高温下氦离子辐照对钨材料微观结构的影响

高温下氦离子辐照对钨材料微观结构的影响 Effect of He Ion Irradiation on the Microstructure of Tungsten at High Temperature 1 first-author 罗凤凤，女，助理研究员，现主要从事核技术在材料科学中的应用研究. E-mail:luoffwhu@163.com 罗凤凤，女，助理研究员，现主要从事核技术在材料科学中的应用研究. E-mail: luoffwhu@163.com luoffwhu@163.com 1 2 1 2 2 江西省科学院 应用物理研究所, 江西 南昌 330029 江西省科学院 应用物理研究所, 江西 南昌 330029 Institute of Applied Physics, Jiangxi Academy of Science, Nanchang 330029, Jiangxi, China Institute of Applied Physics, Jiangxi Academy of Science, Nanchang 330029, Jiangxi, China 武汉大学 物理科学与技术学院, 湖北 武汉 430072 武汉大学 物理科学与技术学院, 湖北 武汉 430072 School of Physics and Technology, Wuhan University, Wuhan 430072, Hubei, China School of Physics and Technology, Wuhan University, Wuhan 430072, Hubei, China 本文以金属钨为研究对象，研究了高温He + 辐照对钨材料微观结构的影响.在800 ℃下用20 keV的He + 辐照，辐照剂量分别为5×10 19 He + /m 2 、1×10 20 He + /m 2 以及5×10 20 He + /m 2 ，然后用透射电镜(TEM)对辐照前后样品的微观结构进行表征.研究结果表明，钨在800 ℃辐照下有位错环和气泡的产生，随着辐照剂量增加，氦泡的尺寸不断增大，但体密度变小；位错环尺寸变大，体密度变小，位错环不断消失重组，形成了明显的线状位错.并且由 g · b =0不可见准则发现，钨在He + 辐照后有1/2〈111〉和〈100〉两种类型的位错环，且1/2〈111〉类型的位错环比例居多. The effect of He ion irradiation on the microstructure of tungsten at high temperature was investigated via transmission electron microscopy (TEM). The specimens were irradiated with 20 keV He + to a fluence of 5×10 19 He + /m 2 , 1×10 20 He + /m 2 and 5×10 20 He + /m 2 at 800 ℃. The result indicated that dislocation loops and He bubbles were observed after He + irradiation. With the increase of fluence, the mean size of He bubbles increased and the volume density decreased; meanwhile the mean size of dislocation loops increased, the volume density decreased, and then the line dislocations formed from the continuous coalescence and breaking of large loops. It was found that the dislocation loops were b =1/2〈111〉 and b = 〈100〉, according to the g · b =0 invisibility criterion, and the majority of dislocation loops were b =1/2〈111〉. 钨 He + 辐照 位错环 气泡 tungsten He + irradiation dislocation loops bubbles 引言 1 金属钨是面向等离子体材料(plasma facing materials，PFMs)中最具有应用前途的候选材料之一.因为在所有金属中，它的熔点最高，蒸气压最低，热导性好，高温强度高，不形成氢化物，不与氚共沉积，是一种很好的高热流密度部件的护甲材料.据此国际热核聚变(international thermonuclear experimental reactor, ITER)已确定了一条从铍/碳/钨到铍/钨，最后变成全钨的路线 [ 1 1 ~ 3 3 1~3 ] .然而，在聚变反应堆环境下，钨会遭受大量能量从几电子伏到几千电子伏不等的He + 辐照作用，从而导致材料损伤及力学性能降低 [ 4 4 ~ 6 6 4~6 ] . 目前He + 辐照对钨材料影响的相关研究很多，已有研究表明，当一定能量的He + 辐照钨时，大量钨原子被撞击离开平衡位置，形成空位(vacancy，V)和间隙原子(self interstitial atom，SIA)对，氦容易被金属钨中空位、位错及晶界等缺陷捕获形成He-V团簇，进而聚集形成气泡.