工程科学学报 Chinese Journal of Engineering 材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 万发荣 Clusters of point defects and one-dimensional motion of clusters during irradiation damage in materials WAN Fa-rong 引用本文： 万发荣.材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象[J].工程科学学报，2020,42(12)：1535-1541.doi: 10.13374j.issn2095-9389.2020.02.05.001 WAN Fa-rong.Clusters of point defects and one-dimensional motion of clusters during irradiation damage in materials[J].Chinese Journal of Engineering,2020,42(12:1535-1541.doi:10.13374.issn2095-9389.2020.02.05.001 在线阅读View online::htps:ldoi.org/10.13374.issn2095-9389.2020.02.05.001 您可能感兴趣的其他文章 Articles you may be interested in 高剂量氦离子辐照对新型中子增殖铍钨合金表面结构的影响 Effect of high dose helium ion irradiation on the surface microstructure of a new neutron multiplying BeW alloy 工程科学学报.2020.42(1)：128 https:/1doi.org10.13374.issn2095-9389.2019.07.08.008 楔横轧小断面收缩率轧件螺旋组织缺陷研究 Study on the spiral microstructure defect of workpiece with a small area reduction formed via cross wedge rolling 工程科学学报.2018.40(2：233htps:/ldoi.org10.13374.issn2095-9389.2018.02.014 基于改进的支持向量回归机算法的磁记忆定量化缺陷反演 Metal magnetic memory quantitative inversion of defects based onoptimized support vector machine regression 工程科学学报.2018,409：外1123 https:/doi.org/10.13374j.issn2095-9389.2018.09.014 铁基非晶合金的辐照性能 Irradiation properties of Fe-based amorphous alloys 工程科学学报.2017,399%：1372 https:1oi.org10.13374.issn2095-9389.2017.09.010 岩体损伤度的点荷载强度计算及分析 Analyses and calculation of point load strength on rock mass damage index 工程科学学报.2017,392：175 https:/doi.org10.13374.issn2095-9389.2017.02.002 Y预辐照对管流冲刷条件下铍在EDM-1中腐蚀性能的影响 Corrosion of beryllium in EDM-1 fluid after y pre-irradiation 工程科学学报.2018.40(12：1518 https:/doi.org/10.13374.issn2095-9389.2018.12.010
材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 万发荣 Clusters of point defects and one-dimensional motion of clusters during irradiation damage in materials WAN Fa-rong 引用本文: 万发荣. 材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象[J]. 工程科学学报, 2020, 42(12): 1535-1541. doi: 10.13374/j.issn2095-9389.2020.02.05.001 WAN Fa-rong. Clusters of point defects and one-dimensional motion of clusters during irradiation damage in materials[J]. Chinese Journal of Engineering, 2020, 42(12): 1535-1541. doi: 10.13374/j.issn2095-9389.2020.02.05.001 在线阅读 View online: https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2020.02.05.001 您可能感兴趣的其他文章 Articles you may be interested in 高剂量氦离子辐照对新型中子增殖铍钨合金表面结构的影响 Effect of high dose helium ion irradiation on the surface microstructure of a new neutron multiplying BeW alloy 工程科学学报. 2020, 42(1): 128 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2019.07.08.008 楔横轧小断面收缩率轧件螺旋组织缺陷研究 Study on the spiral microstructure defect of workpiece with a small area reduction formed via cross wedge rolling 工程科学学报. 2018, 40(2): 233 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2018.02.014 基于改进的支持向量回归机算法的磁记忆定量化缺陷反演 Metal magnetic memory quantitative inversion of defects based onoptimized support vector machine regression 工程科学学报. 2018, 40(9): 1123 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2018.09.014 铁基非晶合金的辐照性能 Irradiation properties of Fe-based amorphous alloys 工程科学学报. 2017, 39(9): 1372 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2017.09.010 岩体损伤度的点荷载强度计算及分析 Analyses and calculation of point load strength on rock mass damage index 工程科学学报. 2017, 39(2): 175 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2017.02.002 γ预辐照对管流冲刷条件下铍在EDM-1中腐蚀性能的影响 Corrosion of beryllium in EDM-1 fluid after γ pre-irradiation 工程科学学报. 2018, 40(12): 1518 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2018.12.010
工程科学学报.第42卷，第12期：1535-1541.2020年12月 Chinese Journal of Engineering,Vol.42,No.12:1535-1541,December 2020 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2020.02.05.001;http://cje.ustb.edu.cn 材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 万发荣区 北京科技大学材料科学与工程学院，北京100083 ☒通信作者，E-mail:wanfr@mater.ustb.edu.cn 摘要材料辐照损伤是核反应堆材料、尤其是核聚变堆材料所面临的重要问题.高能粒子（中子、离子、电子）辐照在材料 中会产生大量的点缺陷，即自间隙原子和空位.这些点缺陷聚集在一起会形成自间隙原子团簇和空位团簇，从而对材料结构 和性能的演化产生重要影响.空位团簇包括有空洞、层错四面体、空位型位错环，而自间隙原子团簇则只有自间隙型位错环 本文介绍了两种点缺陷团簇的性质、及其对于以材料辐照肿胀为主要内容的材料辐照损伤性能的影响.作为空位团簇，比较 详细介绍了具有本课题组特色的空位型位错环的研究，同时分析了合金元素和氢同位素对空位型位错环的影响.在铁试样 中形成的这种空位型位错环尺寸可达100nm左右.该空位型位错环具有两种柏氏矢量，b仁和b-1/2,前者的数密 度比后者高一个数量级.对于自间隙原子团簇，则重点介绍了与其相关的一维迁移现象及其研究动态，该一维迁移性能有可 能是影响高熵合金辐照性能的重要因素 关键词点缺陷：缺陷团簇：一维迁移：辐照损伤：核聚变堆材料 分类号TG111.2 Clusters of point defects and one-dimensional motion of clusters during irradiation damage in materials WAN Fa-rong School of Materials Science and Engineering,University of Science and Technology Beijing.100083 Beijing.China Corresponding author,E-mail:wanfr@mater.ustb.edu.cn ABSTRACT Irradiation damage in materials for nuclear reactors,particularly for fusion reactors,is a serious problem.For example, the pressure vessel in a fission power plant becomes brittle after exposure to neutron irradiation for many years.In the case of fusion reactors,in addition to the increase in ductile-to-brittle transition temperature,irradiation-induced swelling occurs in structural materials that need to tolerate high-dose irradiation of several