吴 石，刘丽霞，邓辉球，贺新福,*，王东杰，曹金利，杨 文

(1.中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究所，北京 102413; 2. 湖南大学，湖南 长沙 410082)

受控核聚变反应堆能解决人类终极能源问题，但聚变堆运行条件对面向等离子结构部件材料(PFMs)提出了严苛的要求，包括导热性、强度、延展性、抗热震性、热疲劳性、高温下的结构稳定性、低活化以及在14.1 MeV中子长期辐照条件下的稳定性等[1]。在众多候选材料中，因W及其合金具有高熔点(3 410 ℃)、低溅射、导热性能优异以及不与H反应等优点，被视为最有应用前景的PFMs[2]。但由于W的原子序数Z很高，一旦有W杂质进入等离子体中，将冷却等离子体，导致聚变反应难以维持。同时W属于难熔金属，未辐照条件下即具有极高的韧-脆转变温度(大于700 ℃)[3]。辐照诱导的W内微观缺陷的扩散、聚集等行为驱动着材料内微观结构的不断演化，并在材料内形成多种微观缺陷组织(如位错环、空洞等)，这些微观缺陷阻碍位错运动从而导致W及其合金的韧性降低、脆性增加，引起韧-脆转变温度上升，加速PFMs在运行温度下的脆断风险，危及聚变堆的稳定与安全运行[4]。

在经典的形核理论中，基于热扩散导致的缺陷演化，即各类缺陷在温度作用下发生的扩散诱发的聚集成团，已广泛应用于各类热老化条件下材料内缺陷演化行为的预测与评估，解释了空洞的形核及长大过程[5]。然而，在高能粒子辐照尤其是中子和重离子辐照条件下，经典形核理论并不能精准预测位错环等缺陷浓度的变化，Yoshida[6]通过实验观测发现，在290 ℃中子辐照Fe-Ni-Cr模型合金中，采用经典形核理论预测的位错环数密度较实验观测值(约1023m-3)低3个量级。……