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1、核聚变反应堆材料热核聚变反应堆模型热核聚变反应堆模型核聚变反应堆是能维持核聚变反应并能利用核聚变和中子的装置，本章节主要介绍聚变堆各部件选用材料的基本情况。所用的材料主要包括：A 热核材料；B 第一壁材料；C 高热流部件材料；D 氚增殖材料核聚变堆设计和工况条件核聚变堆设计和工况条件A 第一壁环境条件，第一壁是聚变堆中离等离子体最近的部件，应具有抗中子辐照损伤能力，对氢脆和氦脆不敏感，与冷却介质和包层材料相容性好。B 真空壁材料的设计限值，包括使用温度、热导率、热膨胀系数、强度、弹性模量等上限要求。C 比起裂变反应堆，聚变反应堆具有特有的材料工艺问题：超导磁体及低温技术，强磁场下导电液体的泵送
2、技术，14MeV中子的辐照损伤、氦离子轰击和溅射起泡现象等。1 氘：氢的一种同位素，质量数为2，又称重氢，核素符号为D或2H 。利用D和H的沸点不同，可通过普通液态氢的精馏过程进行分离。D作为聚变反应堆核燃料使用时，下列两个反应最重要热核材料2 氚：氢的另一种同位素，质量数为3，核素符号为T或3H。一般通过如下核反应制备：利用D和H的沸点不同，一般采用液氢（氘）精馏、热扩散和色层分离等方法提纯，作为核燃料，其聚变反应为：D作为聚变反应堆核燃料使用时，下列两个反应最重要目前有钼钛合金、钼铼合金等产品。但对热机械处理十分敏感，退火温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。3 钨与钨
3、合金，钨是熔点最高的金属，蒸气压最低，热导性好，高温强度高，不与氢反应，不与氚共沉积，是良好的高热流密度部件的保护材料。3 铌合金，除了存在与氢相互作用的问题，其他性能均比钼合金优越，如在惰性气氛中较易焊接，抗辐照脆化性好。在氦冷却介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。氚增殖材料：氚增殖材料可与结构材料、冷却介质及其他材料一起构成聚变堆的包层，从而产生氚，并将聚变能转变为热能并由冷却剂带走。目前，铌锆合金是聚变堆经受持续高温部件中有潜力的候选材料。核聚变反应堆是能维持核聚变反应并能利用利用D和H的沸点不同，一般采用液氢（氘）精馏、热扩散和色层分离等方法提纯，作为核燃料，其
4、聚变反应为：1 液态增殖材料：主要有液态锂、共晶锂-铅合金（Pb17Li）、Flibe（LiF-BeF2熔盐混合物）和锂盐水溶液。1 氘：氢的一种同位素，质量数为2，又称重氢，核素符号为D或2H 。其中U3Si可实现钚在轻水堆中再循环，提高铀资源的利用率。3 钒合金，具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜。2 钼合金，具有熔点高、高温强度高、高热膨胀系数、溅射产额低等优点。 3 3He，氦的一种同位素，质量数为3。一般通过如下核反应制备： 作为核燃料，其聚变反应为：目前，铌锆合金是聚变堆经受持续高温部件中有潜力的候选材料。目
5、前，铌锆合金是聚变堆经受持续高温部件中有潜力的候选材料。如加入TiC，可显著增加再结晶温度和减轻辐照损伤的作用，其机制是通过较细的TiC粒子组织钼合金的晶界移动，且TiC和钼基体间的界面对辐照引起的缺陷起到尾闾作用。A 辐照缺陷组分在低温辐照达到饱和值，相当与热导率降低中子辐照对其热导率的影响与辐照温度密切相关，即辐照温度越低，则热导率下降越多。自冷却的液态金属包层的导管和焊缝少，可避免氚渗透和液态金属/水反应，并含有较多增殖材料，可获得较高的氚增殖比。1 碳纤维复合材料，碳基材料因原子序数低而与等离子体有良好的相容性，具有极好的抗热冲击能力。D作为聚变反应堆核燃料使用时，下列两个反应最重要偏
