美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发出一种新型耐辐照钨合金，这种新材料或将解决核聚变反应堆中极端辐照环境下的材料抗断裂能力弱的问题。

　　聚变反应堆中的关键部件，比如偏滤器或等离子体材料，都需要满足一些性能要求，包括低活化、高熔点、良好的机械性能、低溅射腐蚀和低氚保留/共沉积。这些部件必须在高温下长时间运行，在暴露于大等离子体热量和高能中性氢同位素(D和T)的情况下，不会发生故障或大面积侵蚀。钨是等离子体材料的好的选择，因为它具有较高的熔融温度、较低的腐蚀速率和较低的氚保留。然而，钨本身具有非常低的断裂韧性，这严重限制了部件的有效操作温度，并同时产生了一系列制造上的困难。

　　目前已经观察到的结果是，D和He在中等温度下(<800K)会起泡，He在高温下(>1600K)会形成凹坑、空穴和起泡。这些现象的形成机理尚不清楚，但科学家猜测其很大归因于材料缺陷中D和He的积累。在稍微低一点的温度下(1250-1600K)，将钨暴露在He等离子体中可以观察到纳米级起泡的产生。而在接近国际热核实验反应堆的工作条件下，可以发现材料表面具有纳米结构的形貌。这些纳米结构表面所增加的表面积和脆性引起了钨用作聚变反应堆等离子体材料的关注。

　　洛斯阿拉莫斯国家实验室开发出具有优异耐辐射性能的体心立方钨基耐火高熵合金。这种合金生长为薄膜，在纳米晶和超细体系中显示出双峰晶粒尺寸分布，并通过原子探针断层扫描(APT)显示出独特的4nm薄片结构。透射电子显微镜(TEM)和X射线衍射显示材料在高温热退火后出现某些黑点。TEM和APT分析认为黑点的产生于富含Cr和V的第二相颗粒有关。此外，纳米力学测试结果显示沉积样品的硬度为14GPa，辐射硬化几乎可以忽略不计。结合ab initio和Monte Carlo模拟预测了富含V的第二相粒子的形成以及点缺陷的相等摩尔点作为辐射耐受性的起点。该成果以题为”Outstanding Radiation Resistance of Tungsten-Based High-Entropy Alloys”发表在《科学进展》杂志上。

　　论文的主要作者，洛斯阿拉莫斯国家实验室“钨基材料中的辐照效应和等离子体材料相互作用”项目首席研究员Osman El Atwani表示，与纯纳米晶钨材料和其他传统合金相比，新型钨基合金具有出色的抗辐照性能。他们正在对材料在不同应力状态下的力学性能和等离子体照射下的响应进行研究。

　　研究人员Enrique Martinez Saez说：“这种高熵合金的抗辐射能力前所未见。它在接受辐照后仍能保持优异的力学性能。而传统的抗辐照材料在接受辐照后力学性能会出现显著衰退。”项目合作者、太平洋西北国家实验室(简称PNNL)材料科学家Arun Devaraj指出，原子探针断层扫描结果显示，钨合金含有的元素在原子水平上有一种有趣的分层现象。它们会在接受辐照时转化为纳米晶簇，这就是其高抗辐射性能的内在机制。

　　这种新型钨合金材料是一种薄膜形式制备的四元纳米晶钨-钽-钒-铬合金，研究人员已经对合金材料在极端热条件和辐照后的性能进行了表征。Saez说：“我们还没有进行高腐蚀条件下的性能测试。但我看好它在那样的严苛条件下也能有不错的表现。此外，如果它像预期中那样具有出色的延展性，那么高熔点的钨合金也能用作涡轮机材料。”