有高熔点、高热导率、低溅射产额、低氢同位素滞留和低中子活化等优点，被认为是未来核聚变堆中最理想的 PFM[1-2]。W-PFM 在堆中的服役工况复杂严苛，包括高热流（～10 MW m-2稳态热流与～1 GW m-2瞬态热冲击）与多种强粒子流（束流密度～1024m-2s-1的D/T等离子体及14 MeV高能中子）的作用。它们的协同加载使W材料面临中子辐照脆化、高热流辐照开裂、等离子体辐照起泡及绒毛化等一系列问题[2-4]。目前国际热核聚变试验堆（ITER）偏滤器部位 PFM 选用商业纯钨，该材料并不能满足聚变示范堆（DEMO）的要求；因此亟须开发高性能W以消除或缓解上述问题。

国内多家单位针对W的PFM应用进行了多种新型 W 材料的研发，如：从颗粒弥散/微合金化增韧角度，中科院固体物理研究所开发了 W-Zr-Y2O3[5]；从塑性形变增韧角度，北京科技大学研发了轧制纯钨（PW-BK）[6]。这些新型W材料在热物性或初步力学表征中已表现出较好的性能。本文利用东方超环（EAST）托卡马克中的材料和等离子体评价系统（MAPES）对其进行D等离子体辐照，采用扫描电子显微镜（SEM）和热脱附谱（TDS）分析了辐照前后材料表面形貌变化和D滞留行为；并与安泰科技股份有限公司提供的ITER级别商业纯钨（PW-AT）[7]进行对比。以期研究结果能为高性能W材料研发提供参考作用。

1 试验材料与方法

1.1 样品准备

所用W材料分别为纯钨PW-AT（2 273 K氢气氛烧结、1 373 K温轧（压下率～70 %））[7]、纯钨PW-BK（中频感应烧结、1 773 K热轧（压下率～60 %））[6]和掺杂钨W-Zr-Y2O3（2 473 K真空烧结、1 923 K四道次热轧（总压下率～70 %））[5]。采用线切割切出 10 mm×10 mm×1 mm 方片。样品表面先用180～3 000 #的砂纸机械抛光，然后在2 % NaOH（质量分数）溶液中电化学抛光（～10 V，60 s），最后进行丙酮、乙醇、去离子水超声清洗，随后烘干。

图1展示了利用SEM背散射探头拍摄的各样品辐照面的显微组织。从图1可以看到，各样品均具有细晶组织，晶粒尺度在2 μm左右。细致分析这些组织又有显著区别。PW-AT的晶粒内部具有不均匀的灰色衬度，晶粒之间衬度变化不明显，晶界较模糊，其为温轧产生的形变组织（横向-法向面）。W-Zr-Y2O3晶粒为等轴细晶，细晶内部灰度均匀，晶粒之间衬度对比明显，晶界清晰，为典型再结晶形貌；其为热轧过程中控制发生动态再结晶生成[5]。PW-BK的组织介于两者之间。这些微观组织的生成与它们的制备工艺密切相关。

图1 各钨样品辐照面显微结构SEM图Fig.1 SEM images of the microstructure of the D irradiated surface for each sample

1.2 MAPES平台D等离子体辐照

在EAST托卡马克装置运行期间，利用该装置中的MAPES平台开展了多种W材料的辐照试验[8-9]。试验时W样品固定在不锈钢材质的样品架上（图2），每片样品辐照面积为8 mm×8 mm。样品表面位于活动限制器后方5 mm处，使用朗缪尔探针测得其局域电子温度和密度分别为Te= 5～10 eV和ne=1×1018m–3。W材料共经历等离子体放电367炮，总辐照时间约为2 000 s。样品背面贴有热电偶，由于等离子体产生的热量，测得的温度变化范围为323～623 K。

图2 MAPES平台在EAST中的位置与样品安装示意图Fig.2 MAPES platform location and sample installation diagram in EAST

1.3 材料形貌变化及D滞留分析

为了分析D等离子体辐照对W样品表面形貌的影响，采用ZEISS场发射型SEM对W表面进行了表征。由于辐照时样品边沿被样品架覆盖，可认为其保留了辐照前形貌；文中辐照前形貌图为辐照后在样品边沿拍摄。

利用热脱附谱仪（TDS）分析了辐照后W材料中的D滞留行为。TDS装置为中国科学院等离子体物理研究所自主设计搭建[10]。试验前样品置于石英管样品室内，由真空泵组将样品室抽至10–5Pa左右。升温过程中，石英管与样品同时被红外炉加热；K型热电偶插入石英管顶部小孔，与样品共同处于红外炉均匀加热区中，故可近似认为热电偶温度即为样品温度。利用四极质谱仪（MKS公司产品，量程为1～100 amu）测量脱附气体D2和HD的分压，并结合EVAC公司提供的标准漏孔数据对脱附气体进行了定量分析。本试验所用升温曲线为：1 K/s加热至1 273 K。

