核聚變（nuclear fusion）

又稱核融合、融合反應、聚變反應或熱核反應。核是指由質量小的原子，主要是指氘，在一定條件下（如超高溫和高壓），只有在極高的溫度和壓力下才能讓核外電子擺脫原子核的束縛，讓兩個原子核能夠互相吸引而碰撞到一起，發生原子核互相聚合作用，生成新的質量更重的原子核（如氦），中子雖然質量比較大，但是由于中子不帶電，因此也能夠在這個碰撞過程中逃離原子核的束縛而釋放出來，大量電子和中子的釋放所表現出來的就是巨大的能量釋放。

D-T反應

核聚變的燃料，氫的同位素氘在海水中儲量極為豐富，從一升海水中提出的氘，在完全的聚變反應中可釋放相當于燃燒300升汽油的能量。核聚變反應堆不會產生污染環境的硫、氮氧化物，更不會釋放溫室效應氣體，而且核聚變反應堆具有絕對的安全性。可以說它是一種無污染，無核廢料，資源近乎無限的理想能源。受控核聚變發電的實現將從根本上解決人類的能源問題。

核聚變發應堆裝置

磁約束核聚變（托卡馬克）目前被認為是最有前途的可控核聚變方式。目前國際上已經有許多托卡馬克裝置，例如我國的EAST（先進超導托卡馬克實驗裝置）、歐盟的JET、美國的DⅢ-D，均實現了對聚變等離子體的穩定約束，證實了受控聚變反應的可行性。

“國際熱核聚變實驗堆（ITER）計劃”是為解決未來能源問題而開展的重大國際合作計劃。ITER裝置是一個能產生大規模核聚變反應的超導托卡馬克，由歐盟、中國、美國、俄羅斯、日本、韓國以及印度七方共同參與建設。ITER計劃將集成目前國際上受控磁約束核聚變的主要科技成果，首次建造可實現大規模聚變反應的聚變實驗堆，為下一步建設聚變能示范電站DEMO奠定理論與技術基礎。

中國環流器二號M裝置是我國目前規模最大、參數最高的先進托卡馬克裝置，是我國新一代先進磁約束核聚變實驗研究裝置，由中核集團核工業西南物理研究院自主設計建造。該設備是實現我國核聚變能開發事業跨越式發展的重要依托裝置，也是我國消化吸收ITER技術不可或缺的重要平臺。

核聚變堆關鍵材料介紹

ITER結構如下圖所示

01 包層結構材料

聚變堆的中子輻照強度高達14MeV，高能中子流沖擊再結構材料內部能產生高達200dpa原子離位損傷，產生大量空位、間隙原子。這些空位和間隙原子的進一步擴散會使結構材料出現微結構、微化學變化，導致輻照相變、偏析、硬化、腫脹等現象的產生。因此堆聚變堆結構材料必須具備以下要求：

（1）中子截面小、低活化性能

即材料中的主要合金元素具有較短的半衰期，經過中子輻照后，其放射性能能夠快速衰變。多種常見的結構材料的中子活化情況如下圖所示

圖 多種材料中子輻照活化計算結果

包層結構材料可選用的元素如下圖所示

基于“極限條件下”

淺藍：無限制；黃色：一些%

粉色：盡可能低；紅色：需要PPM等級控制

（2）優異的抗輻照性能，輻照下組織結構穩定，輻照腫脹小，輻照催化和硬化程度低。

（3）力學性能穩定，且具有足夠的韌性、塑性、強度及高溫蠕變強度。

（4）良好的加工性能，材料制備成本相對低廉

（5）與冷卻劑有良好的兼容性等。

目前正在使用和研究的包層結構材料主要有奧氏體不銹鋼、低活化鐵素體/馬氏體鋼（RAFM）、氧化物彌散強化鋼（ODS）、釩合金、SiCf/SiC復合材料。如下表所示。