由于间隙原子在钨中有较小的迁移能，大量SIA可能聚集形成团簇，进而形成位错环 [ 7 7 ~ 10 10 7~10 ] .当辐照剂量足够大，钨在He + 辐照作用下产生的气泡和位错环等损伤对钨的力学性能(脆化、硬化等)以及表面损伤(绒毛状结构、空洞及气泡等)也会造成影响.归根到底，研究钨中He + 辐照损伤问题就是研究钨在辐照作用下产生气泡和位错环的演化规律问题.但是目前大部分对钨辐照损伤的研究集中在表征其在严苛的聚变堆环境下的承受能力，对He + 辐照后纯钨的微观结构(尤其是位错环)直观的研究却比较少.PFMs的运行温度在500 ℃至1 000 ℃范围内 [ 11 11 ] .因此，本文选择800 ℃对金属钨进行不同剂量的He + 辐照，辐照剂量分别为5×10 19 He + /m 2 、1×10 20 He + /m 2 和5×10 20 He + /m 2 ，通过TEM观察金属钨在辐照前后的微观结构变化，分析不同辐照条件下的气泡和位错环等缺陷，从而研究高温下He + 辐照对钨材料内部微观结构的影响. 材料与方法 1 实验中使用的钨材料是纯度为99.97%的多晶钨.钨片经过一次热处理：1 200 ℃真空条件下退火2 h.电镜试样的磨制过程：通过线切割将材料钨切成20 mm×20 mm×0.5 mm大小，用80~1 200目的砂纸对试样逐步磨至小于0.1 mm，再冲成直径为3 mm的标准小圆片，然后用2 000目砂纸进一步减薄至约40 μm.最后使用电解双喷减薄的方法制作成透射电镜样品，电解液为1 % NaOH溶液(质量百分比)，减薄温度为10 ℃. He + 辐照实验在武汉大学加速器实验室的加速电压为200 kV离子注入机上完成，注入He + 能量为20 keV，辐照温度为800 ℃，辐照剂量分别为5×10 19 、1×10 20 和5×10 20 He + /m 2 ，共3组辐照样品. 图 1 图 1 是通过SRIM计算得到钨中损伤剂量及He + 浓度的分布图(剂量为5×10 19 He + /m 2 )，离位阈能 E d 为90 eV [ 12 12 , 13 13 ] .通过透射电镜(TEM)对辐照前后样品的微观结构进行观察.所用透射电镜型号为JEM-2010HT. 结果与分析 1 氦泡随辐照剂量的变化 2 图 2 图 2 是未辐照钨的TEM图.通过 图 2 图 2 ，可以发现钨的基体中观察不到位错环及气泡等缺陷. 图 3 图 3 是钨在800 ℃不同剂量He + 辐照下产生的氦泡.通过对样品中不同区域(不少于4个)进行观察统计，发现当He + 辐照剂量为5×10 19 He + /m 2 时，样品出现小尺寸的氦泡(平均尺寸为(1.62±0.04) nm)，体密度为1.5×10 23 /m 3 ；当辐照剂量不断增加至1×10 20 He + /m 2 ，氦泡尺寸明显增大，平均尺寸为(2.45±0.05) nm，体密度降低为1.2×10 23 /m 3 .当辐照剂量增大到5×10 20 He + /m 2 时，氦泡尺寸进一步增大，平均尺寸为(3.27±0.07) nm，出现大小泡共存现象，体密度更低，为1.0×10 23 /m 3 ，如 图 3(c) 图 3(c) 所示. 位错环随辐照剂量的变化 2 图 4 图 4 为钨在800 ℃不同剂量He + 辐照下产生的位错环，所有TEM图片均在[001]带轴下 g =200条件下拍摄，每幅TEM图的右下角标注了 g 的方向.通过对样品中不同区域(不少于4个)进行观察统计，可以发现，钨在低剂量5×10 19 He + /m 2 辐照下产生很多小位错环，平均尺寸为(9.7±0.4) nm，体密度为3.6×10 21 /m 3 .当辐照剂量增加至1×10 20 He + /m 2 ，位错环尺寸明显增大，平均尺寸为(15.2±0.7) nm，体密度降低为3.6×10 21 /m 3 .当辐照剂量增大到5×10 20 He + /m 2 时，位错环尺寸进一步增大，平均尺寸为(20.0±1.1) nm，而体密度最低为1.1×10 21 /m 3 ，并伴随着出现明显的位错线. 一般情况下，当 g · b ≠ 0时，位错环会出现，而当 g · b =0时，位错环会消失，可称之为 g · b =0不可见准则.通过不可见准则，可以判断位错环的柏氏矢量. 图 5 图 5 是钨在[001]带轴下4个不同的 g 条件下获得的位错环图片( g = 1 10，110，200和0 2 0).钨是体心结构材料，只有 b =〈100〉和1/2〈111〉两种类型的位错环，因此可以列出表进行比较，如 表 1 表 1 所示. 表 1 表 1 给出了[001]带轴下所有可能| g · b |的值.因此通过对比 图 5 图 5 和 表 1 表 1 确定本实验中5×10 19 He + /m 2 辐照下钨的位错环的柏氏矢量.为了便于判定位错环类型，在 图 5 图 5 中对位错环用圆圈及字母A，B，C进行标记.实线圆圈表示位错环出现(也即 g · b ≠0)，而虚线圆圈表示位错环消失(即 g · b =0).例如，A类位错环只在 g = 1 10的条件下消失( 图 5(a) 图 5(a) )，在 g =110，200和0 2 0的条件下都出现( 图 5(b) 图 5(b) ， 5(c) 5(c) 和 5(d) 5(d) )，即在 g = 1 10的条件下 g · b =0，从 表 1 表 1 中可以确定出这种位错环的柏氏矢量为 b =±1/2[111]或±1/2[11 1 ].同理，B、C类位错环的柏氏矢量可以确定分别为 b =±1/2[ 1 11]或±1/2[1 1 1]和 b =±[100].因此可以在800 ℃辐照后的钨中发现1/2〈111〉和〈100〉两种类型的位错环.