hundreds of displacements per atom (dpa).The irradiation of particles (such as neutrons,ions,and electrons)with high energy introduces a large number of point defects,i.e.,self-interstitial atoms and vacancies,into materials.Such point defects aggregate together to form self-interstitial atom clusters as interstitial loop and vacancy clusters as void, stacking fault tetrahedra,or vacancy loop.Then,these clusters affect the microstructure and properties of materials.Moreover,these clusters play a more important role than individual point defects during the irradiation damage process.Even after research for decades, many questions about clusters remain unanswered partially because of the difficulties in irradiation test and cluster observation.This review paper explained the structures of clusters and the effect of clusters on irradiation damage in materials.As a unique research of this author's group,the formation of vacancy-type dislocation loops with sizes of up to 100 nm in iron was introduced,including the effect of hydrogen and its isotope and the effect of alloy elements on the formation of vacancy-type dislocation loops.There are two different kinds of vacancy-type dislocation loops,i.e.,those having a Burgers vector of and those having a Burgers vector of 收稿日期：2020-02-02 基金项目：国家白然科学基金资助项目(11875085.51471026)：国家磁约束核聚变能发展研究专项(1TER计划国内专项)资助项目(2014GB120000)
材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 万发荣苣 北京科技大学材料科学与工程学院，北京 100083 苣通信作者，E-mail：wanfr@mater.ustb.edu.cn 摘 要 材料辐照损伤是核反应堆材料、尤其是核聚变堆材料所面临的重要问题. 高能粒子（中子、离子、电子）辐照在材料 中会产生大量的点缺陷，即自间隙原子和空位. 这些点缺陷聚集在一起会形成自间隙原子团簇和空位团簇，从而对材料结构 和性能的演化产生重要影响. 空位团簇包括有空洞、层错四面体、空位型位错环，而自间隙原子团簇则只有自间隙型位错环. 本文介绍了两种点缺陷团簇的性质、及其对于以材料辐照肿胀为主要内容的材料辐照损伤性能的影响. 作为空位团簇，比较 详细介绍了具有本课题组特色的空位型位错环的研究，同时分析了合金元素和氢同位素对空位型位错环的影响. 在铁试样 中形成的这种空位型位错环尺寸可达 100 nm 左右，该空位型位错环具有两种柏氏矢量，b= 和 b=1/2，前者的数密 度比后者高一个数量级. 对于自间隙原子团簇，则重点介绍了与其相关的一维迁移现象及其研究动态，该一维迁移性能有可 能是影响高熵合金辐照性能的重要因素. 关键词 点缺陷；缺陷团簇；一维迁移；辐照损伤；核聚变堆材料 分类号 TG111.2 Clusters of point defects and one-dimensional motion of clusters during irradiation damage in materials WAN Fa-rong苣 School of Materials Science and Engineering, University of Science and Technology Beijing, 100083 Beijing, China 苣 Corresponding author, E-mail: wanfr@mater.ustb.edu.cn ABSTRACT Irradiation damage in materials for nuclear reactors, particularly for fusion reactors, is a serious problem. For example, the pressure vessel in a fission power plant becomes brittle after exposure to neutron irradiation for many years. In the case of fusion reactors, in addition to the increase in ductile-to-brittle transition temperature, irradiation-induced swelling occurs in structural materials that need to tolerate high-dose irradiation of several hundreds of displacements per atom (dpa). The irradiation of particles (such as neutrons, ions, and electrons) with high energy introduces a large number of point defects, i.e., self-interstitial atoms and vacancies, into materials. Such point defects aggregate together to form self-interstitial atom clusters as interstitial loop and vacancy clusters as void, stacking fault tetrahedra, or vacancy loop. Then, these clusters affect the microstructure and properties of materials. Moreover, these clusters play a more important role than individual point defects during the irradiation damage process. Even after research for decades, many questions about clusters remain unanswered partially because of the difficulties in irradiation test and cluster observation. This review paper explained the structures of clusters and the effect of clusters on irradiation damage in materials. As a unique research of this author’s group, the formation of vacancy-type dislocation loops with sizes of up to 100 nm in iron was introduced, including the effect of hydrogen and its isotope and the effect of alloy elements on the formation of vacancy-type dislocation loops. There are two different kinds of vacancy-type dislocation loops, i.e., those having a Burgers vector of b= and those having a Burgers vector of 收稿日期: 2020−02−02 基金项目: 国家自然科学基金资助项目（11875085，51471026）；国家磁约束核聚变能发展研究专项（ITER 计划国内专项）资助项目（2014GB120000） 工程科学学报，第 42 卷，第 12 期：1535−1541，2020 年 12 月 Chinese Journal of Engineering, Vol. 42, No. 12: 1535−1541, December 2020 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2020.02.05.001; http://cje.ustb.edu.cn
·1536 工程科学学报，第42卷，第12期 6=1/2.The density of the first type is approximately one order of magnitude higher than that of the second type.The one- dimensional motion of self-interstitial atom clusters and the research activities in this field were also discussed in detail,and the one. dimensional motion would be a key factor effecting the irradiation damage of high entropy alloys. KEY WORDS point defect;defect cluster;one-dimension motion;irradiation damage;materials for a fusion reactor 1 材料的辐照损伤 演化的 2.1偏压对点缺陷演化的影响 材料辐照损伤是核反应堆材料、尤其是核聚 在辐照过程中，自间隙原子与空位是成对产 变堆材料所面临的重要问题.在氘氚核聚变堆中， 生的，二者的总数量相等.自间隙原子与空位相互 所产生的14M®V的中子是聚变能量的载体，然而 结合后，晶体则会恢复到生成点缺陷之前的状态 这一能量却不能够像热能那样立刻得到利用，需 假如自间隙原子与空位的性能基本相同，它们之 要让中子与聚变堆结构材料进行相互作用，从而 间就会很容易复合以至湮灭，这些点缺陷就难以 将中子的动能传递给聚变堆结构材料.也就是说， 进一步演化成缺陷团簇，材料辐照损伤也就不会 聚变堆结构材料必然要承受高剂量的中子辐照. 