«——【·前言·】——»
人类对电力的需求正以前所未有的速度增长，发展中国家经济快速增长，加上人口增长，预计到70年电力需求将增长2040%。
这种需求的增加必须与减少电力生产碳排放的需求相抵消，以避免灾难性的气候变化。
虽然在其他无碳电力来源方面取得了广泛进展。
具有碳捕获和储存功能的太阳能或煤炭，但对供应可靠性或成本的担忧意味着核能可能成为并日益重要的基线电力供应来源。
自1950年代出现以来，核裂变已被广泛用作电力来源，特别是在法国等国家，80%的电力由核电站产生。
对长寿命放射性废物和公共安全的担忧导致成本增加和政治转向核电，特别是在2011年福岛灾难之后。
平衡上述因素正在推动将核聚变发展为可行的电力来源，精心的反应堆设计将使聚变成为一种高效、负担得起的低碳能源，没有长寿命的放射性废物和固有的安全性。
在建造聚变发电厂之前，需要在几个领域取得科学进步，包括等离子体物理学和能够在高温下运行的抗辐射材料。
«——【·实验材料与方法·】——»
目前聚变反应堆的主要设计是托卡马克，托卡马克使用强大的环形磁场将等离子体限制在150.1亿K。
在此温度下，氘和氚离子可以克服静电排斥并融合在一起释放能量，必须提取反应产生的氦气，其他颗粒也会漂移到受限的等离子体体积之外。
这些高能粒子穿过最后一个封闭的通量表面进入刮除层。
在这个区域，离子将沿着开放的通量线，直到它们与表面碰撞。
在大型托卡马克中，使用分流器来吸收能量并捕获灰烬颗粒。因此，分流器暴露在非常高的热通量中。
除了热通量外，来自等离子体的高能粒子的冲击还会导致溅射和侵蚀。
如果溅射粒子回到等离子体中，高原子序数材料中电子跃迁的辐射损失将导致等离子体冷却。
为了最大限度地提高性能，必须将这种能量损失降至最低，因此必须使用低Z材料或具有高溅射能量的材料。
对材料选择的进一步要求来自聚变反应产生的中子。
这些高能中子离开等离子体，因为它们不受磁场的限制，并与反应堆的结构相互作用。
当与物质相互作用时，中子会引起位移损伤和嬗变。
反应堆内的这种结构材料必须具有抗辐射性，以避免因辐射损坏而发生故障，并且为了尽量减少放射性废物，必须使用低活化材料。
活化取决于原始材料的元素和同位素，因此某些元素被排除在聚变反应堆之外。
碳纤维复合材料作为转向器材料在欧洲联合环面中进行了测试，它们由低Z材料制成，沿纤维轴具有高导热性，因此似乎是最佳选择。
由于碳瓦和等离子体中的氢气之间的反应引起的化学侵蚀导致更快的侵蚀，并担心反应堆内氚保留的可能性。
为了尽量减少聚变反应堆事故的风险，必须仔细控制氚水平，氚保留可能导致过量。
JET的碳壁被钨分流器和铍第一壁所取代，两者都显示出显著减少的侵蚀。
钨被选为碳的替代品，因为它具有高溅射能量阈值和高热负荷下的低侵蚀。
它已成功用作多个聚变实验的分流器材料，例如ASDEX和JET。
由于这一成功，以及缺乏合适的聚变反应堆替代品。
它已被选为下一个大型托卡马克ITER的分流器材料，并可能用作商业规模聚变装置的分流器，也可能是第一种壁材料。
在提高研究人员设计钨部件的能力以及理解其在聚变环境中的行为方面，挑战是相当大的。
钨将在773至1723 K之间运行，具体取决于位置和反应器设计。
这些高温提高了钨的延展性，但使在熔化相关条件下研究钨变得困难。
开发钨的两个关键挑战是制造结构分流器组件和开发钨辐照性能的完整图片。
本文主要关注这两个挑战中的后者，特别是对聚变中子辐射下钨性能的预测，聚变反应产生的大部分能量包含在14.1 MeV中子中。
这种中子不受磁场的约束，与聚变反应堆的内部结构发生碰撞。
每个中子都会在材料内引起级联损伤，从而导致空位和间隙原子过多。
在聚变反应堆的生命周期内，损伤水平预计每个原子将达到几个位移。
除了这种直接损伤外，中子还会引起嬗变，导致材料内杂质元素的积聚。
这些形式的初级损伤会导致微观结构的变化，进而影响材料的热性能和机械性能。