ODS鋼因其優異的高溫性能和抗輻照性能被認為是未來核能系統最佳備選結構材料之一。其優異的性能主要歸功于大量細小穩定的氧化物，如Y2Ti2O7、Y2TiO5和（Ti，Y,O）納米團簇，它們在高溫和輻照條件下擁有比碳化物和氮化物析出物高得多的穩定性。這些氧化物析出物能有效地釘扎晶界、空位和錯位，元素的擴散也被抑制，因此能有效的抑制晶界滑移，使ODS鋼具備優異的抗蠕變性能。同時，這些高密度穩定的細小氧化物彌散顆粒可以作為有效陷阱捕獲點缺陷和輻照嬗變產物（如氫氦等氣泡），阻礙點缺陷重組和氣泡的聚集長大，因此ODS鋼也具有優異的抗輻照性能。

02 核聚變堆面向等離子體材料

在極端的核聚變環境中，面向等離子體材料直接面對高劑量的氫同位素和氦離子作用、高強中子輻照以及高強熱沖擊的同時作用，使得面向等離子體材料的研究極具挑戰。例如等離子體會與材料表面相互作用，造成材料損傷，比如物理濺射、化學濺射、表面起泡和剝落等；

溫度的急劇變化一方面會導致材料狀態的改變，如發生再結晶或熔化，另一方面會引起巨大的機械應力，周期性的高熱負荷作用還會產生疲勞載荷，容易引起材料的脆性開裂及破損。高束流的D、T、He和高強中子會在材料表面和內部產生大量缺陷，并產生氣泡、空洞和腫脹。這些條件相互作用時，會嚴重影響面向等離子體材料的機械性能、熱傳遞性能等。這種損傷反過來又會污染等離子體，材料表面吸附的工作氣體、雜質氣體和材料本身的元素進入等離子體約束區后，會影響等離子體的穩定性。面向等離子體材料的總體要求如下：

（1）低活化性、與等離子良好的兼容性、低氚滯留等基本性能

（2）高熔點，高熱導率

（3）低物理濺射和化學濺射

（4）優異的高溫性能，以及抗熱沖擊性能

面向等離子體材料可大致分為低Z材料和高Z材料。低Z材料主要有石墨、碳纖維復合材料（CFC）、鈹（Be）等，高Z材料主要是鎢和鎢合金等。其各自的優缺點如下表所示。

鎢因以上優點被公認為是核聚變反應堆最具有前途的一類面向等離子體材料（PFMs）。鎢不僅被選作ITER偏濾器用材料，同時也被選作DEMO及未來聚變反應堆中第一壁及偏濾器部位的主要備選材料。

但鎢作為面向等離子體材料的最大缺點就是其高脆性。鎢的韌脆轉變溫度（DBTT）約為150~400℃；輻照脆性和再結晶脆性會進一步升高其DBTT，使其在服役過程中因溫度頻繁跨越DBTT，極易發生脆性斷裂。

圖 擁有各向異性組織的鎢在瞬時電子束沖擊下的反應示意圖

03 新型結構材料

目前ODS鋼、釩合金、碳化硅材料都存在一些局限，另外從更高輻照水平的示范堆（21世紀40年代）或商用原型電站（21世紀50年代）的要求看，ODS鋼也不能滿足需求。因此，聚變能長遠的發展需求還需要研發其他先進的結構材料。復合塊狀非晶材料以及高熵合金在多個方面展現了優良的性能，是有潛力的候選材料。

