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。……