中子和材料之间的临界相互作用发生在中子与原子相互作用时，将中子能量的很大一部分转移到产生初级敲击原子中。
由于时间和长度尺度较小，建模可以最好地了解材料在级联期间和之后不久的行为。
物质模型中的停止范围经常用于给出dpa的估计值，该模型计算从其晶格位点移位的每个原子。
大量的空位和插页式是由级联产生的，因此许多空位和插页式会在初始级联后的短时间内湮灭。
虽然大多数插页式和空位会在原始级联后不久相互湮灭，那些剩余的可以堆积形成错位回路。
以前人们认为只有循环才会形成，由于钨的弹性各向同性。
在101 K的照射下，存在环路，这是15-20 K辐射的结果，随后进行了分子动力学模拟，并与实验结果相匹配。
这突出了辐照损伤模型作为预测工具的缺点，位错回路本身充当位错运动的障碍，因此有助于材料的辐射硬化。
对于较大的缺陷，它们也是亚稳态的，因此在较高温度下，空位迁移率足够高，通常会观察到空隙形成并导致膨胀。
体心立方金属的膨胀率明显低于面心立方金属，因此，对于辐照剂量高但仍然普遍观察到空隙形成的应用是优选的。
由嬗变形成的氦气可以起到稳定辐照产生的缺陷的作用，这通过暴露于可以在高温下扩散到材料中的等离子体中的氦气而增强。
结果包括增强钨内部的空隙形成，并可能导致表面起泡。
辐射损伤对钨的影响主要关注的是导热系数和辐射脆性的变化。
如果要将钨用作结构材料，反应堆的工作温度必须高于BDTT，BDTT会因辐射损伤而升高。导热系数降低和辐照脆化的综合效应，会导致钨在聚变反应堆中暴露的热循环而开裂。
有许多技术用于分析材料中的辐射损伤，这包括从显微镜到大规模机械测试。
使用微米级测试可以最大限度地减少分析所需的材料体积，从而可以以最小的风险检查活性样品。
此外，离子辐照被用作中子辐照的替代品，但只能穿透材料中的几微米，微力学允许将离子辐照的测试结果直接与中子辐照进行比较。
透射电子显微镜允许直接观察纳米尺度的辐照损伤，通过使用TEM，可以在同一区域获取缺陷的图像以及衍射图。
这允许识别位错环的方向，并且可以识别使用聚焦不足和过度聚焦的空隙。
此外，可以识别任何沉淀物及其晶体图案。
纳米压痕是微机械测试的基础，纳米压痕仪允许在亚微米尺度上进行力-位移测量。
使用这种技术最简单的测量是简单的硬度计算，通过施加的力除以接触面积来计算，可以有效地应用于测量材料的辐照硬化。
弹性模量可以使用奥利弗和法尔方法计算。
为了增强从纳米压痕中获得的数据，可以进行微柱或微悬臂测试。
这些形式的测试提供了有关塑性变形和断裂力学的附加信息。
近年来，关于钨的工作已经进行了大量工作，这是在使用钨分流器的ITER构建过程中，以及在演示设计阶段。
以预测合适的工作温度范围和器件寿命。
近年来，关于钨的工作已经进行了大量工作，这是在使用钨分流器的ITER构建过程中，以预测合适的工作温度范围和器件寿命。
«——【·实验结果与讨论·】——»
钨的早期中子辐照研究决定了辐照钨的恢复阶段，描述空隙形成和肿胀，并显示了钨铼合金中χ相的辐照诱导析出。
在研究期间，钨没有作为结构材料进行研究，而是被用作裂变反应堆的高温热电偶，因此重点主要集中在电导率的变化上。
在早期关于在新型反应堆设计中，使用钨的建议中获得了一些非常有限的机械测试数据，这些结果表明钨的辐照硬化和脆化。
在1990年代初期，钨被提议作为ITER分流器的潜在材料，在此之后，对辐照钨特性的研究重新兴起。
从那时起，这一新的研究方向继续上升，因为由于氚保留问题，碳纤维复合材料已被排除为面向等离子体的材料。
JET在类似ITER的墙上表现良好，具有钨分流器。
从那时起，钨的中子辐照已经在几个不同的地点进行，包括日本的JOYO和JMTR以及2005年至2015年间在美国的高通量同位素反应堆。
这些辐照的样品已使用TEM，电阻测量和纳米压痕进行了分析。
透射电子显微镜对中子辐照的钨铼进行了早期工作，揭示了辐照诱导的偏析效应。