6、滤器通过干扰约束磁场，控制逃逸的燃料离子和杂质，使其远离第一壁而撞击在偏滤器的收集板上。1 氘：氢的一种同位素，质量数为2，又称重氢，核素符号为D或2H 。偏滤器会受强中子场辐照，应具有高导热率、低膨胀系数、高屈服强度、高塑性、抗氢脆、抗辐照脆化和肿胀、耐冷却介质腐蚀、易加工和焊接性等。氚增殖材料：氚增殖材料可与结构材料、冷却介质及其他材料一起构成聚变堆的包层，从而产生氚，并将聚变能转变为热能并由冷却剂带走。不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。且高温下抗晶粒长大，稳定性较好，但延展性小。第一壁材料第一壁材料第一壁材料介于等离子体和结构
7、材料之间，一般是二者的过渡和缓冲，如果受中子强烈辐照，可对核燃料产生如下不良效果：A 密度变化（肿胀和密实化）B 硬化和脆化C 热导率下降D 对应力腐蚀的敏感性增强E 蠕变加速1奥氏体不锈钢奥氏体不锈钢。该材料具有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好。但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。可通过20%冷加工增强其强度和抗辐照肿胀能力，同时降低铬含量，增加镍含量，并加入微量钛可对其进行性能优化。第一壁材料第一壁材料 2 铁素体和马氏体不锈钢，与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好。但对热机械处理十分敏感
8、，退火温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。 3 钒合金，具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜。不过存在氢脆现象，且钒合金的工业生产经验和性能数据较为贫乏，目前通常在惰性保护气体或真空环境中进行该合金的焊接工作。2 高铀密度铝基弥散燃料，一般为U3SiAl表示，可增强颗粒与Al基体的相容性。其中U3Si可实现钚在轻水堆中再循环，提高铀资源的利用率。通过共磨或共转换方法得到粉末，再压制成型，烧结成芯块。其优缺点与二氧化铀类似。 4 SiC/SiCSiC/SiC复合材料复合材料，具有优良的高温性能。在氦冷却
9、介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。它比金属类材料在安全、维护和放射性处理方面具有更大的优势。 影响SiC/SiCSiC/SiC复合材料复合材料性能的关键环节是在结合基体材料之前沉积在纤维预型上的纤维和基体间的界面层，一般用碳。复合材料的首选工艺是化学气相渗入法（CVI）。 中子辐照对其热导率的影响与辐照温度密切相关，即辐照温度越低，则热导率下降越多。高热流部件材料高热流部件材料：指孔栏和偏滤器中承受高热负荷的部件。其中孔栏介于第一壁和等离子体之间；偏滤器通过干扰约束磁场，控制逃逸的燃料离子和杂质，使其远离第一壁而撞击在偏滤器的收集板上。高热流部件结构材料必须承受高于第
10、一壁表面一个量级的热负荷。偏滤器会受强中子场辐照，应具有高导热率、低膨胀系数、高屈服强度、高塑性、抗氢脆、抗辐照脆化和肿胀、耐冷却介质腐蚀、易加工和焊接性等。 1 铜合金，目前设计第一壁和偏滤器中可同时使用铜合金。可消散等离子体破裂时产生的局部过热作用。铜合金具有良好的导热效率，但是易受因素影响而变弱： A 辐照缺陷组分在低温辐照达到饱和值，相当与热导率降低 B 沉淀或氧化物粒子由于高能离位级联冲击而溶解 C 嬗变产物（Ni、Zr和Co等）的积累 2 钼合金，具有熔点高、高温强度高、高热膨胀系数、溅射产额低等优点。且高温下抗晶粒长大，稳定性较好，但延展性小。目前有钼钛合金、钼铼合金等产品。 钼
