丁文藝， 何海燕， 潘必才

(中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 物理系，安徽 合肥 230022)

磁約束可控?zé)岷司圩兌阎械牡谝槐诓牧湘u的研究狀況和面臨的若干問題

丁文藝， 何海燕， 潘必才

(中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 物理系，安徽 合肥 230022)

本文介紹了磁約束可控?zé)岷司圩兌阎忻嫦虻入x子體第一壁材料的服役環(huán)境.闡述了熱負(fù)荷和高能粒子輻照對第一壁鎢材料結(jié)構(gòu)的影響.針對該領(lǐng)域中的研究狀況，分析了所存在的迫切需要解決的若干問題.

第一壁材料鎢；聚變堆；氫泡

目前人類社會(huì)所使用的能源主要來自化石能源，然而有限儲(chǔ)存量的化石能源無法滿足人類社會(huì)日益增長的需求，這就要求科技界去尋找和研究各種可能的新能源.在過去的幾十年里，科學(xué)工作者已經(jīng)對風(fēng)力發(fā)電、水力發(fā)電、太陽能發(fā)電、核能發(fā)電等進(jìn)行了大量的研究.在這各種各樣的新能源研究中，唯一能徹底解決人類能源需求難題的是受控?zé)岷司圩?這是因?yàn)?，受控?zé)岷司圩冎兴褂玫脑想碗霸诤Ｋ杏兄鴺O其豐富的含量，同時(shí)核聚變不會(huì)產(chǎn)生核裂變所出現(xiàn)的長期和高水平的核輻射，不產(chǎn)生核廢料，也不產(chǎn)生溫室氣體，基本不污染環(huán)境，提供的是清潔能源.正因?yàn)槿绱?，國?nèi)外均對此進(jìn)行著不懈的努力，并獲得了重大的進(jìn)展[1-4].2006年，國際上啟動(dòng)了全超導(dǎo)磁約束國際熱核實(shí)驗(yàn)堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)的建設(shè)[2]，向熱核聚變實(shí)用化的方向邁進(jìn).

在熱核聚變反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，內(nèi)部不斷的進(jìn)行著核聚變反應(yīng)，并產(chǎn)生大量攜帶有高達(dá)14MeV能量的中子以及其他高能粒子，且反應(yīng)內(nèi)部全部物質(zhì)處于高溫高壓的等離子態(tài).聚變堆的第一壁是實(shí)驗(yàn)包層模塊直接面向等離子體的部件，因此其組成材料又被稱為第一壁材料(Plasma Facing Materials, PFMs)，按照ITER設(shè)計(jì)要求，局部表面需要承受的峰值熱流密度高達(dá)20MW/m2.不僅如此，還要有效地控制進(jìn)入等離子體的雜質(zhì)(PFMs材料的碎片)，這些雜質(zhì)會(huì)對等離子體造成污染，嚴(yán)重的影響著聚變反應(yīng)的進(jìn)行.同時(shí)，為了快速的有效的移走輻射到材料表面的熱功率，第一壁材料還要與導(dǎo)熱性能卓著的熱沉材料(銅或銅基)連接，這就要求第一壁材料與熱沉材料在反應(yīng)堆服役環(huán)境下進(jìn)行匹配.

由于第一壁材料面對的是一種極端的環(huán)境，所以尋找和研制第一壁材料成為ITER能否正常運(yùn)行的關(guān)鍵問題之一.目前，人們已經(jīng)嘗試了多種可能的第一壁材料，其中最典型的第一壁候選材料是鈹(Be)[5-10]、碳(C)基材料[10-14]和鎢(W)基材料[15-31].作為第一壁候選材料，Be的優(yōu)點(diǎn)是其原子序數(shù)低、高彈性模量、抗氧化能力強(qiáng)、導(dǎo)熱性優(yōu)異、中子吸收界面小且散射截面大，同時(shí)，H的同位素在鈹里的滯留量及溶解度都很低.然而，中子輻照會(huì)誘發(fā)Be晶體結(jié)構(gòu)的較大變化以及會(huì)產(chǎn)生大量的嬗變產(chǎn)物(He，H，D，T)，由此會(huì)引發(fā)Be的腫脹從而影響B(tài)e的熱力學(xué)性能.同時(shí)，Be的熔點(diǎn)也較低，抗熱負(fù)荷沖擊的能力有限，且毒性很強(qiáng)，因而Be不是理想的第一壁材料.碳基材料(如摻雜石墨，碳纖維復(fù)合材料等)中元素的原子序數(shù)也很低、具有良好的導(dǎo)熱性能、在高溫時(shí)仍能保持一定的彈性強(qiáng)度、具有高熔點(diǎn)、很好的抗熱負(fù)荷沖擊能力和無毒性.實(shí)驗(yàn)上也取得了很大的進(jìn)展，但其中的碳元素具有較高的濺射刻蝕率、易滯留氫及其同位素、受中子輻照后碳基材料容易脆化且韌度和熱導(dǎo)性能急劇下降，這嚴(yán)重限制了碳基材料在第一壁材料上的應(yīng)用.近些年來，人們將目光轉(zhuǎn)向了鎢基材料.這是因?yàn)閃具有高的原子序數(shù)、很高的熔點(diǎn)、低蒸氣壓，低熱膨脹率，高強(qiáng)度和低的H及其同位素滯留率的性能，目前它被認(rèn)為是最具前景的第一壁材料.為了給相關(guān)研究人員提供參考，作者在這里專門介紹第一壁材料W的部分研究現(xiàn)狀以及面臨的若干難題.

