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Microstructure,hardening and deuterium retention in cvd tungsten irradiated with neutrons at temperatures of defect recovery stagesⅡandⅢ

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Tungsten 2022年第3期4卷 248-260页

作者： Xiao-Ou Yi Tatsuya Kuwabara Vladimir KhAlimov Yu-Feng Du wen-Tuo Han Ping-Ping Liu Bin-You Yan Jiu-Peng Song Kenta Yoshida Takeshi Toyama Fa-Rong wan Somei Ohnuki Yuji Hatano Yasuyoshi Nagai School of Materials Science and Engineering University of Science and Technology BeijingBeijing100083China Graduate School of Engineering Nagoya UniversityFuro-choChikusa-kuNagoya464-8063Japan Frumkin Institute of Physical Chemistry and Electrochemistry Russian Academy of SciencesMoscow119071Russia Institute for Materials Research Tohoku UniversityNarita-cho 2145-2OaraiIbaraki311-1313Japan Xiamen Tungsten Co.Ltd. Xiamen361021China School of Materials Science and Engineering Xihua UniversityChengdu610039China Hydrogen Isotope Research Center University of ToyamaToyama930-8555Japan

Samples of ultra-high-purity tungsten prepared using chemical vapour deposition(cvd)technique were irradiated with neutrons at temperatures T_(irr)=373-483 K(stage Ⅱ of defect recovery)and T_(irr)=573-673 K(stage Ⅲ)up to 0.15 displacements per atom(dpa)in the Belgian reactor(BR2).The study of the microstructure of neutron-damaged samples using transmission electron microscopy(TEM)revealed visible defects with a predominance of dislocation loops.with an increase in the neutron irradiation temperature,the spatial distribution of the loops acquired pronounced inhomogeneity,and their average size moderately increased.Cavities and voids were not observed.Irradiation-induced hardening was found and a linear correlation was obtained between Vickers microhardness and nanohardness for undamaged and neutron-irradiated CVD-W samples.Irradiation of tungsten with neutrons led to a significant increase in the retention of deuterium,which accumulated mainly in vacancy-type traps.Furthermore,the influence of the columnar grain structure in low-dose neutron-irradiated tungsten seemed to be non-trivial upon deuterium retention.

关键词： CVD-W Neutron irradiation Microstructure Hardening Deuterium retention

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含TiN阻氚过渡层新型第一壁的氘渗透实验研究

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材料导报 2022年第S01期36卷 38-42页

作者：张舒婷黄向玫赵栋烨洪志浩曾晓晓才来中核工业西南物理研究院成都610041

为了更好地控制氚滞留和改善氚循环,同时确保聚变装置的氚安全许可,第一壁的阻氚性能显得格外重要。一种含氮化钛(TiN)阻氚过渡层的新型第一壁结构被提出,由化学气相沉积钨(CVD-W)作为面向等离子体材料(PFM),低活化铁素体马氏体钢(RAFM)... 详细信息

为了更好地控制氚滞留和改善氚循环,同时确保聚变装置的氚安全许可,第一壁的阻氚性能显得格外重要。一种含氮化钛(TiN)阻氚过渡层的新型第一壁结构被提出,由化学气相沉积钨(CVD-W)作为面向等离子体材料(PFM),低活化铁素体马氏体钢(RAFM)CLF-1作为基体材料,TiN作为过渡层,该过渡层兼具结合功能和阻氚功能。为了研究该第一壁结构的阻氚性能,本工作制备了具有不同基材粗糙度的样品,采用气相驱动渗透(GDP)实验对样品进行氘渗透测试,采用配有能谱仪(EDS)的扫描电镜(SEM)及X射线衍射仪(XRD)对样品的CVD-W表面、TiN过渡层及样品截面进行微观形貌观察及成分分析。结果表明,氘的渗透率与温度满足Arrhenius关系。相较于在CLF-1钢中,氘在含TiN阻氚过渡层第一壁结构中有更低的渗透率,对氘有明显的阻挡效果。基材粗糙度较大的样品在渗透过程中发生了CVD-W的碎裂和脱落以及TiN过渡层的开裂,使其氘渗透率相对更大。

关键词：第一壁阻氚氘的渗透 TiN CVD-W CLF-1钢

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