第37卷第3期ChinaTungstenIndustryVol.37,No.32022年6月Jun.2022收稿日期：2022–05–16资助项目：国家自然科学基金（51701014；12175013）作者简介：易晓鸥（1984–），女，湖南湘乡人，副教授，博士，本刊中青年编委，主要从事金属材料及界面的辐照缺陷表征与损伤效应研究。DOI:10.3969/j.issn.1009-0622.2022.03.003W-5Ta合金的高温自离子损伤及热回复试验研究易晓鸥，张高伟，韩文妥，刘平平，詹倩，万发荣（北京科技大学材料科学与工程学院，北京100083）摘要：钨-钽（W-Ta）合金研究对聚变堆钨基材料的研发与服役可靠性评价具有重要意义。本研究围绕热锻W-5%Ta（质量分数）合金开展了高温自离子辐照损伤（2MeVW+，800℃/1.2dpa）及热回复试验（1000℃/1h）。采用透射电镜显微缺陷表征方法，证实了高温辐照态样品中出现了大量位错环，其中部分位错环的空间分布表现出“筏型组态”特征。经统计分析，在高温辐照态样品中位错环平均尺寸和数密度分别达到（7.1±1.8）nm和（1.5±0.2）×1022m–3；而在辐照后退火态样品中，位错环平均尺寸增加至（10.4±6.5）nm，数密度下降至（1.1±0.1）×1022m–3，辐照孔洞开始出现。结合相关文献，依据辐照缺陷的尺寸、数密度指标讨论了金属W中辐照缺陷在第IV、V回复阶段下的演化机制以及Ta元素的作用。比较发现Ta的钉扎作用延缓了辐照位错环的尺寸粗化与数密度下降趋势，而Ta对辐照孔洞的演化影响甚小。关键词：聚变堆材料；W-5Ta合金；自离子损伤；辐照缺陷；热回复中图分类号：TG146.4；TL62文献标识码：A0引言金属钨（W）是核聚变反应堆中面向等离子体部件的主要候选材料。其服役工况严苛，涉及高温（773～1723K）、高热负荷（10～20MW/m2）、高剂量快中子（14.1MeV）与氢氦离子的轰击，累积高浓度辐照缺陷和核嬗变产物[1-2]，造成热疲劳、表面刻蚀、氢同位素滞留、辐照硬化、脆化以及肿胀等问题[3]。Rieth等[4-5]在欧洲聚变发展协议（EuropeanFusionDevelopmentAgreement，EFDA）框架的支持下开展了早期聚变用W-Ta合金的研发。Ta是金属W在聚变堆内服役时自然累积的嬗变产物之一。据中子学模拟预测，在聚变堆第一壁工况下服役5年时间，纯W制部件将转变为包括3%Re、1.4%Os和0.9%Ta（质量分数，下同）等在内的多组元合金[6]。一系列材料改性研究证实，金属W中添加1%～5%Ta对提升材料的抗冲击韧性和韧脆转变温度（Brittle-DuctileTransitionTemperature，DBTT）无显著效果[7-8]，但可抑制氢同位素滞留[9-10]...
