低能大流强氦离子辐照对钼的表面损伤作用

王 研 范红玉 吕梦尧 周耿仟 关延民 牛金海

（大连民族学院 物理与材料工程学院 大连 116600）

低能大流强氦离子辐照对钼的表面损伤作用

王 研 范红玉 吕梦尧 周耿仟 关延民 牛金海

（大连民族学院 物理与材料工程学院 大连 116600）

钼(Mo)材料被作为托卡马克装置中面向等离子体材料的候选材料被广泛研究，因此研究钼材料的辐照损伤行为对于认识聚变堆关键材料的辐照损伤机制具有重要意义。采用低能(100 eV)、大流强(约1021ions·m-2·s-1) He+在600 °C对钼样品进行辐照实验，考察了离子辐照剂量和退火温度变化对钼材料的表面损伤作用。分别采用扫描电镜(Scanning Electron Microscope, SEM)和无损伤的导电原子力显微镜(Conductive Atomic Force Microscopy, CAFM)检测技术对辐照前后样品的微观形貌、微结构演化以及内表面缺陷分布等进行了对比研究。结果表明，He+辐照会诱导钼样品晶粒尺寸的增加，钼材料表面的晶粒取向会影响辐照缺陷的分布。这对于探索抑制材料辐照损伤的新方法具有重要的指导意义。

He+辐照，钼，表面损伤，导电原子力显微镜

核聚变能是未来的潜在能源。与裂变能相比，核聚变能在原料（燃料氢的同位素氘在海水中含量丰富）和能源的清洁安全（聚变产物为氦）方面具有非常大的优势。制约核聚变堆商业化应用的关键问题之一是面向等离子体的材料问题。在聚变服役环境下，面向等离子体材料将直接遭受聚变反应中高温、高热负荷、强流粒子束与中子束辐照等效应而发生损伤，导致材料的物理化学性能下降，服役时间缩短，严重影响聚变装置的安全性和可靠性。因此，研究聚变辐照条件下材料的损伤过程具有非常重要的意义[1-4]。钼材料具有高质量数、高熔点、高热导率、氚滞留量低等优点，被作为面向等离子体材料的候选材料而广泛研究[5-6]。

本文研究了低能He+辐照对钼材料的表面损伤作用，采用扫描电子显微镜(Scanning Electron Microscope, SEM)和导电原子力显微镜(Conductive Atomic Force Microscopy, CAFM)技术分析了离子辐照剂量、辐照前样品退火温度对钼材料表面形貌、辐照缺陷分布的影响。本工作对于进一步认识钼材料的辐照损伤机制、探索抑制材料辐照损伤的新方法和推动聚变堆关键材料的发展具有重要意义。

1 实验方法

He+辐照实验是在实验室自主设计和搭建的等离子体辐照实验平台上完成的[7]。该系统由离子源系统、离子引出系统、真空排气和检测系统、偏压引出系统、激光加热系统、温度监测系统等组成。与弧放电离子源辐照装置相比，该设备采用高密度射频(Radio Frequency, RF)离子源，可产生大流强(约1021ions·m-2·s-1)H+、He+离子流，性能稳定（运行时间可达30 h以上），可实现长时间大剂量辐照实验。同时，该系统采用激光加热技术，基底温度可加热至上千度；采用基底偏压技术，可严格控制H+、He+能量，使之在5-1 000 eV连续可调。通过改变放电功率、负偏压以及激光器功率等方式对等离子体束的流强、能量、基底温度等参数进行调控，开展等离子体辐照方面的研究工作。本实验中的离子辐照条件为：He+能量为100 eV，调整激光器功率，使得基底温度控制在600 °C，He+辐照剂量分别为1×1023ions·m-2、3×1023ions·m-2、1×1024ions·m-2、3×1024ions·m-2、1×1025ions·m-2。流强为6×1020m-2·s-1的He+束流垂直入射在Mo样品表面，辐照区域直径为10 mm的圆形。Mo样品尺寸为15mm×15 mm×2 mm，纯度为99.5%，购于厦门虹鹭钨钼工业有限公司。样品辐照前经过真空（真空度约10-3Pa）退火处理，退火温度从室温变化至1750 °C。