1 非晶材料

非晶材料由于原子排列長程無序，短程有序，其物理、化學性能與晶體合金存在較大差異，在多方面存在優勢，包括：

① 非晶材料沒有韌脆轉變溫度，其動態斷裂韌性隨載荷速率增加而提高；

② 非晶合金原子無序排列，其抗輻照性能優于晶體合金；

③ 非晶合金具有極好的耐腐蝕性能；

④ 非晶材料與玻璃類似，存在超塑區間，可加熱軟化且易成型，從而解決了加工問題。

目前塊狀非晶材料的制備方法主要是銅模鑄造法。然而，非晶材料也存在一些劣勢，主要包括室溫脆性以及應變軟化，從而限制了其在結構材料中的應用。

2 高熵合金

多主元的特點導致高熵合金晶格畸變嚴重、高混合熵、高溫相穩定，通過適當的合金成分調配，可獲得高溫蠕變性能好、抗腐蝕、抗氧化、高強度的適合于高溫結構材料的高熵合金。2014年Science雜志報道了一種FeCoNiCrMn高熵合金，其斷裂韌性優于大多數傳統金屬材料，斷裂韌性在溫度下降到液氮溫度時仍保持穩定。美國橡樹嶺國家實驗室Kiran Kumar等認為優良的力學性能及抗腐蝕性能使得高熵合金成為了極具潛力的裂變堆和聚變堆候選結構材料。他們還借助離子束對FeNiMnCr高熵合金進行了離子輻照，發現其具有特別好的抗輻照性能，超過了奧氏體不銹鋼材料，進一步為高熵合金在聚變堆包層結構材料的應用提供了依據。

高熵合金作為日趨飽和的傳統合金領域的一個突破方向，其種類之豐富、性能之優異，已吸引各國科研工作者為之努力。根據以前對高熵合金的研究成果，在此對其未來聚變堆結構材料領域的研究方向加以概述：

① 高熵合金普遍脆性較大，未來希望在合金的研制上實現在保證強度的基礎上提高材料韌性。

② 當前，主要研究高熵合金的斷裂韌性，其沖擊韌性方面研究成果少見。

③ 由于高熵合金研究過程時間長，花費大，目前所涉及的模擬主要是熱力學建模，所采用的方法大致有：第一性計算、分子動力學模擬和蒙特卡洛模擬，理論模擬方面也沒有大的突破。所以也要重視在模擬仿真方面的研究，為試驗的開展和研究方向提供更充分的理論依據。

④ 為了更好的開展研究，未來希望能豐富各種高熵合金體系的相圖。

核聚變反應堆用結構材料研究進展

奧氏體不銹鋼

奧氏體鋼是一種常規的多相合金，其中無序固溶體奧氏體相為其主要相，鎳和碳的存在使這種相結構更穩定。奧氏體不銹鋼具有價格便宜，加工、焊接性能良好以及優異的韌塑性能和抗腐蝕性能等特點，工業生產和日常生活中用的最多的是304不銹鋼以及添加少量Mo元素，含Cr和Ni的量適當調整的316不銹鋼。

對于聚變堆結構材料的研究一開始是關注于具有優良高溫強度性能的奧氏體鋼。后來發現奧氏體鋼有很多不足，如熱導率低、抗輻照腫脹性能差、不滿足低活化要求，并且屈服強度較低，可能需要通過工藝優化和添加元素來提高，同時也對未來聚變堆新材料的開發提出了更高的要求。

RAFM鋼

RAFM鋼，簡稱低活化鋼，是中國聚變工程實驗堆（Chinese fusion engineering testing reactor，CFETR）和將來更高功率的商用聚變堆首選的第一壁/包層結構材料。經過幾十年的發展，歐洲、日本、美國和中國等在內的很多國家開展了很多RAFM鋼的研究，例如歐洲的EUROFER97，日本的F82H和JLF-1，美國的9Cr2WVTa，中國低活化馬氏體（Chinalow activation martensitic，CLAM）鋼。下表給出了各種RAFM鋼的熱處理工藝及組織特點，這是在基于優先滿足低活化的前提下，并且考慮多種綜合力學性能因素得出的結果。

表 多種RAFM鋼熱處理工藝及組織特點

根據已有的研究結論可知，傳統RAFM鋼的理論工作溫度范圍在325～550℃，其中輻照誘導的硬化和脆化因素影響了其低溫環境中使用，而熱蠕變強度影響了其高溫環境中的使用。經過更多后續深入的研究發現，傳統的 RAFM 鋼具有這些缺點：

550℃以上，材料的長時熱時效問題及低蠕變強度的問題開始變的明顯；在聚變中子輻照超過1～10dpa會出現非常嚴重的低溫輻照脆化現象；輻照在25～50dpa上時，輻照腫脹程度會非常嚴重；與焊接相關的很多問題，焊接工藝苛刻，對熱機械處理十分敏感。

總之RAFM鋼高溫強輻照環境下具有組織穩定性不足的缺點，力學性能急劇下降。除此之外，對于在控制 RAFM 鋼中雜質含量方面也是一個很大的問題，所以在與之相關的很多中間環節都必須要做好保障，這些都需要后續研究者們的持續深入研究。