1 第一壁材料鎢抗熱負(fù)荷性能的研究

在ITER運(yùn)行時(shí)，一方面，第一壁材料承受著核聚變反應(yīng)產(chǎn)生的各種高能粒子的輻照以及極強(qiáng)的電磁輻射，從而獲得核聚變反應(yīng)堆產(chǎn)生的能量；另一方面，第一壁材料還必須通過熱沉材料快速有效的將這些熱量輸送出去.這就要求第一壁材料能承受高能粒子長時(shí)間的輻照，同時(shí)還要求第一壁材料和熱沉材料必須能夠在維持自身結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性的情況下多次長時(shí)間地將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量輸送出來.目前，國內(nèi)外許多研究組對鎢基材料表面的抗高能粒子腐蝕和抗熱沖擊性能力進(jìn)行了大量的研究[19-24].如果高原子序數(shù)的W原子及其集團(tuán)從鎢基材料的表面被濺射出來，進(jìn)入反應(yīng)堆等離子體區(qū)域從而污染等離子體，會(huì)危害核聚變反應(yīng)的進(jìn)行.實(shí)驗(yàn)研究表明，在高熱負(fù)荷的情況下，W表面區(qū)域確實(shí)有鎢原子或集團(tuán)被濺射出來.然而，W原子被濺射出來所對應(yīng)的物理?xiàng)l件尚不清晰.從物理上看，W原子從材料的表面濺射出來，是因?yàn)檫@些原子獲得了較大的動(dòng)能，足以斷裂單個(gè)或多個(gè)W-W鍵.同時(shí)，這些原子動(dòng)量總的方向應(yīng)該指向表面區(qū)的外側(cè).從微觀角度看，斷裂W-W鍵所需的能量與對應(yīng)原子的環(huán)境配位有關(guān).在熱負(fù)荷沖擊下，W材料的表面形貌應(yīng)該發(fā)生了變化，因而表面區(qū)域的W原子的局部結(jié)構(gòu)會(huì)發(fā)生改變.但是，我們還沒有從原子化的尺度上揭示出W表面的形貌，為了研究這一問題，需要開展大規(guī)模的理論模擬研究工作.

當(dāng)表面的熱負(fù)荷較大時(shí)，第一壁材料的表面層會(huì)出現(xiàn)裂紋、鼓泡、再結(jié)晶等復(fù)雜的現(xiàn)象.實(shí)驗(yàn)研究表明，一旦出現(xiàn)這些缺陷，樣品表面溫度會(huì)急劇上升，這是因?yàn)楹毕莸牟牧蠈?dǎo)熱性能會(huì)極大地降低，致使局部溫度驟升，從而又會(huì)誘發(fā)新的缺陷的產(chǎn)生.中科院等離子體物理研究所研究組[7]指出樣品本身所存在的氣孔和雜質(zhì)等在熱負(fù)荷下使材料產(chǎn)生裂紋也是導(dǎo)致材料抗熱負(fù)荷性能降低的重要因素之一.有趣的是，如果在體系中進(jìn)行適當(dāng)?shù)膿诫s，例如摻入約1%的La2O3[23]則材料的抗熱沖擊能力會(huì)有一定程度的增強(qiáng)，摻入原子比例為0.03%-0.04%的鉀(K)[20-21]能夠顯著地提高制備材料的致密度和硬度.這說明適當(dāng)?shù)負(fù)诫s能提高第一壁材料的熱力學(xué)性能.然而，目前專門針對W表面在高能量粒子輻照和熱負(fù)荷環(huán)境下的研究還不多，對熱負(fù)荷導(dǎo)致缺陷的的機(jī)制還不是完全清楚.

