第八讲核聚变反应堆材料杨亮南京航空航天大学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333.274.04DDHenMeVDDTpMeV2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：634LinHHe417.6DTHenMeV33He，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：33HHe3418.3DHeHepMeV第一壁材料第一壁材料介于等离子体和结构材料之间，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。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，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U3Si－Al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。4SiC/SiC复合材料，具有优良的高温性能。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。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/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。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：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...