成为严重的问题.从这个思路来说，尽量提高弗伦 材料的辐照损伤有许多表现形式，人们比较 克尔点缺陷对的复合比例，是提高材料抗辐照性 熟悉的有辐照脆性和辐照肿胀.辐照脆性是辐照 能的关键 剂量较低的核电站压力容器钢所面临的重要问 不巧的是，自间隙原子与空位的特性有很大 题.而对于辐照剂量更高的快中子反应堆和核聚 不同.例如，自间隙原子的形成能远大于空位的形 变堆的材料来说，除了辐照脆性外，更要面对辐照 成能，而自间隙原子的迁移能又远小于空位的迁 肿胀的问题 移能.在辐照缺陷的形成与演化过程中，有不少因 在核能开发的初期，人们就开始关注材料辐 素使得这两种点缺陷呈现很不相同的行为.这种 照损伤问题，60余年来获得了大量的信息和数据 差异一般称为偏压(Bias).关于点缺陷的偏压有 目前已有一些关于材料辐照损伤的书籍-，尤其 两种，产生偏压(Production bias)和陷阱偏压(Sink 是Was的著作具有较大影响，其新版著作四较之 bias).在辐照级联过程所产生的自间隙原子与空 旧版增加了20%左右的内容，比较全面地介绍了 位的分布区域中，有一个很明显的特征.在这个区 材料辐照损伤的知识.郭立平等印的著作的特点 域中心附近的点缺陷主要是大量的空位，而自间 则主要是从位错环的角度来介绍材料辐照损伤 隙原子则分布在空位区域的周围.这样形成的空 然而，仍有许多新的研究结果未能包含在这些书 位和自间隙原子的浓度差异，称为产生偏压.产生 籍之中，在辐照损伤理论、材料辐照实验、以及抗 偏压的存在，对于辐照肿胀时的空洞形核具有重 辐照肿胀材料开发等方面，也还存在许多重大问 要意义.材料中能够大量吸收点缺陷的地方称为 题有待解决.其中，自间隙原子团簇的一维迁移现 “缺陷陷阱”(Sink,有的文献称为“缺陷位闾”).一 象近来比较受人关注，正在成为材料辐照损伤基 般来说，缺陷陷阱吸收自间隙原子的数量要多于 础研究领域中新的热点 空位的数量，表征这一差异的量是陷阱偏压.陷 2点缺陷与点缺陷团簇 阱偏压越大，意味着该陷阱吸收的自间隙原子越 多，从而导致残留的空位浓度远大于自间隙原子 高能粒子的辐照在材料中会产生弗伦克尔点 浓度 缺陷对(Frenkel pair),即间隙原子(Interstitial atom) 2.2点缺陷团簇的类型 和空位(Vacancy).这些间隙原子与材料基体原子 由于点缺陷周围存在着的应变场，如果点缺 相同，又可称为自间隙原子(Self interstitial atom, 陷聚集在一起形成团簇，与单个的点缺陷相比，将 SIA),以区别由那些尺寸更小的杂质原子形成的 能降低应变能.空位团簇与自间隙原子团簇的行 间隙原子.高能粒子辐照产生的点缺陷是产生材 为也有着很大差异 料辐照损伤的根源.对于形成点缺陷的级联碰撞 空位团簇的形式比较复杂，一般有空洞、层错 过程，以分子动力学为主的计算机模拟研究做出 四面体、位错环等几种.除了辐照方法之外，通过 了很大贡献阿但是，除了点缺陷的形成过程之 淬火方法形成的肖特基缺陷就是点缺陷空位，这 外，人们更需要知道，这些点缺陷形成之后是如何 些肖特基缺陷也可以形成空位团簇
b=1/2. The density of the first type is approximately one order of magnitude higher than that of the second type. The onedimensional motion of self-interstitial atom clusters and the research activities in this field were also discussed in detail, and the onedimensional motion would be a key factor effecting the irradiation damage of high entropy alloys. KEY WORDS point defect；defect cluster；one-dimension motion；irradiation damage；materials for a fusion reactor 1 材料的辐照损伤 材料辐照损伤是核反应堆材料、尤其是核聚 变堆材料所面临的重要问题. 在氘氚核聚变堆中， 所产生的 14 MeV 的中子是聚变能量的载体，然而 这一能量却不能够像热能那样立刻得到利用，需 要让中子与聚变堆结构材料进行相互作用，从而 将中子的动能传递给聚变堆结构材料. 也就是说， 聚变堆结构材料必然要承受高剂量的中子辐照. 材料的辐照损伤有许多表现形式，人们比较 熟悉的有辐照脆性和辐照肿胀. 辐照脆性是辐照 剂量较低的核电站压力容器钢所面临的重要问 题. 而对于辐照剂量更高的快中子反应堆和核聚 变堆的材料来说，除了辐照脆性外，更要面对辐照 肿胀的问题. 在核能开发的初期，人们就开始关注材料辐 照损伤问题，60 余年来获得了大量的信息和数据. 目前已有一些关于材料辐照损伤的书籍[1−4] ，尤其 是 Was 的著作具有较大影响，其新版著作[1] 较之 旧版增加了 20% 左右的内容，比较全面地介绍了 材料辐照损伤的知识. 郭立平等[3] 的著作的特点 则主要是从位错环的角度来介绍材料辐照损伤. 然而，仍有许多新的研究结果未能包含在这些书 籍之中. 在辐照损伤理论、材料辐照实验、以及抗 辐照肿胀材料开发等方面，也还存在许多重大问 题有待解决. 其中，自间隙原子团簇的一维迁移现 象近来比较受人关注，正在成为材料辐照损伤基 础研究领域中新的热点. 2 点缺陷与点缺陷团簇 高能粒子的辐照在材料中会产生弗伦克尔点 缺陷对（Frenkel pair），即间隙原子（Interstitial atom） 和空位（Vacancy）. 这些间隙原子与材料基体原子 相同，又可称为自间隙原子（ Self interstitial atom, SIA），以区别由那些尺寸更小的杂质原子形成的 间隙原子. 高能粒子辐照产生的点缺陷是产生材 料辐照损伤的根源. 对于形成点缺陷的级联碰撞 过程，以分子动力学为主的计算机模拟研究做出 了很大贡献[5] . 但是，除了点缺陷的形成过程之 外，人们更需要知道，这些点缺陷形成之后是如何 演化的. 2.1 偏压对点缺陷演化的影响 在辐照过程中，自间隙原子与空位是成对产 生的，二者的总数量相等. 自间隙原子与空位相互 结合后，晶体则会恢复到生成点缺陷之前的状态. 假如自间隙原子与空位的性能基本相同，它们之 间就会很容易复合以至湮灭，这些点缺陷就难以 进一步演化成缺陷团簇，材料辐照损伤也就不会 成为严重的问题. 从这个思路来说，尽量提高弗伦 克尔点缺陷对的复合比例，是提高材料抗辐照性 能的关键. 不巧的是，自间隙原子与空位的特性有很大 不同. 例如，自间隙原子的形成能远大于空位的形 成能，而自间隙原子的迁移能又远小于空位的迁 移能. 在辐照缺陷的形成与演化过程中，有不少因 素使得这两种点缺陷呈现很不相同的行为. 这种 差异一般称为偏压（Bias）. 关于点缺陷的偏压有 两种，产生偏压（Production bias）和陷阱偏压（Sink bias）. 在辐照级联过程所产生的自间隙原子与空 位的分布区域中，有一个很明显的特征. 在这个区 域中心附近的点缺陷主要是大量的空位，而自间 隙原子则分布在空位区域的周围. 这样形成的空 位和自间隙原子的浓度差异，称为产生偏压. 产生 偏压的存在，对于辐照肿胀时的空洞形核具有重 要意义. 材料中能够大量吸收点缺陷的地方称为 “缺陷陷阱”（Sink，有的文献称为“缺陷位闾”）. 一 般来说，缺陷陷阱吸收自间隙原子的数量要多于 空位的数量，表征这一差异的量是陷阱偏压. 陷 阱偏压越大，意味着该陷阱吸收的自间隙原子越 多，从而导致残留的空位浓度远大于自间隙原子 浓度. 2.2 点缺陷团簇的类型 由于点缺陷周围存在着的应变场，如果点缺 陷聚集在一起形成团簇，与单个的点缺陷相比，将 能降低应变能. 空位团簇与自间隙原子团簇的行 为也有着很大差异. 空位团簇的形式比较复杂，一般有空洞、层错 四面体、位错环等几种. 除了辐照方法之外，通过 淬火方法形成的肖特基缺陷就是点缺陷空位，这 些肖特基缺陷也可以形成空位团簇. · 1536 · 工程科学学报，第 42 卷，第 12 期
万发荣：材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 .1537· 在较高温度(0.3Tm~0.6Tm,Tm为熔点)下，空 四面体，但进一步的实验仍然给予了否定.可以说到 位点缺陷聚集在一起，可以形成尺寸更大的三维 现在为止，所观察到的层错四面体都是空位型8圆 的空洞(Void).伴随空洞的出现，宏观上就会出现 关于层错四面体的形成机制至少有法兰克(Frank) 材料密度降低，体积膨胀，即所谓辐照肿胀 空位型位错的滑移、空位团簇长大以及空洞坍塌 (Irradiation swelling).有关材料辐照空洞及其引起 (Void collapse)3种说法，一直存在争议o 的辐照肿胀的研究数量非常浩大，工作也十分深 2.3空位型位错环 入.一般认为，高浓度空位是空洞形核与长大的主 空位型位错环常见形成于碰撞级联过程的空 要的热力学驱动力，而影响这一空位浓度的主要 位团簇坍塌过程，但此时的空位型位错环的尺寸 是来自位错等陷阱对自间隙原子的吸收（偏压） 一般很小，只有几个纳米山，当数量更多的空位 在偏压驱动体系中，对于空位聚集及其辐照肿胀 聚集时，更趋向于形成表面能较小的三维尺寸的 来说，位错起着主要的作用.另外一个有趣的现象 空洞，而不是表面能较大的二维尺寸的空位型位 是，有时辐照空洞的分布状态会出现三维超点阵 错环.然而作者的课题组研究发现，在氢离子辐照 形式有关空洞超点阵的形成机制也是材料辐照 铁的实验中，那些捕获有氢原子的空位通过高温 损伤的热点之一，空洞点阵的对称性和晶体学方 扩散，能够沿着一定的二维平面，聚集成尺寸很大 向与基体晶体点阵相一致，空洞点阵大多在级联 的空位型位错环2]此时位错环的尺寸可达100m 损伤条件（中子或离子辐照）下出现，在纯弗伦克 以上.通过透射电镜的内衬-外衬法(Inside-outside 尔点缺陷对（电子辐照）的情况下很少出现.这一 法)，确认了这些空位型位错环的性质和柏氏矢 现象说明，它与级联过程中出现的自间隙原子团 量该空位型位错环具有两种柏氏矢量，= 簇的一维迁移有很大关联. 和b=12,前者的数密度比后者高一个 由于中子辐照实验的困难，在辐照实验中经 数量级.在高压电镜的原位辐照观察实验中，可以 常通过加速器的离子辐照实验来分析材料辐照肿 看到由于吸收电子束辐照产生的自间隙原子，这 胀行为，传统的离子辐照实验方法简单方便，容易 些空位型位错环会不断缩小以至消失，如图1所 控制，且能够实现很高的剂量率，但需要对辐照实 示]，这与一般间隙型位错环在电子束辐照下不 验进行仔细规划.对辐照结果进行小心处理，才有 断长大的现象，形成了鲜明对比.要指出的是，这 可能与低剂量率的中子辐照实验进行定量对比). 里的高压电镜辐照实验的作用是验证是否为空位 尤其是验证新材料的抗辐照肿胀性时，更应该在 型位错环.除了氢原子外，捕获了氘原子的空位也 完全相同的离子辐照条件下对已知具有大肿胀量 能形成这种空位型位错环4均不过由氘原子与 的材料（例如316奥氏体不锈钢等）进行对比，才 空位的复合体形成的空位型位错环，在电子束 有数据的可靠性 辐照下出现的缩小速度比氢的情况要小一个数量 在常温或低温辐照时，层错四面体(Stacking 级刀这一现象表明，氘与空位的复合体形成的 fault tetrahedra)是面心立方晶体中常见的一种空位 位错环的陷阱偏压要小于氢与空位的复合体形成 团簇，而体心立方品体则不会出现层错四面体.如 的位错环的陷阱偏压.根据这一氢同位素效应，可 果三个空位组成一个平面三角形，以此三角形作 以推测氚原子与空位的复合体形成的空位型位错 为四面体的底面，位于四面体顶点位置的原子则 环，将具有更小的偏压.这对于研究在核聚变堆环 往下移动一点位置，就形成了一个最原始的三空 境下服役的铁素体钢来说，当然是一个好消息.对 位四面体的晶体缺陷.淬火、塑性变形以及各种 于纯铁来说，这种空位型位错环的形成温度为 辐照都能够产生层错四面体.层错四面体的四个 500℃.然而，加入合金元素Ni会降低空位型位错 面占据面心立方结构中的四个{111}面，因此一般 环的形成温度，而C则会提高空位型位错环的形 情况下层错四面体一旦形成，便非常稳定.受到层 成温度.根据合金元素对于空位型位错环形成温 错能的限制，层错四面体的尺寸有一个上限，不能 度的影响不同，可以提出一种新的对于钢中合金 无限制长大.一般情况下，层错四面体的边长不超 元素影响进行分类的方法3，氢原子在形成这种 过50nm.通常组成层错四面体的都是空位型层错 空位型位错环时所起的作用，是一个令人感兴趣 环，虽然理论上并未排除由间隙型层错环组成层 的问题.另外，除了上述氢离子注入铁的情况，还 错四面体的可能性，但实验上还未观察到这种层 不清楚在其它情况下是否也会形成这种尺寸为 错四面体.虽然时有研究说观察到了间隙型层错 100nm的空位型位错环