釩合金

對釩合金中主要合金元素和某些微量的雜質元素含量進行控制，通過優化釩合金的組成而得到期望的綜合性能。反應堆中應用的釩合金中含有Nb和Mo這2種元素，會影響其低活化特性，因此，新型釩合金中應避免添加Nb和Mo。因此，同種原因Ag和Al的含量也應該被嚴格控制。已知添加 Cr 元素有利于釩合金高溫強度的提高，且添加 Ti 可以用來吸收釩合金中的間隙雜質（主要是O）來變相增強材料的韌性。因此，需要準確控制VxCr-yTi 三系合金中Cr 和Ti 的含量。當Cr 和Ti 質量分數之和大于10%時，合金的脆性增加。下圖是釩合金不同退火溫度下DBTT。經過多年研究發現，V-4Cr-4Ti和V-5Cr-5Ti合金被認為是V-xCr-yTi3系合金中綜合性能最好的材料。

圖 V-xCr-yTi合金不同退火溫度下的DBTT

將釩合金作為聚變堆結構材料在應用方面存在以下缺點：不完善的工程實驗數據；更高溫度如750℃以上時出現材料性能迅速下降；嬗變產生的氦影響材料的力學性能以及抗輻照性能穩定性；輻照影響合金的斷裂性能；工作環境下釩合金嬗變產生的高氫同位素具有滯留和滲透的特點，這會嚴重影響材料的力學性能表現。所以未來需要在高溫力學、輻照和焊接性能等方面重點關注，來為合金后續的持續優化提供更多數據。

碳化硅復合材料

SiC纖維增強的SiC基陶瓷復合材料（SiCf/SiC）在核反應堆中的應用研究已持續了數十年，其最初的應用是在高溫氣冷反應堆中。盡管在300℃時輻照后樣品的強度有所降低，但是基底的斷裂強度（由比例極限應力所測）在500℃和800℃輻照后變化不大。研究發現，當純SiC和SiCf/SiC復合材料處于500～1 000℃這個溫度范圍，輻照劑量達到70dpa時仍然具有高的強度和良好的尺寸穩定性，甚至在1100℃時在液態 Pb-Li 中仍然具備優異的相容性。近些年的許多研究成果為SiC復合材料的后續發展解決了一些重要的可行性問題，這些都為接下來SiC復合材料的進一步發展提供了良好的理論和實踐基礎。

目前，SiCf/Si復合材料的制備工藝包括以下幾種形式：先驅體浸漬裂解（polymer impregnation and pyrolysis, PIP）； 化學氣相滲透（chemical vapor infiltration, CVI）； 納米浸漬與瞬時共晶（nanoinfiltrated transient eutectoid, NITE） 和反應浸滲（reaction infiltration, RI）等。

經過大量研究發現，對于SiCf/SiC復合材料抗輻照性能的好壞主要是由材料的純度和結晶度決定的。如果材料的純度越低，結晶度越低，那么輻照越易出現結構缺陷，材料的抗輻照性能也越低；反之，純度和結晶度越高，在輻照下的結構和性能的穩定性就越好。下表為SiCf/SiC復合材料的幾種制備工藝的優缺點比較。

表 SiCf/SiC復合材料制備工藝的優缺點

通過對PIP、CVI、NITE和RI等這4種主要制備工藝進行分析可知，每種工藝均存在各自的優缺點。尤其針對核反應堆環境對SiC基體高結晶度、高純度和高致密度的要求，迫切需要對傳統制備工藝進行優化改進，使其制備SiCf/SiC復合材料各項性能指標達到核用標準。同時一定要加快研制發展新的制備工藝手段如NITE/PIP結合CVI工藝等，通過不斷探索新的制備工藝方法來進一步提高SiCf/SiC復合材料的性能。

參考文獻：

[1]張穎。《核聚變堆關鍵材料的強韌化研究》

[2]徐玉平。《核聚變堆包層結構材料研究進展及展望》

[3]徐杰。《核聚變堆用結構材料的研究進展》