2 结果与讨论

2.1 钨样品表面损伤行为分析

对D等离子体辐照前后的W样品在SEM二次电子模式下进行了形貌表征。图3（a）为纯钨PW-AT辐照前图像，样品表面光滑。图3（b）、图3（c）为PW-AT辐照后的图像，可以观察到样品表面出现了亚微米尺度平台状或椭球状起泡。文献中[11-12]采用聚焦离子束切割辐照后W样品截面发现，气泡下的浅表层中存在严重的晶格扭曲变形并伴有微裂纹，甚至能看到临近的晶界开裂。D等离子体辐照起泡的机理仍在探究当中[2,11-13]。一般认为，表面起泡与高束流密度D等离子体轰击在W样品浅表层形成超高D溶解浓度有关。高浓度意味着高的平衡气压，引起材料局域高应力场。温度高于韧脆转变温度时，应力通过位错运动（塑性形变）释放，在材料表面起泡并在近邻晶界形成孔洞；温度低时，高应力场直接引起浅表层材料开裂。

纯钨PW-BK辐照前表面光滑（图3（d）），辐照后出现明显微裂纹（图3（e）、图3（f））。微裂纹沿着某些晶界拓展，这些晶界之间的距离为几十甚至上百微米，尺度与轧制后形成的母晶粒尺度相当[6]。沿着裂纹拓展的路径上，可以观察到随处分布的微米尺度鼓泡。鼓泡分两种，大鼓泡尺度几乎相同，约3 μm左右，裂纹一般沿鼓泡边沿扩展；小鼓泡尺度不等，裂纹穿过鼓泡扩展。D等离子体辐照引起的W表面鼓泡现象文献中尚未见报道，形成机理不清楚。通过EDS对鼓泡处的元素成分进行分析，发现大小鼓泡处氧含量均极高，氧钨质量比均接近甚至大于1/3；但两者元素成分无明显区别。图4为典型EDS结果示例（其中微量Fe元素可能是不锈钢材质的样品底座被等离子体刻蚀后迁移至样品表面所致）。高的氧含量可能是由于粉体纯度不够或者制备过程中气氛控制不当所致。许多鼓泡四周出现了贯通的微裂纹；可以猜测在热应力或电磁力的作用下，这些鼓泡盖极易脱落形成灰尘，将对高参数等离子体的运行造成极大破坏作用。

图3 各钨样品D等离子体辐照前后表面形貌SEM图Fig.3 SEM images of surface morphology of each W sample before and after D plasma exposure

图4 辐照后PW-BK样品表面鼓泡处EDS分析Fig.4 Example EDS result for the bubbling surface of PW-BK sample after D plasma exposure

图3（g）展示了W-Zr-Y2O3样品辐照前表面SEM图像。基体内W晶粒表面平整，晶界处散布着尺度约 2～3 μm的 Y-O-Zr颗粒。图 3（h）、图 3（i）为W-Zr-Y2O3样品辐照后的SEM图像。可以看到，经过辐照样品表面无明显起泡或开裂，几乎与辐照前样品表面形貌一致。W-Zr-Y2O3优异的耐D等离子体辐照性能与其微结构密切相关。一方面，W-Zr-Y2O3良好的细晶组织（图 1（c））能有效抑制辐照起泡。M. Miyamoto等[14]人探究超细晶W-1.1 % TiC（质量分数）的D等离子体辐照后指出，因为D能沿晶界快速扩散，具有超细晶粒结构的W材料能有效抑制表面起泡，表现出更佳的耐D等离子体辐照性能。另一方面，W-Zr-Y2O3中的细晶均为控制再结晶生成，晶粒内部位错密度低[5]，极可能抑制D辐照起泡。W.G.Guo等[12]人最近提出了D辐照起泡的刃型位错形核机制，通过试验证明了具有低密度位错的材料减少了起泡形核率因而具有更优的耐D等离子体辐照性能。

2.2 钨样品中D滞留行为分析

TDS谱是由样品中不同的缺陷阱释放峰耦合而成的，宏观地展示了样品整体的D滞留特征。图5为D等离子体辐照后各W样品的TDS谱（其中W-Zr-Y2O3展示了两片样品的结果）。从图5可以看到，PW-AT样品的D脱附温区为400～1 200 K，具有三个明显的脱附峰，其中低温脱附峰位于 470 K附近，中温脱附峰位于790 K附近，高温脱附峰位于1 010 K附近。PW-BK样品的D脱附温区为400～1 200 K，有两个明显的脱附峰，低温脱附峰位于430 K附近，较高温脱附峰位于790 K附近（该峰与PW-AT样品的中温脱附峰位相同）。W-Zr-Y2O3样品脱附温区为350～450 K，具有单一的D脱附峰，位于400 K附近。

