核聚變堆用W及其合金輻照損傷行為研究進展
作者：吳玉程 合肥工業(yè)大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院; 合肥230009; 合肥工業(yè)大學(xué)有色金屬與加工技術(shù)國家地方聯(lián)合工程研究中心; 合肥230009; 太原理工大學(xué)新材料界面科學(xué)與工程教育部重點實驗室; 太原030024
摘要：受控?zé)岷司圩兡茏鳛橐环N清潔且原材料豐富的終極理想能源,被認為是未來能夠有效解決能源問題的主要途徑。而在實際聚變反應(yīng)過程中,面向等離子體材料(plasma facing materials,PFMs)需要面臨極其苛刻和惡劣的環(huán)境。W及其合金是目前最具有應(yīng)用前途的PFMs的候選材料,但由于其低溫脆性、再結(jié)晶脆性和輻照脆化等性能方面的不足,還不能達到PFMs的使用要求。本文對W及其合金在不同輻照粒子下的損傷行為的機制進行了詳細闡述,并對相關(guān)領(lǐng)域近年來的研究進展進行了綜合評述和展望,旨在為后期鎢基材料輻照方面的研究提供參考。
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