采用SEM（S4800，日本）对辐照前后样品的表面形貌进行了分析。采用CAFM（DI3100，美国）对辐照前后样品的表面形貌和缺陷分布大小及形态进行了分析。采用CAFM分析材料辐照缺陷的原理如图1所示。材料表面的肿胀情况可以直接体现在CAFM的形貌图上，而材料内部的缺陷分布会造成电子发射密度的不同，从而改变CAFM的电流分布图像，将同时获得的样品形貌图和电流分布图进行比较，可以得到辐照样品内部的缺陷分布与表面肿胀、表面起泡、表面纳米结构层等表面损伤效应之间的关系。

2 结果与讨论

2.1 辐照剂量的影响

2.1.1 SEM分析

图2给出了样品表面形貌随离子辐照剂量的变化，实验条件为：离子能量100 eV，辐照温度600 °C，辐照前样品退火温度1 100 °C。从图2中可以看出，辐照前的样品表面较平整，辐照后样品表面发生了明显的变化，随着辐照剂量的增加，样品表面逐渐出现凸起的小颗粒，表面粗糙度增加。同时发现辐照后样品表面晶界处的刻蚀现象较严重，晶粒间出现了明显的梯度层。

图1 CAFM分析材料辐照损伤的原理示意图Fig.1 Schematic of CAFM analysis of the irradiation damage.

图2 样品的表面形貌图随辐照剂量的变化Fig.2 SEM images of sample surface morphology at different ion fluences.

2.1.2 CAFM分析

由于CAFM技术对于样品内表层附近的缺陷及He泡检测比较敏感，且相对于其他传统表征方法而言，该方法简单、无破坏性[8-10]，因此采用CAFM对低能He+辐照诱导的钼材料表面微结构和内部缺陷分布之间的关系进行了分析。图3给出了钼材料1 100 °C退火后在不同剂量He+辐照下的表面形貌图(A-F)和同时得到的电流分布图(a-f)，样品上施加的偏压为-10 mV。从图3(A-F)可以看出，辐照前样品表面较平整，随着离子辐照剂量增加，样品表面出现了较明显的凸起颗粒，样品表面粗糙度增加，这与SEM分析的结果一致。从图3(a-f)可以看出，辐照前样品内部漏电流分布较少，说明样品内部缺陷较少。当辐照剂量为1×1023ions·m-2时，样品内部检测到了明显的电流缺陷分布，这些缺陷成不规则的圆形或椭圆形且大小在10 nm以下，可归属为样品内表面的He泡缺陷。随着辐照剂量增加，He泡尺寸逐渐增加，至辐照剂量为1×1024ions·m-2时，He泡尺寸增加至20 nm左右。这主要是因为钼材料在载能He+的轰击下会产生空位、杂质、位错等晶格缺陷。这些缺陷会成为捕获He的不饱和陷阱，随着He的不断聚集和迁移，小的缺陷逐渐聚集形成纳米尺寸的He泡缺陷，He泡缺陷的存在造成钼材料表面电子发射发生改变，从而形成具有一定形状的电流分布图像。当辐照剂量为3×1024ions·m-2时，He泡密度明显增加，继续增加辐照剂量，He泡的密度和尺寸都不再发生明显变化，但是发现He泡的分布与样品表面的凸起分布具有一定的对应关系，这说明样品表面微结构的形成与样品内表面纳米尺寸He泡的形成相关。

图3 采用CAFM测得样品在不同辐照剂量下的表面形貌图(A-F)和同时获得的漏电流分布图(a-f)Fig.3 Conductive atomic force microscopy analysis of the surface morphology (A-F) and current (a-f) of the samples irradiated at different ion fluences.

