赫尔辛基大学研究人员通过规模异常庞大的计算机模拟发现，作为未来聚变反应堆面向等离子体壁的主要候选材料，钨在与反应堆相关的能量下所承受的初级辐射损伤，可能比现有模型预测的更多。Phys.org于8月15日报道了这一成果，相关论文已获Physical Review Letters接收。该发现可能影响工程师对遭受聚变中子轰击部件耐久性的评估方式，也为反应堆材料寿命计算提供新的参数基础。研究结论来自对原子运动的计算，而不是对一座正在运行的聚变电站进行寿命测量，因此其意义在于修正工程分析所依赖的初始损伤模型。团队认为，更准确的第一阶段数据最终可帮助材料专家判断反应堆壁在长期使用中可能面对的负担。换言之，报道的重点是基础材料科学结果及其潜在工程影响，而不是一座商业反应堆已经出现故障。
聚变反应会释放高能中子。中子撞击钨原子后，可能把它从晶格中的正常位置击出；发生反冲的原子随后又会撞击其他原子，形成碰撞级联，并在金属内部留下缺陷。一个高速原子引起的连锁移动就是所谓初级辐射损伤，它发生在材料长期劣化过程的最前端。量化损伤形成的最初时刻十分重要，因为钨必须在过热且带电的等离子体周围承受极端环境，同时继续保持所需的结构性能和稳定性。研究人员需要先知道一次撞击留下多少缺陷，才能在更长时间尺度上估算反复辐照可能造成的累积变化。这也是钨虽然被视为重要候选材料，其抗辐射能力仍需持续研究的原因。每一个被移位的原子都可能继续传递能量，因此级联的范围决定了初始缺陷数量。
以第一作者耶斯佩尔·比格梅斯特为首的团队采用机器学习驱动的分子动力学方法，并对程序进行调整，使其能够在图形处理器上高效运行。计算覆盖最高2兆电子伏特的反冲能量，模拟体系最多包含十亿个原子。如此大的体系让研究人员能够在原子层面追踪高能碰撞产生的复杂级联，而不必把分析局限在较低能量。论文指出，以往完整的原子尺度研究通常只达到数百千电子伏特，因而与辐照实验经常达到的更高能量之间存在明显空白。新方法把模拟范围向实验能区推进，并以机器学习模型再现钨原子之间的动力学过程。十亿原子的规模既是计算能力上的进展，也使团队得以观察先前模型覆盖不到的物理变化。研究人员正是依靠图形处理器上的高效运算，才把可追踪的能量和体系规模同时推向新范围。
在扩大的能量范围内，研究人员识别出初级损伤生成的四种状态。现有描述通常认为，缺陷数量起初随反冲能量以低于线性的速度增加，之后转为线性增加。新计算则揭示了此前模型没有体现的额外高能行为，并显示增长趋势会经历更复杂的变化后才进入线性阶段。这个额外区域意味着，仅把较低能量规律直接外推到反应堆能区，可能低估钨内产生的缺陷。其转变在约300千电子伏特附近开始。这一数值正是聚变产生的中子能够传递给钨原子的最大反冲能量，因此与实际聚变环境尤其相关。四种状态以及高能转变的量化，是研究对现有损伤描述提出修正的核心依据。由于转变点与聚变中子的物理上限相重合，这一偏差对反应堆材料预测具有特别直接的意义。
模拟由此表明，当钨部件接近聚变环境中的反冲能量时，其劣化程度可能高于早先预测。不过，这一结果并不意味着钨不适合聚变装置，也没有直接测量运行中反应堆的整体寿命。研究提供的是单次原子反冲所产生初始缺陷的修正模型，重点在一次高能撞击发生后的最初过程。实际部件在运行期间会长时间遭受大量辐照，其温度、微观结构和累积缺陷也会相互作用。因此，研究人员后续可把新模型纳入更长时间尺度的计算，用于预测累积损伤和部件服役期限，而不能把单次反冲结果直接等同于整个反应堆壁的失效时间。这一区分也是作者说明研究范围和局限的重要部分。新的初始模型更像后续寿命分析的起点，仍需与长期材料行为相连接。
赫尔辛基团队计划把这一方法扩展到更高辐射剂量、更大空间尺度和更高精度的模拟，并研究晶粒大小、晶界以及合金元素如何改变结果。这些材料特征可能影响缺陷在初次碰撞之后如何形成和演化，也是从理想化原子体系走向工程部件时必须考察的因素。在把发现转化为具体反应堆设计之前，仍需开展实验对照和多尺度研究，以判断模拟出的第一撞击损伤与持续暴露下真实钨材料的行为有多接近。不过，这项十亿原子计算已经为聚变材料研究人员检验更耐用的反应堆壁、改进寿命预测并比较不同材料结构提供了新的科学依据。后续工作将决定这一修正模型如何进入实际设计和维护评估，也将检验不同钨微观结构是否能够减轻新模型所显示的高能损伤。
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