在较高温度（0.3Tm～0.6Tm，Tm 为熔点）下，空 位点缺陷聚集在一起，可以形成尺寸更大的三维 的空洞（Void）. 伴随空洞的出现，宏观上就会出现 材 料 密 度 降 低 ， 体 积 膨 胀 ， 即 所 谓 辐 照 肿 胀 （Irradiation swelling）. 有关材料辐照空洞及其引起 的辐照肿胀的研究数量非常浩大，工作也十分深 入. 一般认为，高浓度空位是空洞形核与长大的主 要的热力学驱动力，而影响这一空位浓度的主要 是来自位错等陷阱对自间隙原子的吸收（偏压）. 在偏压驱动体系中，对于空位聚集及其辐照肿胀 来说，位错起着主要的作用. 另外一个有趣的现象 是，有时辐照空洞的分布状态会出现三维超点阵 形式[6] . 有关空洞超点阵的形成机制也是材料辐照 损伤的热点之一. 空洞点阵的对称性和晶体学方 向与基体晶体点阵相一致，空洞点阵大多在级联 损伤条件（中子或离子辐照）下出现，在纯弗伦克 尔点缺陷对（电子辐照）的情况下很少出现. 这一 现象说明，它与级联过程中出现的自间隙原子团 簇的一维迁移有很大关联. 由于中子辐照实验的困难，在辐照实验中经 常通过加速器的离子辐照实验来分析材料辐照肿 胀行为. 传统的离子辐照实验方法简单方便，容易 控制，且能够实现很高的剂量率，但需要对辐照实 验进行仔细规划，对辐照结果进行小心处理，才有 可能与低剂量率的中子辐照实验进行定量对比[7] . 尤其是验证新材料的抗辐照肿胀性时，更应该在 完全相同的离子辐照条件下对已知具有大肿胀量 的材料（例如 316 奥氏体不锈钢等）进行对比，才 有数据的可靠性. 在常温或低温辐照时，层错四面体（Stacking fault tetrahedra）是面心立方晶体中常见的一种空位 团簇，而体心立方晶体则不会出现层错四面体. 如 果三个空位组成一个平面三角形，以此三角形作 为四面体的底面，位于四面体顶点位置的原子则 往下移动一点位置，就形成了一个最原始的三空 位四面体的晶体缺陷. 淬火、塑性变形以及各种 辐照都能够产生层错四面体. 层错四面体的四个 面占据面心立方结构中的四个{111}面，因此一般 情况下层错四面体一旦形成，便非常稳定. 受到层 错能的限制，层错四面体的尺寸有一个上限，不能 无限制长大. 一般情况下，层错四面体的边长不超 过 50 nm. 通常组成层错四面体的都是空位型层错 环. 虽然理论上并未排除由间隙型层错环组成层 错四面体的可能性，但实验上还未观察到这种层 错四面体. 虽然时有研究说观察到了间隙型层错 四面体，但进一步的实验仍然给予了否定. 可以说到 现在为止，所观察到的层错四面体都是空位型[8] . 关于层错四面体的形成机制至少有法兰克（Frank） 空位型位错的滑移、空位团簇长大以及空洞坍塌 （Void collapse）3 种说法，一直存在争议[9−10] . 2.3 空位型位错环 空位型位错环常见形成于碰撞级联过程的空 位团簇坍塌过程，但此时的空位型位错环的尺寸 一般很小，只有几个纳米 [11] . 当数量更多的空位 聚集时，更趋向于形成表面能较小的三维尺寸的 空洞，而不是表面能较大的二维尺寸的空位型位 错环. 然而作者的课题组研究发现，在氢离子辐照 铁的实验中，那些捕获有氢原子的空位通过高温 扩散，能够沿着一定的二维平面，聚集成尺寸很大 的空位型位错环[12] . 此时位错环的尺寸可达 100 nm 以上. 通过透射电镜的内衬‒外衬法（Inside‒outside 法），确认了这些空位型位错环的性质和柏氏矢 量[12] . 该空位型位错环具有两种柏氏矢量 ， b= 和 b=1/2，前者的数密度比后者高一个 数量级. 在高压电镜的原位辐照观察实验中，可以 看到由于吸收电子束辐照产生的自间隙原子，这 些空位型位错环会不断缩小以至消失，如图 1 所 示[13] . 这与一般间隙型位错环在电子束辐照下不 断长大的现象，形成了鲜明对比. 要指出的是，这 里的高压电镜辐照实验的作用是验证是否为空位 型位错环. 除了氢原子外，捕获了氘原子的空位也 能形成这种空位型位错环[14−15] . 不过由氘原子与 空位的复合体形成的空位型位错环，在电子束 辐照下出现的缩小速度比氢的情况要小一个数量 级[16−17] . 这一现象表明，氘与空位的复合体形成的 位错环的陷阱偏压要小于氢与空位的复合体形成 的位错环的陷阱偏压. 根据这一氢同位素效应，可 以推测氚原子与空位的复合体形成的空位型位错 环，将具有更小的偏压. 这对于研究在核聚变堆环 境下服役的铁素体钢来说，当然是一个好消息. 对 于纯铁来说，这种空位型位错环的形成温度为 500 ℃. 然而，加入合金元素 Ni 会降低空位型位错 环的形成温度，而 Cr 则会提高空位型位错环的形 成温度. 根据合金元素对于空位型位错环形成温 度的影响不同，可以提出一种新的对于钢中合金 元素影响进行分类的方法[13,18] . 氢原子在形成这种 空位型位错环时所起的作用，是一个令人感兴趣 的问题. 另外，除了上述氢离子注入铁的情况，还 不清楚在其它情况下是否也会形成这种尺寸为 100 nm 的空位型位错环. 万发荣： 材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 · 1537 ·
·1538 工程科学学报，第42卷，第12期 Fe-Cr合金在450℃以上温度电子辐照产生的位 错环类型主要是型.但是也有不同的研 究结果.有研究叫通过铁离子辐照实验研究了高 纯铁和Fe-9Cr样品中的两种位错环的数量比例， 发现纯铁中b=的位错环更多，并认为这是 b=12的位错环更容易滑移的结果.而在铁 铬中，铬的存在阻碍了b=1/2的位错环的滑 移，使得所观察到的=的位错环的数量比例 降低.作为核聚变堆材料的候选材料，钒合金受到 6 mi 关注2，对于同样为体心立方结构的钒，分析了氢 离子辐照后形成的位错环，发现在所分析的76个 位错环中，=1/2的位错环有70个，柏氏矢量 100nm =的位错环只有6个2 图1电子束镉照时的位错环变化 间隙型位错环的形成，与自间隙原子的结构、 Fig.I Change of dislocation loops under electron irradiation 如哑铃型(Dumb-bell)、挤列型(Crowdion)、以及 2.4间隙型位错环 它们的取向有关.通过研究不同类型的间隙型位 与空位相比，自间隙原子更容易扩散迁移，也 错环的比例与材料辐照肿胀量的关系，是提高材 更容易聚集形成团簇.与多种形式的空位团簇不 料的抗辐照肿胀性能的思路之一 同，自间隙原子形成的团簇形式比较单一，只有间 晶体缺陷理论一直是金属物理中的传统内 隙型位错环.只有通过辐照的方法才可以形成间 容，而对于非辐照环境的传统材料中来说，传统位 隙型位错环.对于致密度高的金属材料来说，除了 错理论已经发展到非常成熟的阶段.但是，辐照环 辐照实验外，还没有什么其它方法能够在材料中 境下的位错，尤其是由自间隙原子团簇构成的位 大量形成点缺陷自间隙原子也就是说，要通过实 错环，具有许多特殊问题，需要认真分析 验来研究自间隙原子的性质，辐照实验是唯一的 3 自间隙原子团簇的一维迁移 方法.如果利用一般的热时效方法来模拟研究诸 如核电站压力容器钢的辐照脆性问题，则需要格 最近，自间隙原子团簇的一维迁移(One dimen- 外注意那些由于自间隙原子引起的特殊现象 sion motion)是一个比较热门的话题作为单个 辐照产生的间隙型位错环是辐照损伤过程中 点缺陷，自间隙原子与空位的迁移能之间存在巨 的陷阱偏压的主要来源.不同柏氏矢量的间隙型 大差异，这种差异也是引起材料辐照损伤的主要 位错环所具有的陷阱偏压也不同.例如，在体心立 原因.关于点缺陷团簇的情况，一般来说空位团簇 方结构材料中的间隙型位错环，主要有两种柏氏 的迁移性能远低于单个的空位.但是，自间隙原子 矢量，b=1/2和b=.影响这样两种位错 聚集在一起形成团簇后，会出现一维迁移现象，它 环的数量比例的因素有很多，例如合金成分、辐照 所具有的自间隙原子输送能力远超过单个点缺陷 温度、辐照方式（中子、电子、不同离子）等 的三维扩散所能够实现的自间隙原子输送能力， Konobeev等对Fe-Cr二元合金在400C进行 因此有可能持续地将自间隙原子移送到晶界或材 高剂量中子辐照（离位原子概率即dpa等于 料表面，从而加剧了基体内两种点缺陷浓度之间 25.8),发现所有位错环均为=类型 的不平衡，对材料辐照损伤的影响不容忽视 Lavrentiev等2o通过第一性原理计算方法，研究了 上述提到的两种偏压、即“陷阱偏压”与“产 Fe-Cr合金中空位及空位与Cr原子的相互作用. 生偏压”的区别在于，前者是通过三维运动吸收单 研究结果显示，Cr原子可以和空位结合在一起，形 个的自间隙原子，后者则通过一维迁移方式吸收 成稳定的结构，Cr原子在该结构中占据能量最低 自间隙原子团簇.在中子辐照时，两种偏压都会发 的位置.在其中的一种Cr与空位组成的结构中包 挥作用，但二者作用各占的比例大小则与材料基体 含两个Cr原子和两个空位，此时两个C原子沿 状态有关.按照从纯金属、简单合金、实用钢种的 方向排列能量最低.他们的计算结果在一定 顺序，自间隙原子团簇的一维迁移的平均距离会 程度上与本实验的实验结果相一致.另一方面， 逐渐减小，因此“产生偏压”的重要性也随之降低
