钨（W）是未来核聚变堆托卡马克（Tokamak）装置中面对等离子体材料（PFMs）的主要候选。其服役环境苛刻,会受到高热流及高束流等离子体的辐照。氦（He）是氘（D）氚（T）核聚变反应的产物,广泛地存在于装置腔室中的等离子体之内。聚变堆偏滤器部分存在严重的He等离子与W的表面相互作用。本文利用He离子、He等离子体对W材料进行辐照,并通过自行搭建的微纳尺度热测试平台分析了He辐照条件下W材料的损伤行为,对损伤结构热导率下降行为及微纳尺度损伤机理进行研究。研究搭建了表面损伤层热导率测量设备,建立了评价材料损伤程度的方法,并结合微观损伤机理的研究,分析了热导率下降机理。He离子在室温条件下辐照,损伤层热导率下降了1个数量级,并且随着辐照剂量/损伤程度的增加而减小。损伤层热导率下降是由于He离子辐照引入了大量He团簇,强烈地散射了电子,导致W材料中电子-电子作用增强,平均自由程下降。He等离子体辐照使得W材料热导率下降了2个数量级,并且随着辐照温度、剂量的增加而下降。其下降机理一方面是电子受到较强散射作用,传热受到抑制,另一方面是由于在W表层产生了较多的He泡,使得W损伤层变为多孔结构,进一步抑制了传热。研究揭示了He辐照条件下W表面损伤结构的形成演化机理。中低温辐照条件下,W材料表面形成纳米尺度损伤结构,存在取向依赖性。W材料近表层10 nm内形成了严重损伤层,损伤层He泡长大过程中,容易形成{001}面,并由于温度场改变导致的应力梯度优先在面内生长,使得大尺度He泡形状具有各向异性,因此在不同取向晶粒上产生了平行于<001>方向的迹线。高温条件下,W表面产生了绒毛结构。该结构同样具有取向依赖性,随着辐照表面温度的上升,He泡迁移能力增强,取向依赖性减弱。热导率下降导致的温度场变化影响微观结构演化过程。损伤W材料经过瞬态热流再服役,发生了熔化阈值降低和熔化行为加剧的现象。由于瞬态热负荷的热作用深度较浅,使得热量集中于表面区域,表层亚微米尺度损伤层热导率的下降会使表面温度升高,导致损伤表面更容易发生熔化、再结晶,严重影响W材料的再服役行为。损伤W的热导率下降行为与其再服役性能相吻合。热导率可以作为PFMs性能的关键评价指标,对于未来评价材料损伤程度、预测服役寿命有指导意义。