并且通过 图 5 图 5 ，可以发现A和B类型位错环居多，而C类型位错环偏少，因而大部分位错环是1/2〈111〉类型. 2 g 7 b 1/2[111] 1/2[ 1 11] 1/2[1 1 1] 1/2[11 1 ] [100] [010] [001] 1 10 0 1 1 0 1 1 0 110 1 0 0 1 1 1 0 200 1 1 1 1 2 0 0 0 2 0 1 1 1 1 0 2 0 分析与讨论 1 辐照剂量对氦泡的影响 2 当钨处于He + 辐照下时，如果单个氦的能量大于钨的离位能，在样品表面下方的较窄范围内会形成同样数目的空位与自间隙原子，氦容易被钨中空位、位错及晶界等缺陷捕获形成He-V团簇，进而聚集形成气泡.我们发现，随着辐照剂量增大，钨中氦泡的平均尺寸会越大，而体密度会降低.氦泡的粗化有两种机制 [ 14 14 ] ：1) 迁移和合并；2) 熟化. 一方面，随着He + 的不断辐照，钨材料中新注入的氦原子可能与空位结合形成新的He-V团簇，从而聚集形成小氦泡.氦泡的扩散系数可以表示为 http://html.publish.founderss.cn/rc-pub/api/common/picture?pictureId=4460867&type= http://html.publish.founderss.cn/rc-pub/api/common/picture?pictureId=4460867&type=small http://html.publish.founderss.cn/rc-pub/api/common/picture?pictureId=4460867&type=middle ，其中 Ω 为原子体积(nm 3 )， r 为氦泡半径(nm)， D S 为表面扩散常数(cm 2 /s)， D S = D 0 exp(- E S / kT )， D 0 为前指数因子(cm 2 /s)， E S 为表面活化能(eV) [ 15 15 ] .可以发现氦泡的扩散系数不仅与温度有关，还和氦泡的尺寸有关.在固定温度800 ℃下，小尺寸氦泡的扩散能力更强，小氦泡更容易迁移聚集，合并长大成大尺寸氦泡，从而使得氦泡的尺寸增加，而氦泡的体密度减小.从 图 3 图 3 中也可以看到小尺寸的氦泡聚集在一起. 另一方面，随着辐照剂量的增加，钨材料中新注入的氦原子会被添加到原来已经形成的氦泡里面, 从而使得氦泡长大，同时还会促进氦泡内部压强增大.从 图 3 图 3 中可知，氦泡的形貌接近圆形，说明氦泡内部的压强很大.这种压强大的氦泡易将邻近的钨原子挤出晶格 [ 16 16 ] ，并不断地吸收空位而继续长大，从而释放氦泡中的压强 [ 17 17 ] .而800 ℃辐照时，大小氦泡之间的氦原子存在浓度梯度，能够使小氦泡里面的氦原子重新溶解到钨里面去，并重新被较大的氦泡吸收，这个过程被称为Ostwald熟化 [ 14 14 ] , 也就意味着尺寸小的氦泡消失，而尺寸大的氦泡继续长大，从而使得氦泡的体密度减小，并且氦泡尺寸分布在一个更广的范围内.我们将氦泡简单表示 m He- n V，当辐照到一定的剂量，大氦泡里面氦原子浓度升高了，也即氦泡的 m / n 值增大了.Becquart等 [ 18 18 ] 通过计算研究发现一个氦原子和 m He- n V之间的束缚能随着氦原子和空位数目比例( m / n )的增大而减小，即这些大氦泡对单个氦原子的吸引力变弱.因此, 氦原子又可以被先前存在的氦-空位团簇或空位捕获从而产生新的氦泡. 辐照剂量对位错环的影响 2 当He + 辐照时，钨材料中会产生很多空位和间隙原子对，而钨中自间隙原子的迁移能较小，哪怕在室温下SIA也会发生热迁移，并在辐照一开始就形成间隙型位错环 [ 8 8 ] .结果表明，当低剂量的He + 辐照时，钨中会产生尺寸小的位错环，并且通过 g · b =0的不可见准则，发现出现1/2〈111〉和〈100〉两种类型的位错环，并且大部分是1/2〈111〉类型.这也与Yi等 [ 19 19 , 20 20 ] 实验结果一致.Yi等人的实验发现钨在自离子辐照下会产生1/2〈111〉和〈100〉两种类型的位错环，并且这两种类型的位错环比例与温度有关，温度越高，1/2〈111〉位错环所占的比例越高.钨在辐照过程中产生的1/2〈111〉类型的位错环更稳定，当辐照温度为300~750 ℃时，1/2〈111〉类型位错环比例大于60% [ 20 20 ] . 随着辐照剂量的增加，大尺寸的氦泡不断形成，压强大的氦泡容易把邻近的钨原子挤出晶格 [ 16 16 ] ，更多的间隙原子聚集形成更大的SIA团簇，进而形成更大尺寸的位错环.可以发现，当辐照剂量增加后，钨中形成了明显的线状位错.这可能是因为温度较高时，间隙原子的迁移能更小，更容易聚集成团簇，不断形成大尺寸位错环，直至其位错环断裂，变成线性位错.Ferroni等 [ 21 21 ] 同样发现钨中位错环形状和温度有关.他们通过对自离子辐照后的钨进行退火实验, 发现高温容易生成链状位错环和线状位错环. 结论 1 通过透射电镜研究高温800 ℃下不同剂量的He + 辐照对金属钨微观结构的影响，结果表明辐照产生的缺陷主要是气泡和位错环.随着辐照剂量的增加，He + 注入产生的He-V复合体不断吸收空位长大形成更大的气泡，而被氦泡挤出的间隙原子也会不断聚集形成更大尺寸的位错环，从而使得氦泡和位错环的尺寸都增加.并且通过 g · b =0的不可见准则，发现出现1/2〈111〉和〈100〉两种类型的位错环，并且大部分是1/2〈111〉类型. 参考文献 周张健, 钟志宏, 沈卫平, 等.聚变堆中面向等离子体材料的研究进展[J].