2.4 间隙型位错环 与空位相比，自间隙原子更容易扩散迁移，也 更容易聚集形成团簇. 与多种形式的空位团簇不 同，自间隙原子形成的团簇形式比较单一，只有间 隙型位错环. 只有通过辐照的方法才可以形成间 隙型位错环. 对于致密度高的金属材料来说，除了 辐照实验外，还没有什么其它方法能够在材料中 大量形成点缺陷自间隙原子. 也就是说，要通过实 验来研究自间隙原子的性质，辐照实验是唯一的 方法. 如果利用一般的热时效方法来模拟研究诸 如核电站压力容器钢的辐照脆性问题，则需要格 外注意那些由于自间隙原子引起的特殊现象. 辐照产生的间隙型位错环是辐照损伤过程中 的陷阱偏压的主要来源. 不同柏氏矢量的间隙型 位错环所具有的陷阱偏压也不同. 例如，在体心立 方结构材料中的间隙型位错环，主要有两种柏氏 矢量，b=1/2和 b=. 影响这样两种位错 环的数量比例的因素有很多，例如合金成分、辐照 温度、辐照方式（中子、电子、不同离子）等. Konobeev 等对 Fe–Cr 二元合金在 400 °C 进行 高 剂 量 中 子 辐 照 （ 离 位 原 子 概 率 即 dpa 等 于 25.8） [19] ， 发 现 所 有 位 错 环 均 为 b=类 型 . Lavrentiev 等[20] 通过第一性原理计算方法，研究了 Fe–Cr 合金中空位及空位与 Cr 原子的相互作用. 研究结果显示，Cr 原子可以和空位结合在一起，形 成稳定的结构，Cr 原子在该结构中占据能量最低 的位置. 在其中的一种 Cr 与空位组成的结构中包 含两个 Cr 原子和两个空位，此时两个 Cr 原子沿 方向排列能量最低. 他们的计算结果在一定 程度上与本实验的实验结果相一致. 另一方面， Fe–Cr 合金在 450 °C 以上温度电子辐照产生的位 错环类型主要是 b=型. 但是也有不同的研 究结果. 有研究[21] 通过铁离子辐照实验研究了高 纯铁和 Fe–9Cr 样品中的两种位错环的数量比例， 发现纯铁中 b=的位错环更多，并认为这是 b=1/2的位错环更容易滑移的结果. 而在铁 铬中，铬的存在阻碍了 b=1/2的位错环的滑 移，使得所观察到的 b=的位错环的数量比例 降低. 作为核聚变堆材料的候选材料，钒合金受到 关注[22] . 对于同样为体心立方结构的钒，分析了氢 离子辐照后形成的位错环，发现在所分析的 76 个 位错环中，b=1/2的位错环有 70 个，柏氏矢量 b=的位错环只有 6 个[23] . 间隙型位错环的形成，与自间隙原子的结构、 如哑铃型（Dumb-bell）、挤列型（Crowdion）、以及 它们的取向有关. 通过研究不同类型的间隙型位 错环的比例与材料辐照肿胀量的关系，是提高材 料的抗辐照肿胀性能的思路之一. 晶体缺陷理论一直是金属物理中的传统内 容，而对于非辐照环境的传统材料中来说，传统位 错理论已经发展到非常成熟的阶段. 但是，辐照环 境下的位错，尤其是由自间隙原子团簇构成的位 错环，具有许多特殊问题，需要认真分析. 3 自间隙原子团簇的一维迁移 最近，自间隙原子团簇的一维迁移（One dimension motion）是一个比较热门的话题[24] . 作为单个 点缺陷，自间隙原子与空位的迁移能之间存在巨 大差异，这种差异也是引起材料辐照损伤的主要 原因. 关于点缺陷团簇的情况，一般来说空位团簇 的迁移性能远低于单个的空位. 但是，自间隙原子 聚集在一起形成团簇后，会出现一维迁移现象，它 所具有的自间隙原子输送能力远超过单个点缺陷 的三维扩散所能够实现的自间隙原子输送能力， 因此有可能持续地将自间隙原子移送到晶界或材 料表面，从而加剧了基体内两种点缺陷浓度之间 的不平衡，对材料辐照损伤的影响不容忽视. 上述提到的两种偏压、即“陷阱偏压”与“产 生偏压”的区别在于，前者是通过三维运动吸收单 个的自间隙原子，后者则通过一维迁移方式吸收 自间隙原子团簇. 在中子辐照时，两种偏压都会发 挥作用，但二者作用各占的比例大小则与材料基体 状态有关. 按照从纯金属、简单合金、实用钢种的 顺序，自间隙原子团簇的一维迁移的平均距离会 逐渐减小，因此“产生偏压”的重要性也随之降低. 0 min 100 nm 1 min 100 nm 2 min 100 nm 3 min 100 nm 4 min 100 nm 5 min 100 nm 5 min 30 s 100 nm 6 min 100 nm 6 min 30 s 100 nm 图 1 电子束辐照时的位错环变化 Fig.1 Change of dislocation loops under electron irradiation · 1538 · 工程科学学报，第 42 卷，第 12 期
万发荣：材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 1539· 图2表示的是在辐照级联过程中出现的自间 隙原子数量的平方根成反比2可单质金属如α铁 隙原子团簇的一维迁移现象当自间隙原子团 中，尺寸较大（大于5.9nm)的自间隙位错环在热 簇通过一维移动离开级联损伤区域后，自间隙原 激发下也能发生一维迁移2 子浓度与空位浓度之间的差距进一步增大，其结 般来说.很难在实验中观察到图2所示的级 果是增大了所谓的“产生偏压”.此时，空位的扩散 联过程中的一维迁移现象.现在的一维迁移研究 方式是单个空位逐个晶格的随机运动.而自间隙 大多采用分子动力学等计算机模拟方法-2 原子成为团簇，以直线的一维迁移方式从级联区 Kuramato(藏元英一)29利用静态弛豫法计算了自 域迅速扩散出去.这样，空位更加容易残留在级联 间隙原子位错环的迁移能，发现当位错环很小时， 区域，从而使得空洞更容易形核和长大.以前一般 其迁移能小于单个的自间隙原子的迁移能，表明 认为，刃型位错具有的位错偏压效应才是空洞形 这种位错环的移动确实属于热激活过程的原子团 成的主要原因.然后实际上在那些没有观察到刃 簇运动 型位错的地方，也可能有空洞形成，此时的空洞形 对于自间隙位错团簇的一维迁移与空洞长大 成原因就是自间隙原子团簇的一维迁移 之间的相关性，实验上的直接证明不多.以前发现 附近没有位错的晶界旁边也会出现空洞长大，因 Dislocation 入 为无法利用位错偏压的机制来说明，从而需要利 O 用一维迁移机制来解释.还有，对于目前比较热门 的高嫡合金，Lu等B0-划认为，自间隙型位错环的 000 一维迁移性能的降低，即自间隙原子团簇从长程 00 9.8 维迁移变为短程三维迁移，将会抑制辐照损伤 Void 这是高嫡合金抗辐照性能得以提高的原因.关于 入 高嫡合金中的自间隙原子团簇一维迁移现象，除 了计算机模拟计算研究0训也在原位离子辐照 图2级联过程中的自间隙原子团簇的一维迁移 实验中获得了初步结果 Fig.2 One-dimensional motion of self-interstitial atom clusters during the cascade process 超高压透射电镜在自间隙原子团簇的一维迁 移观察实验中发挥了很大作用.此时利用电子束 虽然自间隙原子团簇会形成一个位错环，但 辐照产生自间隙原子团簇（位错环），然后利用录 一维迁移现象中所包含的原子协同扩散机制在传 像原位观察这些位错环的变化.对于铁等一般材 统的位错理论中并没有涉及.因为一个位错环中 料来说，使用的是加速电压为1000keV的高压电 相向部分的位错线段的性质总是相反的，因此不 镜.而对于钨，由于其离位能高(Ea40eV),需要 可能在剪应力作用下，整个位错环朝着同一个方 使用加速电压为2000keV的高压电镜B)在铁试 向滑移.由于位错环各处的柏氏矢量相同，如果对 样电子辐照实验中，观察到自间隙原子团簇会出 于位错环的左右两端施加剪应力，位错环会随着 现瞬发的不规则的一维迁移（沿一个方向的移动 应力方向变形，而位错环的重心则不能移动.然而 或往复运动)，产生这种一维迁移现象的原因是， 在一维迁移过程中，由于热激活的原因，构成位错 在自间隙原子团簇处被捕获的杂质原子（柯垂尔 环的自间隙原子（挤列）沿着柏氏矢量方向移动 气团，Cottrell atmosphere)受到高能电子辐照后，从 这种一维迁移的方向，在面心立方金属中为 这些团簇脱离出去，从而使得原本静止的自间隙 方向，而在体心立方金属中则为方向.另外， 原子团簇能够迁移，通过不同纯度的铁试样，发现 在传统的位错理论中，认为位错的移动需要克服 这种一维迁移受到杂质原子的影响B4-3)就铁中 皮尔斯-纳巴罗(Peierls-Nabarro)阻力.这一看法 合金元素的影响来说，硅和铜都会减少这种一维 也阻碍了对于自间隙原子团簇的一维迁移现象的 迁移的频率和行程3).纯钒和V-5Ti合金的实验 理解.有研究发现，即使没有用以驱动位错环的应 发现，关于自间隙原子位错环一维迁移的影响程 力，a铁中的b=12的纳米尺度的位错环也会 度，V-5Ti合金要小于纯钒B随着温度的降低， 出现一维迁移团簇尺寸与一维迁移之间存在 一维迁移的移动距离显著变短.在250~300K范 密切的关系，只有那些尺寸很小的自间隙位错环 围内钉扎位错环的是杂质原子，而在110~200K 才能够发生一维迁移，其迁移性与团簇中的自间 范围内钉扎位错环的则是高浓度空位7
图 2 表示的是在辐照级联过程中出现的自间 隙原子团簇的一维迁移现象[25] . 当自间隙原子团 簇通过一维移动离开级联损伤区域后，自间隙原 子浓度与空位浓度之间的差距进一步增大，其结 果是增大了所谓的“产生偏压”. 此时，空位的扩散 方式是单个空位逐个晶格的随机运动. 而自间隙 原子成为团簇，以直线的一维迁移方式从级联区 域迅速扩散出去. 这样，空位更加容易残留在级联 区域，从而使得空洞更容易形核和长大. 以前一般 认为，刃型位错具有的位错偏压效应才是空洞形 成的主要原因. 然后实际上在那些没有观察到刃 型位错的地方，也可能有空洞形成，此时的空洞形 成原因就是自间隙原子团簇的一维迁移. 虽然自间隙原子团簇会形成一个位错环，但 一维迁移现象中所包含的原子协同扩散机制在传 统的位错理论中并没有涉及. 因为一个位错环中 相向部分的位错线段的性质总是相反的，因此不 可能在剪应力作用下，整个位错环朝着同一个方 向滑移. 由于位错环各处的柏氏矢量相同，如果对 于位错环的左右两端施加剪应力，位错环会随着 应力方向变形，而位错环的重心则不能移动. 然而 在一维迁移过程中，由于热激活的原因，构成位错 环的自间隙原子（挤列）沿着柏氏矢量方向移动. 这种一维迁移的方向，在面心立方金属中为 方向，而在体心立方金属中则为方向. 另外， 在传统的位错理论中，认为位错的移动需要克服 皮尔斯－纳巴罗（Peierls-Nabarro）阻力. 这一看法 也阻碍了对于自间隙原子团簇的一维迁移现象的 理解. 有研究发现，即使没有用以驱动位错环的应 力，α 铁中的 b=1/2的纳米尺度的位错环也会 出现一维迁移[26] . 团簇尺寸与一维迁移之间存在 密切的关系，只有那些尺寸很小的自间隙位错环 才能够发生一维迁移，其迁移性与团簇中的自间 隙原子数量的平方根成反比[27] . 单质金属如 α 铁 中，尺寸较大（大于 5.9 nm）的自间隙位错环在热 激发下也能发生一维迁移[26] . 一般来说，很难在实验中观察到图 2 所示的级 联过程中的一维迁移现象. 现在的一维迁移研究 大多采用分子动力学等计算机模拟方法 [27−28] . Kuramato（藏元英一）[29] 利用静态弛豫法计算了自 间隙原子位错环的迁移能，发现当位错环很小时， 其迁移能小于单个的自间隙原子的迁移能，表明 这种位错环的移动确实属于热激活过程的原子团 簇运动. 对于自间隙位错团簇的一维迁移与空洞长大 之间的相关性，实验上的直接证明不多. 以前发现 附近没有位错的晶界旁边也会出现空洞长大，因 为无法利用位错偏压的机制来说明，从而需要利 用一维迁移机制来解释. 还有，对于目前比较热门 的高熵合金，Lu 等[30−31] 认为，自间隙型位错环的 一维迁移性能的降低，即自间隙原子团簇从长程 一维迁移变为短程三维迁移，将会抑制辐照损伤. 这是高熵合金抗辐照性能得以提高的原因. 关于 高熵合金中的自间隙原子团簇一维迁移现象，除 了计算机模拟计算研究[30−31] ，也在原位离子辐照 实验中获得了初步结果[32] . 超高压透射电镜在自间隙原子团簇的一维迁 移观察实验中发挥了很大作用. 此时利用电子束 辐照产生自间隙原子团簇（位错环），然后利用录 像原位观察这些位错环的变化. 对于铁等一般材 料来说，使用的是加速电压为 1000 keV 的高压电 镜. 而对于钨，由于其离位能高（Ed>40 eV），需要 使用加速电压为 2000 keV 的高压电镜[33] . 在铁试 样电子辐照实验中，观察到自间隙原子团簇会出 现瞬发的不规则的一维迁移（沿一个方向的移动 或往复运动）. 产生这种一维迁移现象的原因是， 在自间隙原子团簇处被捕获的杂质原子（柯垂尔 气团，Cottrell atmosphere）受到高能电子辐照后，从 这些团簇脱离出去，从而使得原本静止的自间隙 原子团簇能够迁移. 通过不同纯度的铁试样，发现 这种一维迁移受到杂质原子的影响[34−35] . 就铁中 合金元素的影响来说，硅和铜都会减少这种一维 迁移的频率和行程[35] . 纯钒和 V–5Ti 合金的实验 发现，关于自间隙原子位错环一维迁移的影响程 度，V–5Ti 合金要小于纯钒[36] . 随着温度的降低， 一维迁移的移动距离显著变短. 在 250～300 K 范 围内钉扎位错环的是杂质原子，而在 110～200 K 范围内钉扎位错环的则是高浓度空位[37] . Ⅰ Ⅴ Dislocation Void 图 2 级联过程中的自间隙原子团簇的一维迁移 Fig.2 One-dimensional motion of self-interstitial atom clusters during the cascade process 万发荣： 材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 · 1539 ·
