中國核電網獲悉：近期，中科院合肥研究院固體所核材料研究團隊聯合等離子體所姚達毛研究員團隊在鎢材料的熱負荷沖擊疲勞損傷機理研究方面取得新進展。團隊通過電子束熱負荷沖擊的方式，研究了兩種代表性彌散強化鎢材料W-ZrC和W-Y2O3微觀結構演化與性能退化之間的關聯性，揭示了熱疲勞誘導顆粒粗化、剝落和微裂紋的形成機理。相關成果發表在 Journal of Materials Science & Technology 上。
磁約束聚變裝置中，面向等離子體的第一壁鎢基材料直接包圍高溫等離子體，通常面臨5-20 MW/m2的穩態熱負荷及約1GW/m2瞬態熱沖擊。高溫、高熱負荷會導致材料再結晶、開裂甚至表面熔化，材料性能顯著下降。因此，第一壁材料在服役前，需要對其熱沖擊性能進行系統的評估。基于面向聚變堆第一壁鎢基材料研發和性能考核的迫切需求，固體所核材料研究團隊近年來成功搭建了30 kW高熱負荷研究平臺EBMP-30(圖1)，其最大輸出電壓達100 kV，最大輸出功率到30 kW，電子束掃描面積達30×30 mm2，掃描頻率達35 kHz，具有高效、熱加載均勻等優點，適用于第一壁鎢材料和部件抗熱負荷性能的測試評價。
圖1. 固體所核材料研究團隊搭建的30 kW、100 kV高熱負荷研究平臺EBMP-30
研究團隊基于EBMP-30電子束熱負荷平臺，以兩種代表性的彌散強化鎢材料W-0.5wt% ZrC(WZC)和W-1.0wt% Y2O3(WYO)為研究對象，在10-30 MW/m2熱負荷功率密度(APD)范圍內，研究了多次熱負荷沖擊下材料的損傷行為。當APD ≤ 20 MW/m2時，WZC和WYO試樣的微觀結構和拉伸性能(圖2)相比初始樣品均無明顯變化。但當APD ≥ 22 MW/m2時，WYO試樣發生再結晶和明顯的晶粒長大，同時觀察到Y2O3顆粒從W基體脫落，WYO的極限抗拉強度(UTS)從861 MPa下降到510 MPa，總延伸率(TE)從15%下降到接近零(圖2b)。結果顯示，由于Y2O3顆粒與W基體之間的熱膨脹系數不匹配，熱加載過程中粗大的Y2O3顆粒受熱膨脹會擠壓W基體，使W基體發生不可逆的塑性變形，冷卻后Y2O3顆粒收縮導致Y2O3顆粒與W基體之間形成微裂紋，最終在多次熱疲勞作用下粗大的Y2O3顆粒從鎢基體脫落，形成孔洞和宏觀裂紋(圖3)。而WZC由于高的再結晶溫度(RCT)(~1300 oC)，在22 MW/m2的熱加載后，僅發生部分再結晶，仍保持816 MPa高的UTS值(圖2a)。此外，由于WZC合金中ZrC的熱膨脹系數與W基體相當，且ZrC顆粒尺寸細小、分布均勻，有效避免了ZrC顆粒脫落和微裂紋的形成。
圖2. (a) WZC, (b) WYO和(c) ITER-W試樣熱沖擊后的拉伸應力-應變曲線
該研究揭示了彌散強化鎢材料微結構損傷與力學性能退化之間的關聯性，以及高熱負荷疲勞損傷的微觀機理，為后續進一步發展高性能鎢基材料提供了重要參考。博士生王慧為該論文的第一作者，謝卓明副研究員和吳學邦研究員為該論文的共同通訊作者。
上述工作得到了國家重點研發計劃、國家自然科學基金、安徽省自然科學基金和合肥研究院院長基金融合專項等項目的資助。
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