这种效应在许多其他合金中也有观察到，并对辐照诱导的W-Re热电偶的解析校准做出了重大贡献。
威廉姆斯等人在美国实验增殖反应堆II中研究了受辐照的钨样品。
研究人员的研究结果显示，各种形态的金属间析出物已经形成。
值得惊讶的是，形成的是χ相，而不是含有较低铼含量的σ相。
对此，已经提出了几种解释，包括σ相形成较慢，因此不被青睐，以及由于其高有序能量、低缺陷迁移率和接近等原子组成。
辐照损伤有利于σ相的溶解，赫希茨和塞德曼对在EBR-II中以10、848和898 K照射的W-948 wt-% Re进行了进一步的调查。
在8.6 dpa的损伤水平和速率为dpa s-1的情况下，研究人员使用场离子显微镜-原子探针表明W-Re沉淀物均匀形成，并且没有检测到空隙的形成。
含有铼和锇的样品旨在测量嬗变对聚变反应堆中钨行为的影响。
在照射期间发生的嬗变没有计算或测量，因此最终的成分并不完全清楚。
钨在快堆中的嬗变可以忽略不计，该研究表明嬗变速率与中子光谱密切相关，而中子光谱在样品在快堆中的位置上波动。
简单地假设嬗变可以忽略不计可能是无效的，因为JOYO的中子光谱与FFTF的中子光谱可能不相似。
没有详细说明剂量率、辐照时间、在反应堆中的位置以及辐照发生在反应堆周期的哪个阶段；因此，无法确定所提供的辐照数据的准确性。
提供了循环数，使得可以理论上计算辐照的持续时间和剂量率，并且具备温度控制的精度。FFTF的所有数据都有更好的记录，每个材料开放测试组件的辐照条件报告都可以在线获得。
研究结果表明，初始铼含量为5 wt-%或更高的样品抑制了空隙的形成，并导致了沉淀物的形成，沉淀物被再次分为两种类型，即等轴和血小板。
在日本进行的一系列研究中，对辐照的钨和钨铼进行了最广泛的分析。
研究人员对在日本材料试验堆中照射的钨样品进行了分析，在873和1073 K的温度下，损伤水平为0.15 dpa。
研究人员的研究显示，辐照形成了空隙和环，表明随着温度的升高，空隙的尺寸增加，而空隙的密度随着铼含量的增加而降低。
研究人员没有检测到辐射诱导的分离，JMTR的中子光谱与FFTF和JYO明显不同。
因此中子光谱的热成分将高得多，导致每个dpa的嬗变显著增加。
由于这两种不同中子源的结果不能直接进行比较，因此需要谨慎对待。
研究之间的主要区别在于温度范围和反应器类型。
在较高的温度下，辐射损伤的退火更有可能。
因此这可能是He等人观察到的平均硬度增加较低的原因，但是纯钨的结果随后成为异常。
使用混合中子光谱进行辐照，因为He等人检测到的纯钨的异常高硬化可能是由于W到Re和Os的嬗变，这没有被解释。
差异的另一种可能解释是空隙形成，在使用的较高温度下，更容易形成空隙。
两位研究人员都没有明确观察到剂量水平低于1 dpa的空隙，但长谷川后来在673 K，0.17 dpa和913 K，0.4 dpa处确定了它们。
空隙被认为是纯钨辐照硬化的主要贡献者，但被铼含量抑制；在含铼的钨合金中，沉淀形成被认为是辐照硬化的主要贡献者。
«——【·总结·】——»
钨是一种在聚变环境中具有重要应用的材料，它具有良好的高温抗热性、机械性能和热传导性能。
预测钨在聚变环境中的性能是一个复杂的问题，需要考虑多个因素和条件，钨在高温条件下具有出色的抗热性。
在聚变反应中，高能量的中子轰击会导致材料的剧烈加热，因此钨需要能够承受极高的温度。
根据研究，钨的熔点非常高，约为3695摄氏度，这使其成为一个理想的材料选择。
钨具有良好的机械性能，在聚变环境中，钨需要能够承受强大的力量和应力。
在聚变反应堆中，需要通过将氦等气体注入钨材料来冷却和冷却材料，气体注射可能导致空隙形成和材料脆化的问题，这对钨的稳定性和耐久性构成挑战。
尽管钨具有优异的高温抗热性、机械性能和热传导性能，但在聚变环境中的性能还是可预测。
«——【·参考文献·】——»
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