·1540 工程科学学报，第42卷，第12期 对于国内缺乏超高压透射电镜实验条件的人 致谢 来说，普通的加速电压为200keV的低压透射电镜 此论文修改时，武汉大学郭立平、西安交通大 也有可能作为电子束辐照源.例如，纯铝的击出阈 学卢晨阳提出了宝贵意见 值Ea为16eV,而能量为200keV的电子在铝中能 够产生的最大损伤能量为19.5eVB实际上利用 参考文献 低压透射电镜在铝中观察到了辐照产生的位错 [1]Was G S.Fundamentals of Radiation Materials Science-Metals 环四，从这点来说，有可能利用一般的低压透射电 and Alloys.2nd Ed.New York:Springer Science+Business Media, 镜和纯铝样品，开展自间隙原子团簇的一维迁移 2017 [2]Ishino S.Irradiation Damage.Tokyo:University of Tokyo Press, 实验的观察实验， 1979 另一种观察一维迁移现象的实验方法是利用 31 Wan F R.Irradiation Damage in Metals.Beijing:Science Press 离子加速器与低压透射电镜的联机装置进行原位 1993 离子辐照.离子加速器的离子辐照用于产生位错 (万发荣.金属材料的辐照损伤.北京：科学出版社，1993) 环，并促进位错环脱离钉扎位置进行一维迁移.低 [4]Guo L P,Luo FF,Yu Y X.Dislocation Loops in Irradiated 压透射电镜则可以对位错环进行原位观察，记录 Nuclear Materials.Beijing:National Defense Industry Press,2017 所发生的一维迁移现象四随着国内同类装置的 (郭立平，罗凤凤，于雁霞.核材料辐照位错环北京：国防工业 投入运行o,将有可能推进国内的此项研究 出版社，2017) [5]Nordlund K.Historical review of computer simulation of radiation 以前一般认为，只有自间隙原子团簇才会出 effects in materials.J Nuc/Mater,2019,520:273 现一维迁移现象.但是，现在也有关于空位型位错 [6]Ipatova I,Wady P T,Shubeita S M,et al.Radiation-induced void 环的一维迁移现象的论文.该研究发现，一个空 formation and ordering in Ta-W alloys.J Nuc/Mater,2017,495: 位团簇在两个空位型层错四面体之间来回进行一 343 维迁移，最后本身也形成为一个层错四面体.根据 [7]Zinkle S J,Snead LL.Opportunities and limitations for ion beams 该论文的估算，金中的单个空位的迁移能为0.85eV, in radiation effects studies:bridging critical gaps between charged 空位型位错环一维迁移的有效迁移能为022~ particle and neutron irradiations.Scripta Mater,2018,143:154 0.23eV,可见空位型位错环一维迁移的有效迁移 [8]Saka H.Dislocation in Crystals.Tokyo:Muruzen Press,2015 能远低于单个空位的迁移能，表明该空位型位错 [9]Schibli R,Schaublin R.On the formation of stacking fault tetrahedra in irradiated austenitic stainless steels -a literature 环的一维迁移确实与单个空位的运动无关.产生 review.J Nucl Mater,2013,442:S761 一维迁移的自间隙原子团簇是由挤列构成的，虽 [10]Loretto M H,Phillips P J,Mills M J.Stacking fault tetrahedra in 然空位型位错环不会有挤列，仍可以认为它们会 metals.Scripta Mater,2015,94:1 出现与挤列类似的（稀疏排列的“疏列”，Voidion) [11]Yi X O,Jenkins M L,Kirk M A,et al.In-situ TEM studies of 原子结构 150 keV W+ion irradiated W and W-alloys:damage production 关于点缺陷团簇的一维迁移，还存在太多的 and microstructural evolution.Acta Mater,2016,112:105 未知问题，有待今后的实验进一步探明. [12]Huang Y N.Wan F R,Jiao Z J.The type identification of dislocation loops by TEM and the loop formation in pure Fe 4小结 implanted with H'.Acta Phys Sin,2011,60(3):036802-1 (黄依娜，万发荣，焦治杰.利用透射电镜衬度像变化判定位错 材料辐照损伤的直接原因是高能粒子产生的 环类型及注氢纯铁中形成的位错环分析.物理学报，2011 点缺陷.但是，点缺陷聚集在一起形成的点缺陷团 60(3):036802-1) 簇，更是影响材料辐照损伤性能的重要因素.空位 [13]Du Y F,Cui L J,Han W T,et al.Formation of vacancy-type 团簇种类较多，自间隙原子团簇则只有位错环一 dislocation loops in hydrogen-ion-implanted Fe-Cr alloy.Acta 种.纳米尺度的空位型位错环多形成于空位团簇 Metall Sin Engl Lett,2019,32(5):566 的坍塌过程，如果满足一定条件（例如氢原子的介 [14]Liu P P,Zhu Y M,Zhao MZ,et al.The effect of isotope on the 入)，也能够通过空位沿二维平面聚集来形成尺寸 dynamic behavior of vacancy-type dislocation loop in deuterium-implanted Fe.Fusion Eng Des,2015,95:20 大得多的空位型位错环.另一方面，自间隙原子团 [15]Jiang S N,Wan F R,Long Y.et al.Effects of helium and 簇（位错环）的一维迁移行为，从深化材料物理基 deuterium on irradiation damage in pure iron.Acta Physn,2013, 础理论和开发抗辐照损伤材料两方面来说，都是 62(16):166801-1 极具前沿性的课题，今后将会得到更广泛的关注 (姜少宁，万发荣，龙毅，等.氨、氘对纯铁辐照缺陷的形响.物理
对于国内缺乏超高压透射电镜实验条件的人 来说，普通的加速电压为 200 keV 的低压透射电镜 也有可能作为电子束辐照源. 例如，纯铝的击出阈 值 Ed 为 16 eV，而能量为 200 keV 的电子在铝中能 够产生的最大损伤能量为 19.5 eV [38] . 实际上利用 低压透射电镜在铝中观察到了辐照产生的位错 环[39] . 从这点来说，有可能利用一般的低压透射电 镜和纯铝样品，开展自间隙原子团簇的一维迁移 实验的观察实验. 另一种观察一维迁移现象的实验方法是利用 离子加速器与低压透射电镜的联机装置进行原位 离子辐照. 离子加速器的离子辐照用于产生位错 环，并促进位错环脱离钉扎位置进行一维迁移. 低 压透射电镜则可以对位错环进行原位观察，记录 所发生的一维迁移现象[32] . 随着国内同类装置的 投入运行[40] ，将有可能推进国内的此项研究. 以前一般认为，只有自间隙原子团簇才会出 现一维迁移现象. 但是，现在也有关于空位型位错 环的一维迁移现象的论文[41] . 该研究发现，一个空 位团簇在两个空位型层错四面体之间来回进行一 维迁移，最后本身也形成为一个层错四面体. 根据 该论文的估算，金中的单个空位的迁移能为 0.85 eV， 空位型位错环一维迁移的有效迁移能为 0.22～ 0.23 eV，可见空位型位错环一维迁移的有效迁移 能远低于单个空位的迁移能，表明该空位型位错 环的一维迁移确实与单个空位的运动无关. 产生 一维迁移的自间隙原子团簇是由挤列构成的，虽 然空位型位错环不会有挤列，仍可以认为它们会 出现与挤列类似的（稀疏排列的“疏列”，Voidion） 原子结构. 关于点缺陷团簇的一维迁移，还存在太多的 未知问题，有待今后的实验进一步探明. 4 小结 材料辐照损伤的直接原因是高能粒子产生的 点缺陷. 但是，点缺陷聚集在一起形成的点缺陷团 簇，更是影响材料辐照损伤性能的重要因素. 空位 团簇种类较多，自间隙原子团簇则只有位错环一 种. 纳米尺度的空位型位错环多形成于空位团簇 的坍塌过程，如果满足一定条件（例如氢原子的介 入），也能够通过空位沿二维平面聚集来形成尺寸 大得多的空位型位错环. 另一方面，自间隙原子团 簇（位错环）的一维迁移行为，从深化材料物理基 础理论和开发抗辐照损伤材料两方面来说，都是 极具前沿性的课题，今后将会得到更广泛的关注. 致谢 此论文修改时，武汉大学郭立平、西安交通大 学卢晨阳提出了宝贵意见. 参 考 文 献 Was G S. Fundamentals of Radiation Materials Science-Metals and Alloys. 2nd Ed. New York: Springer Science+Business Media, 2017 [1] Ishino S. Irradiation Damage. Tokyo: University of Tokyo Press, 1979 [2] Wan F R. Irradiation Damage in Metals. Beijing: Science Press, 1993 （万发荣. 金属材料的辐照损伤. 北京: 科学出版社, 1993） [3] Guo L P, Luo F F, Yu Y X. Dislocation Loops in Irradiated Nuclear Materials. Beijing: National Defense Industry Press, 2017 （郭立平, 罗凤凤, 于雁霞. 核材料辐照位错环. 