图5 不同W材料D等离子体辐照后的TDS谱Fig.5 TDS spectra of different W materials after D plasma exposure in EAST

不同的脱附峰意味着W材料中不同的D俘获缺陷类型。上述三个样品中的D脱附峰可总结为三种，分别是低温脱附峰 400～470 K、中温脱附峰～790 K和高温脱附峰～1 010 K。研究表明，低温脱附峰可能与D从W晶界及位错处脱附有关[15]。三种W材料均具有细晶组织（图1），晶界密度高。此外，三种材料均经过轧制处理，均有一定密度的位错。因此，晶界和位错对D的俘获可能是产生低温脱附峰的原因。有趣的是上述三个样品的低温脱附峰依次左移。考虑到辐照面晶粒尺度相差不大，峰位左移可能是位错密度变化所致。从图1可以判断三种材料中的位错密度依次降低，因而可能是位错密度降低导致了峰位左移。高温脱附峰可能与大尺度空位团簇或微孔洞对D的俘获有关[16]。介于两者之间的中温脱附峰则可能是单空位对 D的俘获所致[15]。

通过对TDS随时间的释放曲线进行积分，可以确定样品中D的滞留总量。从图5可以得出各W材料中D滞留量显著不同。PW-AT中D滞留量最大；结合峰位分析可知，高D滞留主要为高密度的位错、空位型缺陷所致。PW-AT中的高密度位错和空位除了源自其形变组织，还可能与该材料表面起泡有关。研究表明，W表面起泡在材料中产生了大量位错型和空位型缺陷，导致了D滞留显著增加[12]。PW-BK中D滞留量明显降低，与该材料较低密度的形变位错、表面起泡得到抑制有关。W-Zr-Y2O3的D滞留量最低。为了说明该材料D滞留结果的稳定可重复性，图5中显示了两片相同W-Zr-Y2O3样品的TDS谱，图6为其放大图。可以看到，虽然两片样品的D滞留量略有区别（材质不均、在样品架位置不同及 D等离子体参数随机扰动等因素所致），但其总D滞留量远小于PW-AT和PW-BK，故可忽略不讨论。该结果充分显示了W-Zr-Y2O3材质辐照后低D滞留的特点。

图6 两片相同W-Zr-Y2O3样品D等离子体辐照后的TDS谱Fig.6 TDS spectra of two identical W-Zr-Y2O3 samples after D plasma exposure

值得指出的是，虽然Zr是典型的吸氢材料[17]，微量Zr元素的添加并未造成W-Zr-Y2O3中D滞留量显著增加。可能与Zr在该材料中以ZrC、ZrO、Y-O-Zr等形式存在有关[5]。研究表明Zr与C等具有极强的结合能[18]，如：即使在高温2 273 K将ZrC暴露于真空中1 h或者高温1 373 K时将ZrC暴露于氢气1 h，ZrC仍能较好地保持自身结构。Zr与C等稳定结合可能减小了Zr的吸D效果，故在研究中并未造成D滞留的显著增加。

3 结 论

在EAST托卡马克装置运行期间，通过MAPES平台开展了三种钨材料（PW-AT、PW-BK和W-Zr-Y2O3）的 D等离子体辐照试验，分析了辐照前后各样品表面的形貌变化以及D滞留行为，主要结论如下。

（1）中科院固体物理研究所提供的W-Zr- Y2O3展现出优异的耐D等离子体辐照起泡性能，可能与其在热轧过程中控制生成的等轴细晶组织密切相关。一方面，细晶意味着晶界密度高，D等离子体加载时能沿着晶界快速扩散，有效抑制了材料表面起泡。另一方面，等轴细晶组织为控制动态再结晶生成，位错密度低，减少了表面起泡的形核率。

（2）中科院固体物理研究所提供的W-Zr- Y2O3具有最低 D滞留，与该材料中低密度的位错/空位型缺陷有关。低位错/空位源于该材料致密的等轴细晶组织，同时得益于D辐照起泡的有效抑制。

（3）北京科技大学制备的轧制纯钨表面起泡和D滞留均明显优于ITER级别纯钨，与该材料较优的细晶组织有关；但材料表面出现了大量的微裂纹，并且沿裂纹分布了大量氧含量极高的鼓泡，需要优化制备工艺改善其性能。