作为聚变反应堆转向器的面向等离子体材料（plasma facing material, PFM），W材料的机械性能仍然存在一些缺陷，即延脆性过渡温度（ductile-to-brittle transition temperature, DBTT）和再结晶引起的脆性。为了解决这些问题，在过去的十年里，在日本大学的合作研发下，开发了具有更好的热机械性能、中子辐照耐受性和微结构均匀性的大规模生产可能性的改性钨材料。

一项研究论文从短期和长期材料性能和现象的角度，包括中子辐照和高热负荷的影响，讨论了晶粒细化、K掺杂、La2O3颗粒的分散强化和Re合金化的效果，这些都是在实际聚变反应堆环境下应该考虑的。通过这次研发，K掺杂和Re添加显示了一些积极的效果。

三氧化钨图片

在新研发的材料中，掺K的W-3%Re热轧板可能是PFM的一个较好的解决方案，它从多个角度显示了优越的性能。然而，Re合金材料有一个内在的问题，即中子辐照引起的较高辐照硬化。因此，有专家指出，为了实现聚变反应堆的长期结构可靠性和使用寿命，需要对更高剂量中子辐照下的热机械性能进行研究。

未来聚变反应堆转向器的面向等离子体材料（PFMs）中的估计稳态热通量将约为5-10 MW/m2。然而，由于可能发生的非正常事件，出于安全考虑，必须考虑高达约20 MW/m2或更高的瞬时热负荷。在边缘局域模（edge-localized mode, ELMs）放电的情况下，稳态热负荷将被GW/m2范围内的短脉冲所叠加。根据具体的操作方案，有不同的可能退化过程，这将限制面向等离子体的转向器部件的寿命。例如，PFM的物理和机械性能的退化可能是由于表面改性、开裂、变形、老化、再结晶和熔化。

除了热负荷外，PFMs还会受到中子辐照的损害，其中可能包括位移损害（硬化、空隙膨胀、辐射引起的偏析或溶解等）以及嬗变损害（由于嬗变产物引起的相的形成等）。这些辐照效应大多会导致PFM性能的脆化和其他退化。因此，必须同时考虑热负荷情况和中子辐照，以评估分流器部件的运行极限。

纯钨（W）由于其高熔点、热传导性、抗溅射性和潜在的低氚滞留性，是聚变反应堆转向器区域高热通量部件的主要PFM候选材料。然而，仍然存在一些与热机械性能有关的缺点，例如，低温脆性、高延性-脆性转变温度（DBTT）、再结晶脆性和中子辐照脆性。

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使用W材料的转向器部件的操作温度的上限和下限将分别由再结晶温度和DBTT决定。然而，中子辐照可以增加DBTT，并有可能改变再结晶温度。因此，由再结晶温度和DBTT决定的操作温度范围可能因中子辐照而缩小。

参考来源：Nogami S, Hasegawa A, Fukuda M, et al. Mechanical properties of tungsten: recent research on modified tungsten materials in Japan[J]. Journal of Nuclear Materials, 2021, 543: 152506.