第八讲 核聚变反应堆材料

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
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。
（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。
第一壁材料
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。
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。
2 陶瓷增殖材料，具有优良的热物理性质和力学性 质，较高的氚释放能力，特别是具有很好的热稳定 性和化学惰性，符合安全标准。
一般卵石和芯块被选择为氚增殖包层的结构材料， 利于热应力松弛和防止辐照开裂。利于熔化－喷射 工艺生产Li4SO4、 Li4SO4+SiO2等卵石
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。
4 SiC/SiC复合材料，具有优良的高温性能。在氦 冷2 却高介铀质密系度统铝中基可弥工散作燃到料8，00一摄般氏为度U，3Si可－大Al大表提示高， 能可源增系强统颗的粒热与效Al率基。体它的比相金容属性类。材其料中在U3S安i可全实、现维钚护 和在放轻射水性堆处中理再方循面环具，有提更高大铀的资优源势的。利用率。通过共 影磨响或S共iC转/S换iC方复法合得材到料粉性末能，的再关压键制环成节型是，在烧结结合成基芯 体块材。料其之优前缺沉点积与在二纤氧维化预铀型类上似的。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。
3 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 处理使其结构均匀化，可阻止再结晶
为T或3H。一般通过如下核反应制备：
6Li n 3H 4He
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 T 4He n 17.6MeV
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：
3H 3He
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。
热核材料
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
D D 3He n 3.27MeV D D 3T p 4.04MeV
2 氚：氢的另一种同位素，质量数为3，核素符号
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
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，如碳和铍。
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。
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。 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。
作为核燃料，其聚变反应为：
D 3He 4He p 18.3MeV
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Байду номын сангаас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
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1－2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，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
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。