第37卷第3期ChinaTungstenIndustryVol.37,No.32022年6月Jun.2022收稿日期：2022–06–01资助项目：核工业西南物理研究院“西物创新行动”（202103XWCXRC002）作者简介：钟铭（1987-），男，广西梧州人，工程师，主要从事粉末冶金及金属热变形加工工程技术研究工作。通讯作者：周张健（1972-），男，陕西合阳人，教授，主要从事先进核能系统材料研究工作。DOI:10.3969/j.issn.1009-0622.2022.03.005氧化钇含量对W-ZrC复合材料显微组织和抗热冲击性能的影响钟铭1，都娟2，周张健1（1.北京科技大学材料学院，北京100083；2.核工业西南物理研究院，四川成都610225）摘要：钨是聚变堆面向等离子体材料的主要候选材料，抗瞬态热冲击能力是其重要的服役性能。为了提高钨的抗热冲击性能，以W-0.5%ZrC复合材料为基体，采用放电等离子烧结制备了具有不同氧化钇含量的W-ZrC-Y复合材料，采用扫描电镜和透射电镜对氧化钇含量与晶粒组织之间的关系进行研究，通过显微硬度和抗弯强度测试对不同氧化钇含量样品的力学性能进行比较，采用高能电子束对其瞬态热冲击行为进行测试。结果表明，钇添加含量为0.5%时，所制备的复合材料具有最为均匀的细晶组织，其弯曲强度最高，同时具有最高的抗瞬态热冲击开裂阈值。关键词：钨；面向等离子体材料；氧化钇；抗热冲击性能中图分类号：TG135文献标识码：A聚变能的研究对于解决人类能源和环境问题意义重大。聚变能的工程应用还存在许多瓶颈问题，其中之一就是关键材料的开发。现有材料很难满足聚变能系统堆芯高温、强辐照的苛刻环境。聚变材料研究面临的任务是开发高性能的新型材料和探索提高现有材料性能的途径。其中，面向等离子体材料（PlasmaFacingMaterials，简称PFMs）用于保护第一壁结构材料和元件免受等离子体轰击的损伤，其性能优劣关系到等离子体的稳定性，是聚变堆至关重要的材料之一[1]。钨具有熔点高、导热性好、溅射阈值低等优良特性，是聚变堆等离子体面材料的重要候选材料[1-3]。对于纯钨而言，其韧脆转变温度较高，再结晶温度较低，强度随温度升高而显著降低，在1000℃时，整体钨的强度相对于其室温强度下降约60%[4]。为了解决上述问题，通常采取以下方法：将W与Ti，V，Ta和Re等合金元素进行合金化或制备钨基高熵合金[5-7]；通过超细晶和纳米晶显微组织控制提高韧性[7]；通过将氧化物粒子（如氧化钇）或碳化物粒子（如TiC，ZrC）引入钨基体进行弥散强化[7-10]，以及通过纤维增强增韧等[11-13]。这些方法中，碳...
