核聚变第一壁用W-ZrC材料研究进展与展望

摘要：

核聚变能是利用氢同位素氘与氚进行聚变反应而释放出的巨大能量来发电.而材料问题尤其是面向等离子体材料(PFMs)一直是核聚变能发展面临的主要挑战之一.由于PFMs直接包围高温等离子体,不但要承受高热负荷(5～20 MW/m2稳态热流,GW/m2级瞬态热流),而且还经受高通量的高能中子辐照、等离子体燃料粒子等的轰击等.钨(W)具有高熔点、高溅射阈值/低溅射率和高热导率等优点,而被认为是最有希望的面向等离子体第一壁的材料,目前ITER及EAST已经选用纯W作为第一壁及偏滤器材料.而对于下一代聚变堆如中国聚变工程实验堆(CFTER),其设计参数更高,PFMs服役环境比ITER及EAST更加严峻.因此纯W由于一些自身的弱点如低温脆性(DBTT～ 400℃)、再结晶脆化以及辐照脆化、高热负荷开裂熔化、等离子刻蚀严重等不足将无法满足未来需求.因此研究材料的辐照损伤与氢氦效应机理,揭示辐照引起材料微观结构与性能的变化以探索开发新型抗辐照W基第一壁材料变得十分迫切.近年来,国内外研究人员针对上述问题开展了系统的研究工作,研发了不同种类的W基复合材料,如W-Y2O3、W-La2O3、W-TiC及W-ZrC等,性能及工艺均取得了一定的进展.其中基于计算模拟结果发展的W-ZrC材料具有较好的综合性能,是未来聚变装置第一壁候选材料之一.本文系统介绍了W-ZrC材料研究进展,包括:钨中辐照损伤/氢氦效应机理、界面耦合强化的计算模拟结果、微结构分析测试及服役性能评估的研究,通过全面的总结分析,提出W基第一壁材料今后的主要研究方向,以及研发高性能面向未来聚变堆第一壁材料应采取的策略及措施.

关键词：核聚变第一壁材料、W-ZrC、力学性能、抗辐照性能、抗高热负荷性能、展望

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分类号：TL34(核反应堆工程)

资助基金：国家磁约束核聚变专项2015GB112000;国家重点研发计划2017YFA0402800;国家自然科学基金资助项目11575241,51771184感谢国家重点研发计划2017YFA0402800;国家自然科学基金项目11735015,11575241,11374299

在线出版日期：2018-07-19（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共10页

页码：321-330