材料导报, 2005, 19(12): 5-8. DOI:10.3321/j.issn:1005-023X.2005.12.002. ZHOU Z J, ZHONG Z H, SHEN W P, et al. The development of plasma facing materials for fusion reactor[J]. Materials Review , 2005, 19(12): 5-8. DOI:10.3321/j.issn:1005-023X.2005.12.002(Ch). 洪文玉, 严文龙, 钱俊, 等. HL-2A装置的ECRH实验和偏滤器特性[J].核聚变与等离子体物理, 2007, 27: 7-11. DOI: 10.3969/j.issn.0254-6086.2007.01.002. HONG W Y, YAN W L, QIAN J, et al. Experimental observation of divertor configuration and ECRH on the HL-2A totamak[J]. Nuclear Fusion and Plasma Physics , 2007, 27: 7-11.DOI: 10.3969/j.issn.0254-6086.2007.01.002(Ch). LASSER R, BALUC N, BOUTARD J L, et al. Structural materials for DEMO: The EU development, strategy, testing and modelling[J]. Fusion Engineering and Design , 2007, 82: 511-520. DOI: 10.1016/j.fusengdes.2007.06.031. KHRIPUNOV B I, KOIDAN V S, RYAZANOV A I, et al. Study of tungsten as a plasma-facing material for a fusion reactor[J]. Physics Procedia , 2015, 71: 63-67. DOI: 10.1016/j.phpro.2015.08.313. HIRAI T, ESCOURBIAC F, CARPENITERCHOU-CHANA S, et al. ITER full tungsten divertor qualification program and progress[J]. Physica Scripta , 2014, 159(4): 827-847. DOI: 10.1088/0031-8949/2014/T159/014006. HIRAI T, ESCOURBIAC F, CARPENITERCHOU-CHANA S, et al. ITER tungsten divertor design development and qualification program[J]. Fusion Engineering and Design , 2013, 88: 1798-1801. DOI: 10.1016/j.fusengdes.2013.05.010. YOU Y W, LI D, KONG X S, et al. Clustering of H and He, and their effects on vacancy evolution in tungsten in a fusion environment[J]. Nuclear Fusion , 2014, 54: 103007. DOI: 10.1088/0029-5515/54/10/103007. LV G H, ZHOU H B, BECQUART C S. A review of modelling and simulation of hydrogen behaviour in tungsten at different scales[J]. Nuclear Fusion , 2014, 54: 086001. DOI: 10.1088/0029-5515/54/8/086001. YOSHIDA N, IWAKIRI H, TOKUNAGAET K, et al. Impact of low energy helium irradiation on plasma facing metals[J]. Journal of Nuclear Materials , 2005, 337-339(1): 946-950. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2004.10.162. WATANABE Y, IWAIRI H, YOSHIDA N, et al. Formation of interstitial loops in tungsten under helium ion irradiation: Rate theory modeling and experiment[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B , 2007, 255(1): 32-36. DOI: 10.1016/j.nimb.2006.11.008. FERRONI F, YI X, ARAKAWA K, et al. High temperature annealing of ion irradiated tungsten[J]. Acta Materials , 2015, 90: 380-393. DOI: 10.1016/j.actamat.2015.01.067. HU W H, LUO F F, SHEN Z Y, et