未來的熱核聚變系統(tǒng)將受到高熱負荷的強烈影響。尤其是在下一代應(yīng)用（如DEMO和ITER）中的面向等離子體組件（PFC）需要長期承受等離子體脈沖、過載和等離子體破壞等苛刻的服役條件，這些部件的熱通量可以達到20 MW/m2。由于水的熱物理性質(zhì)所限制，傳統(tǒng)的冷卻系統(tǒng)無法吸收和去除重載表面的熱量。在吸熱方面，液態(tài)金屬表現(xiàn)出更好的性能。

由俄羅斯國立核能研究大學(xué)-莫斯科工程物理學(xué)院的研究學(xué)者撰寫的《Corrosion of reduced activation ferritic-martensitic steel – Tungsten brazed joints in liquid lithium 》文章近期發(fā)表在Fusion Engineering and Design期刊上，該文章面向未來熱核聚變需求，研究了液態(tài)鋰中還原活化鐵馬氏鋼/鎢釬焊接頭的腐蝕行為和機理。

科研人員除了提出了液態(tài)金屬的研究方案以外，還提出了通過液態(tài)金屬壁來解決PFC與等離子體的兼容性問題。如今，各種托卡馬克概念和設(shè)計都使用液態(tài)金屬作為冷卻劑和增殖材料。鋰是最有前景的液態(tài)金屬之一，因為它具有增殖、良好的物理和熱性能以及屏蔽的能力。此外，鋰在毛細管多孔系統(tǒng)（CPS）中是可行的，這是解決等離子體和PFC之間相互作用問題的主要方法之一。然而，在液體鋰與結(jié)構(gòu)材料的兼容性方面存在一些局限性。

托卡馬克偏濾器是為了去除等離子體中的重粒子而設(shè)計的，因此它是托卡馬克中負載最重的系統(tǒng)。分流器由鎢裝甲塊與基礎(chǔ)結(jié)構(gòu)材料（還原活化鐵氧體/馬氏體（RAFM）鋼）連接而成，即將鎢和鋼通過高溫釬焊的方式進行連接。連接鎢和鋼的最常見釬焊材料是銅基合金，也可以采用高反應(yīng)活性的Ti基釬料進行。然而，銅在液態(tài)鋰中具有極高的溶解速率，因此含銅釬焊接頭在液態(tài)鋰中將具有較低的耐腐蝕性。

已有學(xué)者針對聚變材料和液態(tài)Li之間的相互作用進行了大量的研究。然而，在液壁托卡馬克設(shè)計中，釬焊接頭應(yīng)在與冷卻劑接觸的情況下工作，其在液態(tài)Li中的耐腐蝕性尚未得到論證和分析。釬焊接頭的局部腐蝕會嚴重影響傳熱，從而導(dǎo)致整個系統(tǒng)的故障。因此，釬焊接頭的腐蝕試驗是一個熱點問題。在這項工作中，研究了在釬焊接頭在最高工作溫度600℃下液體Li的腐蝕。

本論文分別使用Cu和TiZrBe釬料進行了釬焊，研究了兩種釬焊接頭在600℃液態(tài)Li中暴露100小時后的腐蝕行為和機理。研究發(fā)現(xiàn)Cu釬料釬焊焊縫會發(fā)生嚴重的腐蝕損傷和腐蝕失效，腐蝕主要影響釬焊焊縫中的Cu相。TiZrBe釬料釬焊接頭具有較高的耐蝕性。化學(xué)分析結(jié)果表明，試樣表面沉積的腐蝕產(chǎn)物中Fe和Cr含量較高。腐蝕機理類似于鋼的腐蝕，在液態(tài)Li中的腐蝕導(dǎo)致含Cr相的初步溶解。

主要研究結(jié)果和分析如下：

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