11、合金的发展目标是抑制再结晶脆性和辐照脆性。如加入TiC，可显著增加再结晶温度和减轻辐照损伤的作用，其机制是通过较细的TiC粒子组织钼合金的晶界移动，且TiC和钼基体间的界面对辐照引起的缺陷起到尾闾作用。 3 铌合金铌合金，除了存在与氢相互作用的问题，其他性能均比钼合金优越，如在惰性气氛中较易焊接，抗辐照脆化性好。 氢可由铌合金在水冷却剂中的腐蚀、等离子体中各种氢同位素的注入或溶解以及核嬗变反应所产生，如被铌合金吸收可发生氢脆。一般通过添加Zr、Ti加以克服。 碳、氧等杂质的存在对铌合金的力学性能有影响。 目前，铌锆合金是聚变堆经受持续高温部件中有潜力的候选材料。c提供对人员和敏感部件的核防护，
12、即要求其锂密度高，热中子吸收截面小。其中U3Si可实现钚在轻水堆中再循环，提高铀资源的利用率。2 氚：氢的另一种同位素，质量数为3，核素符号为T或3H。它比金属类材料在安全、维护和放射性处理方面具有更大的优势。其具体要求为：具有低溅射速率、高热冲击抗力、高热负荷能力、低氚存留量、低活化放射性和低衰败余热，一般要求为低原子序数的材料，如碳和铍。中子辐照也可减小碳基材料的热导率。2 铍，其原子序数比碳还低，对氧的亲和力高，与氢无相互作用，低感生活性和高中子倍增能力，可作为很好的面向等离子材料。1 液态增殖材料：主要有液态锂、共晶锂-铅合金（Pb17Li）、Flibe（LiF-BeF2熔盐混合物）和
13、锂盐水溶液。目前，铌锆合金是聚变堆经受持续高温部件中有潜力的候选材料。一般通过如下核反应制备：自冷却的液态金属包层的导管和焊缝少，可避免氚渗透和液态金属/水反应，并含有较多增殖材料，可获得较高的氚增殖比。利用D和H的沸点不同，一般采用液氢（氘）精馏、热扩散和色层分离等方法提纯，作为核燃料，其聚变反应为：在氦冷却介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。1 氘：氢的一种同位素，质量数为2，又称重氢，核素符号为D或2H 。2 铁素体和马氏体不锈钢，与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好。面向等离子材料
14、面向等离子材料：是一种保护第一壁、孔栏和偏滤器部件结构材料，使其免受等离子体逃逸粒子的溅射作用。其具体要求为：具有低溅射速率、高热冲击抗力、高热负荷能力、低氚存留量、低活化放射性和低衰败余热，一般要求为低原子序数的材料，如碳碳和铍铍。 1 碳纤维复合材料，碳基材料因原子序数低而与等离子体有良好的相容性，具有极好的抗热冲击能力。不易高温下熔化，在高热流密度下有良好的热力学性能。不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。中子辐照也可减小碳基材料的热导率。 其优化：可进行Si掺杂，如抗氧化性可提高几倍，放气总量也要低上12个量级，化学溅射量少一半左右 2 铍，其原子序数比碳还低，对氧的亲和力高
15、，与氢无相互作用，低感生活性和高中子倍增能力，可作为很好的面向等离子材料。不过存在熔化温度低，蒸气压高，物理溅射产额高，具有一定毒性等缺点。 一般铸造铍力学性能很差，多采用冷加工（轧制、挤压），但容易产生织构（即沿形变方向有高强度塑性表现）。铍产品的热、机械和辐照行为与杂质水平有关。 氚在铍中的积累有两个来源：a 嬗变产生的氚；b等离子中注入的氚利用D和H的沸点不同，一般采用液氢（氘）精馏、热扩散和色层分离等方法提纯，作为核燃料，其聚变反应为：不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。1 碳纤维复合材料，碳基材料因原子序数低而与等离子体有良好的相容性，具有极好的抗热冲击能力。目前有钼钛合