al. Hydrogen bubble formation and evolution in tungsten under different hydrogen irradiation conditions[J]. Fusion Engineering and Design , 2015, 90: 23-28. DOI: 10.1016/j.fusengdes.2014.10.007. LUO F F, GUO L P, LU D P, et al. TEM observation of bubbles induced by single and sequential He/H irradiation in tungsten[J]. Fusion Engineering and Design , in press. DOI: 10.1016/j.fusengdes.2017.04.014. http://dx.doi.org/10.1016/j.fusengdes.2017.04.014. TRINKAUS H, SINGH B. Helium accumulation in metals during irradiation-where do we stand?[J]. Journal of Nuclear Materials , 2003, 323(2): 229-242. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2003.09.001. SHARAFAT S, TAKAHASHI A, HU Q, et al. A description of bubble growth and gas release of helium implanted tungsten[J]. Journal of Nuclear Materials , 2009, 386-388: 900-903. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2008.12.318. IWAKIRI H, YASUNAGA K, MORISHITA K, et al. Microstructure evolution in tungsten during low-energy helium ion irradiation[J]. Journal of Nuclear Materials , 2000, 283: 1134-1138. DOI: 10.1016/S0022-3115(00)00289-0. KAWAKAMI T, TOKUNAGA K, YOSHIDA N. Effect of low energy helium irradiation on mechanical properties of 304 stainless steel[J]. Fusion Engineering and Design , 2006, 81(1): 335-340. DOI: 10.1016/j.fusengdes.2005.09.072. BECQUART C, DOMAIN C. An object Kinetic Monte Carlo Simulation of the dynamics of helium and point defects in tungsten[J]. Journal of Nuclear Materials , 2009, 385(2): 223-227. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2008.11.027. YI X, JENKINS M L, BRICENO M, et al. In situ study of self-ion irradiation damage in W and W-5Re at 500 ℃[J]. Philosophical Magazine , 2012, 93: 1715-1738. DOI: 10.1080/14786435.2012.754110. MASON D R, YI X, KIRK M A, et al. Elastic trapping of dislocation loops in cascades in ion-irradiated tungsten foils[J]. Journal of Physics Condensed Matter: An Institute of Physics Journal , 2014, 26(37): 375701. DOI: 10.1088/0953-8984/26/37/375701. FERRONI F, YI X, ARAKAWA K, et al. High temperature annealing of ion irradiated tungsten[J], Acta Materialia , 2015, 90: 380-393. DOI: 10.1016/j.actamat.2015.01.067. 10.14188/j.1671-8836.2017.04.011 TL341 whdxxblxb-8-63-349 江西省自然科学基金资助项目(20161BAB211030) 2017-05-12 2017-08-24 2020-12-10 版权所有© 2017 《武汉大学学报(理学版)》编辑部 Copyright © 2017 Journal of Wuhan University(Natural Science Edition). All rights reserved. 2017 武汉大学学报(理学版) 4 63