2.2 退火温度的影响

2.2.1 SEM分析

图4对比了不同温度退火后的样品在辐照前后的表面形貌变化。实验条件为：离子能量100 eV，辐照温度600 °C，剂量1×1025ions·m-2。钼样品在辐照前进行退火实验，一方面是为了释放样品内部应力，尽量减少样品内部缺陷，有利于CAFM分析；另一方面是为了消除辐照时的温度效应。退火温度分别为800 °C、1000°C、1200 °C、1 500 °C、1 750 °C。由图4，未退火样品的晶粒尺寸较小，小于100 nm，辐照后晶粒尺寸明显增加至2 μm左右。同样，其他温度退火的样品在辐照后晶粒尺寸也明显增加，这说明低能He+辐照能够诱导Mo晶粒尺寸的增加。另外，对比辐照前后样品形貌发现，辐照前样品表面均较平整，但是辐照后样品晶粒间均出现了较明显的梯度层，这说明低能He+辐照对Mo材料表面具有明显的刻蚀作用。

图4 不同退火温度的样品辐照前后的表面形貌图Fig.4 SEM images of sample surface morphology at different annealed temperature before and after ion irradiation.

2.2.2 CAFM分析

同样，我们采用CAFM对不同温度退火的样品经过He+辐照后的表面形貌和内部缺陷分布进行了分析。图5给出了钼材料在不同温度退火后经过低能He+辐照下的表面形貌图(A-F)和同时得到的电流分布图(a-f)，样品上施加的偏压为-10 mV。从图5中可以看出，无论是否经过退火实验，Mo材料内部均检测到了明显的纳米尺寸He泡缺陷，并且缺陷分布较密集。但是在800-1 000 °C退火的样品内部缺陷分布较不均匀，样品局部区域没有缺陷分布。

图5 采用CAFM测得不同退火温度的样品表面形貌图(A-F)和同时获得的漏电流分布图(a-f)Fig.5 Conductive atomic force microscopy analysis of the surface morphology (A-F) and current (a-f) of the samples irradiated at different annealed temperature.

采用CAFM对1 000 °C退火的样品进行了更进一步的分析，如图6所示。我们增加样品的扫描尺寸至5 μm，样品上施加-10 mV的偏压，可以看出样品内部电流分布与晶粒分布具有明显的对应关系，不同晶粒间的电流分布具有明显的不均匀性。我们在不同晶粒上各取一部分样品表面进行分析，分别标记为A和B。如图6所示，A区域可以明显检测到辐照缺陷，且缺陷分布均匀，与形貌具有明显的对应关系，这可能是由于A晶粒的晶面取向更容易发生损伤。当采用相同偏压检测B区域时发现，B区域几乎不导电，这说明B区域的损伤较少，几乎无缺陷存在。将B区域偏压增加至-6 V时，才观察到电流的反馈，这说明B区域所在的晶面具有良好的抗辐照性能。从图6中也可以明显地观测到样品表面上A、B区域处于两个晶粒上，而这两个晶粒具有不同的晶面取向可能是造成辐照缺陷分布产生差异的主要原因。

图6 采用CAFM分析1 000 °C退火温度的样品表面形貌图(A-C)和同时获得的漏电流分布图(a-c)Fig.6 Conductive atomic force microscopy analysis of the surface morphology (A-C) and current (a-c) of the samples irradiated at annealed temperature of 1 000 °C.

3 结语

本文采用SEM和CAFM表征方法分析了低能大流强He+辐照对钼材料的表面损伤作用。考察了离子辐照剂量、辐照前样品退火温度等参数对钼材料表面形貌、辐照缺陷分布的影响。结果表明，离子辐照会诱导钼样品的晶粒长大，通过无损伤的CAFM分析表明样品表面的晶面取向对于He+辐照引起的缺陷分布具有很大的影响，这对于制备抗辐照材料和探索抑制材料辐照损伤的新方法具有重要的意义。

1 Nakano T, Miyamoto M, Hasuike S, et al. Degradation of optical properties in Mo mirrors under irradiation with low energy helium and deuterium ions[J]. Journal of Nuclear Materials, 2011, 417: 834-837

2 Iwakiri H, Yasunaga K, Morishita K, et al. Microstructure evolution in tungsten during low energy helium ion irradiation[J]. Journal of Nuclear Materials, 2000, 283-287: 1134-1138