16、金、钼铼合金等产品。如加入TiC，可显著增加再结晶温度和减轻辐照损伤的作用，其机制是通过较细的TiC粒子组织钼合金的晶界移动，且TiC和钼基体间的界面对辐照引起的缺陷起到尾闾作用。不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。其优化：可进行Si掺杂，如抗氧化性可提高几倍，放气总量也要低上12个量级，化学溅射量少一半左右不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。偏滤器会受强中子场辐照，应具有高导热率、低膨胀系数、高屈服强度、高塑性、抗氢脆、抗辐照脆化和肿胀、耐冷却介质腐蚀、易加工和焊接性等。具有如下优点：氚回收容易将其直接引到包层外，不存在辐照损伤、高热导率等。一般通过如下核反应制备：高
17、热流部件结构材料必须承受高于第一壁表面一个量级的热负荷。面向等离子材料：是一种保护第一壁、孔栏和偏滤器部件结构材料，使其免受等离子体逃逸粒子的溅射作用。影响SiC/SiC复合材料性能的关键环节是在结合基体材料之前沉积在纤维预型上的纤维和基体间的界面层，一般用碳。一般通过如下核反应制备： 3 钨与钨合金钨与钨合金，钨是熔点最高的金属，蒸气压最低，热导性好，高温强度高，不与氢反应，不与氚共沉积，是良好的高热流密度部件的保护材料。其缺点是具有再结晶脆性和辐照脆性，其能量较高时，自溅射系数大。 一般通过粉末冶金烧结方式制备。可通过掺入微量（1%）的La2O3获得弥散强化效果，再通过热机械处理使其结构均
18、匀化，可阻止再结晶 核聚变和中子的装置，本章节主要介绍聚变其中U3Si可实现钚在轻水堆中再循环，提高铀资源的利用率。利用D和H的沸点不同，一般采用液氢（氘）精馏、热扩散和色层分离等方法提纯，作为核燃料，其聚变反应为：3 3He，氦的一种同位素，质量数为3。碳、氧等杂质的存在对铌合金的力学性能有影响。1 氘：氢的一种同位素，质量数为2，又称重氢，核素符号为D或2H 。D 对应力腐蚀的敏感性增强但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。不过存在熔化温度低，蒸气压高，物理溅射产额高，具有一定毒性等缺点。不过对氚的滞留行为有不利的影响，可能与氚共沉积。铜合金具有良好的导热效率，但是易受因素影响而变弱：该材料具
19、有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好。1 液态增殖材料：主要有液态锂、共晶锂-铅合金（Pb17Li）、Flibe（LiF-BeF2熔盐混合物）和锂盐水溶液。一般通过如下核反应制备：2 钼合金，具有熔点高、高温强度高、高热膨胀系数、溅射产额低等优点。氚增殖材料氚增殖材料：氚增殖材料可与结构材料、冷却介质及其他材料一起构成聚变堆的包层，从而产生氚，并将聚变能转变为热能并由冷却剂带走。具有三个功能：a 将聚变能转变为有用的热并传给冷却剂；b 生产氚燃料；c提供对人员和敏感部件的核防护，即要求其锂密度高，热中子吸收截面小。1 液态增殖材料：主要有液态锂、共晶锂-铅合金（Pb17Li）、Flibe（LiF-BeF2熔盐混合物）和锂盐水溶液。具有如下优点：氚回收容易将其直接引到包层外，不存在辐照损伤、高热导率等。自冷却的液态金属包层的导管和焊缝少，可避免氚渗透和液态金属/水反应，并含有较多增殖材料，可获得较高的氚增殖比。目前比较前沿的是，将锂盐（如氢氧化物、硝酸盐、硫酸盐等）溶于水，可增大氚的增殖比。