北京: 国防工业 出版社, 2017） [4] Nordlund K. Historical review of computer simulation of radiation effects in materials. J Nucl Mater, 2019, 520: 273 [5] Ipatova I, Wady P T, Shubeita S M, et al. Radiation-induced void formation and ordering in Ta-W alloys. J Nucl Mater, 2017, 495: 343 [6] Zinkle S J, Snead L L. Opportunities and limitations for ion beams in radiation effects studies: bridging critical gaps between charged particle and neutron irradiations. Scripta Mater, 2018, 143: 154 [7] [8] Saka H. Dislocation in Crystals. Tokyo: Muruzen Press, 2015 Schibli R, Schäublin R. On the formation of stacking fault tetrahedra in irradiated austenitic stainless steels –a literature review. J Nucl Mater, 2013, 442: S761 [9] Loretto M H, Phillips P J, Mills M J. Stacking fault tetrahedra in metals. Scripta Mater, 2015, 94: 1 [10] Yi X O, Jenkins M L, Kirk M A, et al. In-situ TEM studies of 150 keV W+ ion irradiated W and W-alloys: damage production and microstructural evolution. Acta Mater, 2016, 112: 105 [11] Huang Y N, Wan F R, Jiao Z J. The type identification of dislocation loops by TEM and the loop formation in pure Fe implanted with H+ . Acta Phys Sin, 2011, 60（3）: 036802-1 （黄依娜, 万发荣, 焦治杰. 利用透射电镜衬度像变化判定位错 环类型及注氢纯铁中形成的位错环分析. 物理学报, 2011, 60（3）：036802-1） [12] Du Y F, Cui L J, Han W T, et al. Formation of vacancy-type dislocation loops in hydrogen-ion-implanted Fe –Cr alloy. Acta Metall Sin Engl Lett, 2019, 32（5）: 566 [13] Liu P P, Zhu Y M, Zhao M Z, et al. The effect of isotope on the dynamic behavior of vacancy-type dislocation loop in deuterium-implanted Fe. Fusion Eng Des, 2015, 95: 20 [14] Jiang S N, Wan F R, Long Y, et al. Effects of helium and deuterium on irradiation damage in pure iron. Acta Phys Sin, 2013, 62（16）: 166801-1 （姜少宁, 万发荣, 龙毅, 等. 氦、氘对纯铁辐照缺陷的影响. 物理 [15] · 1540 · 工程科学学报，第 42 卷，第 12 期
万发荣：材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 ·1541 学报，2013,62(16)：166801-1) of prismatic dislocation loops simulated by stochastic discrete [16]Huang Y N,Wan F R,Xiao X,et al.The effect of isotope on the dislocation dynamics.Phys Rev Mater,2019,3(7):073805 interaction between hydrogen and irradiation defect in pure iron. [29]Kuramoto E.Computer simulation of fundamental behaviors of Fusion Eng Des,2010,85(10-12):2203 interstitial clusters in Fe and Ni.Nuc/Mater,2000,276(1-3): [17]Jiang S N,Wan F R,Long Y,et al.Effect of isotope on irradiation 143 damage in pure iron.J Funct Mater,2013,44(2):262 [30]Lu C Y,Niu LL,Chen N J,et al.Enhancing radiation tolerance by (姜少宁，万发荣，龙毅，等.同位素效应对铁中铜照损伤的影响 controlling defect mobility and migration pathways in 功能材料，2013,44(2)：262) multicomponent single-phase alloys.Nat Commun,2016,7:13564 [18]Wan F R.Zhan Q.Long Y,et al.The behavior of vacancy-type [31]Lu C Y,Yang T N,Niu LL,et al.Interstitial migration behavior dislocation loops under electron irradiation in iron.J Nucl Mater, and defect in ion irradiated pure nickel and Ni-xFe binary alloys.J 2014,455(1-3):253 Nucl Mater,2018,509:237 [19]Konobeev Y V,Dvoriashin A M,Porollo S I,et al.Swelling and [32]Shi S,Bei H B,Robertson I M.Impact of alloy composition on microstructure of pure Fe and Fe-Cr alloys after neutron irra- one-dimensional glide of small dislocation loops in concentrated diation to ~26 dpa at 400 C.J Nuc/Mater,2006,355(1-3):124 solid solution alloys.Mater Sci Eng A,2017,700:617 [20]Lavrentiev M Y,Nguyen-Manh D,Dudarev S L.Chromium- [33]Amino T,Arakawa K,Mori H.Detection of one-dimensional vacancy clusters in dilute bcc Fe-Cr alloys:an ab initio study.J migration of single self-interstitial atoms in tungsten using high Nucl Mater,2018,499:613 voltage electron microscopy.SciRep,2016,6:26099 [21]Yao Z,Hemandez-Mayoral M,Jenkins M L,et al.Heavy-ion [34]Satoh Y,Matsui H,Hamaoka T.Effects of impurities on one. irradiations of Fe and Fe -Cr model alloys Part 1:damage dimensional migration of interstitial clusters in iron under electron evolution in thin-foils at lower doses.Philos Mag,2008,88(21): irradiation.Phys Rev B,2008,77(9):094135 2851 [35]Hamaoka T,Satoh Y,Matsui H.One-dimensional motion of [22]Zhang G W.Wan F R.Jiang S N,et al.Effect of hydrogen interstitial clusters in iron-based binary alloys observed using a implantation at high temperature on the microstructural evolution high-voltage electron microscope.J Nuc/Mater,2013,433(11-3): of vanadium alloys.Chin J Eng,2016,38(3):385 180 (张高伟，万发荣，姜少宁，等.高温注氢对钒合金微观结构的影 [36]Hayashi T,Fukumuto K,Matsui H.In situ observation of glide 响.工程科学学报，2016,38(3)：385) [23]Cui L J,Gao J,Du Y F,et al.Characterization of dislocation loops motions of SIA-type loops in vanadium and V-5Ti under HVEM in hydrogen-ion irradiated vanadium.Acta Phys Sin,2016,65(6): irradiation.J Nuc/Mater,2002,307-311:993 066102-1 [37]Satoh Y,Abe Y,Abe H,et al.Vacancy effects on one-dimensional (崔丽娟，高进，杜玉峰，等.氢离子辐照纯钒中形成的位错环 migration of interstitial clusters in iron under electron irradiation at 物理学报，2016,65(6)：066102-1) low temperatures.Philos Mag,2016,96:2219 [24]Wirth B D.How does radiation damage materials.Science,2007, [38]Williams D B,Carter C B.Transmission Electron Microscopy.2nd 318(5852):923 Ed.New York:Springer,2009 [25]Ishino S,Kuramoto E,Soneda N.Radiation damage on fusion [39]Li J,Gao J,Wan F R.The change of microstructure in deuteron- reactor materials 3.displacement of atoms and radiation induced implanted aluminum under electron irradiation.Acta Phys Sin, defects.J Plasma Fusion Res,2008,84(5):258 2016,65(2):026102-1 [26]Arakawa K,Ono K,Isshiki M,et al.Observation of the one- (李杰，高进，万发荣电子束辐照下的注氘铝的结构变化.物理 dimensional diffusion of nanometer-sized dislocation loops 学报，2016,65(2)：026102-1) Science,.2007,318(5852):956 [40]Huang M J,Li Y P,Ran G,et al.Cr coated Zr-4 alloy prepared by [27]Derlet P M,Gilbert M R,Dudarev S L.Simulating dislocation electroplating and its in-situ He*irradiation behavior.J Nucl loop internal dynamics and collective diffusion using stochastic Mater,2020,538:152240 differential equations.Plrys Rev B,2011,84(13):134109 [41]Matsukawa Y,Zinkle S J.One-dimensional fast migration of [28]Li Y,Boleininger M,Robertson C,et al.Diffusion and interaction vacancy clusters in metals.Science,2007,318(5852):959