3 Federici G, Brooks J N, Coster D P, et al. Assessment of erosion and tritium codeposition in ITER-FEAT[J]. Journal of Nuclear Materials, 2001, 290-293: 260-265

4 林建波, 李爱国, 何上明, 等. He+离子辐照后Hastelloy N合金的耐腐蚀性研究[J]. 核技术, 2014, 37(5): 050601 LIN Jianbo, LI Aiguo, HE Shangming, et al. Investiation on corrosion resistance of Hastelloy N alloy after He+ion irradiation[J]. Nuclear Techniques, 2014, 37(5): 050601

5 Tyburska B, Alimov V Kh, Ogorodnikova O V, et al. Trapping of permeating deuterium in defect induced at the rear side of tungsten samples[J]. Journal of Nuclear Materials, 2011, 415: S680-S683

6 Rudakov L, Wong C P C, Litnovsky A, et al. Overview of the recent DiMES and MiMES experiments in DIII-D[J]. Physica Scripta, 2009, T138: 014007

7 Yang Q, Liu D P, Fan H Y, et al. Microscopic evolution of pre-damaged and undamaged tungsten exposed to low-energy and high-flux helium ions[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 2014, 325: 73-78

8 Fan H Y, Li R H, Yang D M, et al. Observation of He bubbles in ion irradiated fusion materials by conductive atomic force microscopy[J]. Journal of Nuclear Materials, 2013, 441: 54-58

9 Fan H Y, Yang D M, Sun L, et al. Structural and electrical evolution of He ion irradiated hydrocarbon films observed by conductive atomic force microscopy[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 2013, 312: 90-96

10 白志平, 范红玉, 袁凯, 等. 基于多模式扫描探针显微镜技术分析碳化硅的辐照损伤[J]. 核技术, 2014, 37(1): 010204 BAI Zhiping, FAN Hongyu, YUAN Kai, et al. Irradiation damage in silicon carbide based on a multi-mode scanning probe microscope[J]. Nuclear Techniques, 2014, 37(1): 010204

CLCTL62+7

Influence of low energy and high-flux He ion irradiation on the surface damage of Mo

WANG Yan FAN Hongyu LYU Mengyao ZHOU Gengqian GUAN Yanmin NIU Jinhai
(School of Physics and Materials Engineering, Dalian Nationalities University, Dalian 116600, China)

Background: Irradiation damage in materials has been of major interest for the nuclear materials community due to the needs to well understand and predict the behaviors of fusion reactor materials. Molybdenum (Mo) has been regarded as the potential candidates for the plasma-facing materials (PFMs) in Tokmak fusion reactors. Purpose: The understanding of the irradiation damage behavior of Mo is the major issue for development of key fusion reactors materials. Methods: Polycrystalline molybdenum materials have been irradiated with low-energy (100 eV) and high-flux (～1021ions·m-2·s-1) He+at the irradiation temperature of 600 °C. The effects of ion dose and annealing temperature on the surface damage of molybdenum are investigated. The morphology, microscopic evolution and distribution of defects of these samples before and after irradiation are compared using scanning electron microscopy (SEM) and non-destructive conductive atomic force microscopy (CAFM). Results: Analysis indicates that He+irradiation can induce the increase of molybdenum sample grain size. The distribution of irradiation defect is depended on the grain orientation. The specific orientation of molybdenum material has a good performance in irradiation resistance. Conclusion: This work is of guiding significance to the exploration of the suppression of material irradiation damage.

He+irradiation, Molybdenum (Mo), Surface damage, Conductive atomic force microscopy (CAFM)

TL62+7

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.120204

项目(No.11405023)、辽宁省教育厅科研项目(No.L2014539)、国家级大学生创新创业训练计划项目(No.G201412026039)和大连民族学院“太阳鸟”学生科研项目(No.tyn2014353)资助

王研，女，1992年出生，2012年就读于大连民族学院攻读学士学位，研究领域为材料辐照损伤

范红玉，E-mail: fanhy@dlnu.edu.cn

2014-09-29，

2014-10-08