学报, 2013, 62（16）：166801-1） Huang Y N, Wan F R, Xiao X, et al. The effect of isotope on the interaction between hydrogen and irradiation defect in pure iron. Fusion Eng Des, 2010, 85（10-12）: 2203 [16] Jiang S N, Wan F R, Long Y, et al. Effect of isotope on irradiation damage in pure iron. J Funct Mater, 2013, 44（2）: 262 （姜少宁, 万发荣, 龙毅, 等. 同位素效应对铁中辐照损伤的影响. 功能材料, 2013, 44（2）：262） [17] Wan F R, Zhan Q, Long Y, et al. The behavior of vacancy-type dislocation loops under electron irradiation in iron. J Nucl Mater, 2014, 455（1-3）: 253 [18] Konobeev Y V, Dvoriashin A M, Porollo S I, et al. Swelling and microstructure of pure Fe and Fe –Cr alloys after neutron irradiation to ~26 dpa at 400 ℃. J Nucl Mater, 2006, 355（1-3）: 124 [19] Lavrentiev M Y, Nguyen-Manh D, Dudarev S L. Chromiumvacancy clusters in dilute bcc Fe–Cr alloys: an ab initio study. J Nucl Mater, 2018, 499: 613 [20] Yao Z, Hernandez-Mayoral M, Jenkins M L, et al. Heavy-ion irradiations of Fe and Fe –Cr model alloys Part 1: damage evolution in thin-foils at lower doses. Philos Mag, 2008, 88（21）: 2851 [21] Zhang G W, Wan F R, Jiang S N, et al. Effect of hydrogen implantation at high temperature on the microstructural evolution of vanadium alloys. Chin J Eng, 2016, 38（3）: 385 （张高伟, 万发荣, 姜少宁, 等. 高温注氢对钒合金微观结构的影 响. 工程科学学报, 2016, 38（3）：385） [22] Cui L J, Gao J, Du Y F, et al. Characterization of dislocation loops in hydrogen-ion irradiated vanadium. Acta Phys Sin, 2016, 65（6）: 066102-1 （崔丽娟, 高进, 杜玉峰, 等. 氢离子辐照纯钒中形成的位错环. 物理学报, 2016, 65（6）：066102-1） [23] Wirth B D. How does radiation damage materials. Science, 2007, 318（5852）: 923 [24] Ishino S, Kuramoto E, Soneda N. Radiation damage on fusion reactor materials 3. displacement of atoms and radiation induced defects. J Plasma Fusion Res, 2008, 84（5）: 258 [25] Arakawa K, Ono K, Isshiki M, et al. Observation of the onedimensional diffusion of nanometer-sized dislocation loops. Science, 2007, 318（5852）: 956 [26] Derlet P M, Gilbert M R, Dudarev S L. Simulating dislocation loop internal dynamics and collective diffusion using stochastic differential equations. Phys Rev B, 2011, 84（13）: 134109 [27] [28] Li Y, Boleininger M, Robertson C, et al. Diffusion and interaction of prismatic dislocation loops simulated by stochastic discrete dislocation dynamics. Phys Rev Mater, 2019, 3（7）: 073805 Kuramoto E. Computer simulation of fundamental behaviors of interstitial clusters in Fe and Ni. J Nucl Mater, 2000, 276（1-3）: 143 [29] Lu C Y, Niu L L, Chen N J, et al. Enhancing radiation tolerance by controlling defect mobility and migration pathways in multicomponent single-phase alloys. Nat Commun, 2016, 7: 13564 [30] Lu C Y, Yang T N, Niu L L, et al. Interstitial migration behavior and defect in ion irradiated pure nickel and Ni‒xFe binary alloys. J Nucl Mater, 2018, 509: 237 [31] Shi S, Bei H B, Robertson I M. Impact of alloy composition on one-dimensional glide of small dislocation loops in concentrated solid solution alloys. Mater Sci Eng A, 2017, 700: 617 [32] Amino T, Arakawa K, Mori H. Detection of one-dimensional migration of single self-interstitial atoms in tungsten using highvoltage electron microscopy. Sci Rep, 2016, 6: 26099 [33] Satoh Y, Matsui H, Hamaoka T. Effects of impurities on onedimensional migration of interstitial clusters in iron under electron irradiation. Phys Rev B, 2008, 77（9）: 094135 [34] Hamaoka T, Satoh Y, Matsui H. One-dimensional motion of interstitial clusters in iron-based binary alloys observed using a high-voltage electron microscope. J Nucl Mater, 2013, 433（11-3）: 180 [35] Hayashi T, Fukumuto K, Matsui H. In situ observation of glide motions of SIA-type loops in vanadium and V–5Ti under HVEM irradiation. J Nucl Mater, 2002, 307-311: 993 [36] Satoh Y, Abe Y, Abe H, et al. Vacancy effects on one-dimensional migration of interstitial clusters in iron under electron irradiation at low temperatures. Philos Mag, 2016, 96: 2219 [37] Williams D B, Carter C B. Transmission Electron Microscopy. 2nd Ed. New York: Springer, 2009 [38] Li J, Gao J, Wan F R. The change of microstructure in deuteronimplanted aluminum under electron irradiation. Acta Phys Sin, 2016, 65（2）: 026102-1 （李杰, 高进, 万发荣. 电子束辐照下的注氘铝的结构变化. 物理 学报, 2016, 65（2）：026102-1） [39] Huang M J, Li Y P, Ran G, et al. Cr coated Zr-4 alloy prepared by electroplating and its in-situ He+ irradiation behavior. J Nucl Mater, 2020, 538: 152240 [40] Matsukawa Y, Zinkle S J. One-dimensional fast migration of vacancy clusters in metals. Science, 2007, 318（5852）: 959 [41] 万发荣： 材料辐照损伤中的点缺陷团簇与一维迁移现象 · 1541 ·