2 第一壁材料與熱沉材料連接的問題

雖然W材料具有高熔點(diǎn)、低熱膨脹系數(shù)、高強(qiáng)度等優(yōu)點(diǎn)，但是它的熱導(dǎo)性能卻很差.為了能將熱量快速地釋放出去，人們想到了將W與另一種導(dǎo)熱性能優(yōu)異的材料(例如銅(Cu)或銅的合金)連接[15-22].這樣既利用了W作為第一壁材料所擁有的優(yōu)勢，又能通過熱沉材料很快的將熱量傳導(dǎo)出來.然而，W和Cu的熱膨脹系數(shù)不匹配(熱膨脹系數(shù)相差達(dá)3-4倍)，如果直接焊接在一起，那么在服役過程中在其界面上勢必會(huì)產(chǎn)生巨大的熱應(yīng)力，材料中的連接部分很容易斷裂進(jìn)而使材料失效.為了在應(yīng)用中能同時(shí)發(fā)揮W和Cu的優(yōu)勢，人們就必須對這種復(fù)合材料進(jìn)行人工設(shè)計(jì)，并對其熱輸運(yùn)性能開展研究以滿足應(yīng)用的需要.鑒于此，人們提出了采用若干個(gè)中間過渡層來連接純W層和純Cu層，以緩解局部過大的熱應(yīng)力，每一中間過渡層由一定比例(WxCu1-x)的W和Cu混合而成，于是由這些W/Cu比例變化呈梯度分布的過渡層所組成的材料—W/Cu功能梯度材料應(yīng)運(yùn)而生.目前實(shí)驗(yàn)上已經(jīng)設(shè)計(jì)制備出W/Cu梯度材料[19,22,28-31].圖二為北京科技大學(xué)研究組制備的W/Cu功能梯度材料的SEM圖片[22]，表一列出了各過渡層的組份配比.由圖可以看出，各相鄰過渡層間的組份是跳變的，過渡層之間存在著明顯的界面，在每個(gè)過渡層中，成分的分布在空間上也是變化的(見圖一中右邊的照片)，且存在著孔洞.

圖1 W/Cu功能梯度材料的SEM照片，左側(cè)是總個(gè)梯度材料的橫截面，右側(cè)是第五個(gè)過渡層，摘自文獻(xiàn)[22].

Y.W.Wang等[24]的研究顯示W(wǎng)/Cu梯度材料過渡層之間的界面對應(yīng)力波的傳輸有重要的影響；北京科大研究組采用彈性理論對W/Cu梯度材料的成分分布與熱應(yīng)力的關(guān)系進(jìn)行了數(shù)值模擬[17]，他們的研究表明，在W/Cu梯度材料中，從100% W層向100% Cu層過渡時(shí)，體系的熱應(yīng)力隨中間過渡層數(shù)目的增多而不斷地緩解.顯然，中間的過渡層對緩解熱應(yīng)力是非常有用的.

表1 實(shí)驗(yàn)制備的W/Cu功能梯度材料各單層中W與Cu的組份配比.摘自文獻(xiàn)[22].

如前所述，對W/Cu梯度材料，相鄰的過渡層均由不同的W-Cu組分構(gòu)成，而Wen-C.Chiang和David V. Baxter的實(shí)驗(yàn)[26]顯示熱膨脹系數(shù)隨W-Cu組分的變化十分敏感.據(jù)此可知，如果相鄰的過渡層的組份分布不合適，則導(dǎo)致相鄰過渡層之間的熱膨脹系數(shù)有較大的差別.當(dāng)施加溫度場后，相鄰過渡層之間會(huì)出現(xiàn)較大的熱應(yīng)力，會(huì)極大地降低材料的力學(xué)性能[18].另一方面，為了能有效地移走材料表面的熱功率，材料的導(dǎo)熱能力是至關(guān)重要的.于是，我們一方面要探討界面處的原子間排列對界面熱應(yīng)力的影響，另一方面還要研究如何調(diào)控相鄰過渡層的組份分布，以降低由界面所導(dǎo)致的熱導(dǎo)性能的影響.我們注意到，實(shí)驗(yàn)雖然觀測到了W/Cu梯度材料熱膨脹系數(shù)的大小與過渡層中組份存在關(guān)聯(lián)的現(xiàn)象[16]，但并未總結(jié)出相關(guān)的規(guī)律.要實(shí)現(xiàn)材料功能的人工調(diào)控，揭示材料熱膨脹系數(shù)的大小與自身的組份和結(jié)構(gòu)關(guān)聯(lián)的內(nèi)在規(guī)律是十分重要的研究課題.

3 鎢中的氫氣泡

實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn)W材料不僅要遭受高能粒子諸如中子、氫(H)及其同位素(D、T)和氦(He)的撞擊，也面臨著隨之而來的氫氣泡、氦氣泡的危害[32-34,41,42].這些H氣泡、He氣泡將嚴(yán)重地危害了W材料的力學(xué)性能，從而影響W材料的使用壽命.更進(jìn)一步，這些氫氣泡氦氣泡會(huì)產(chǎn)生碎片從而會(huì)危害聚變反應(yīng)，因此有必要對氫氣泡和氦氣泡形成機(jī)制進(jìn)行研究.下面介紹關(guān)于氫氣泡的一些研究工作.

近年來，有很多工作致力于研究W材料的H氣泡形成機(jī)制[35-40，43,44].實(shí)驗(yàn)研究發(fā)現(xiàn)W材料在遭受高通量的H同位素輻照后會(huì)在其表面產(chǎn)生氣泡.一般來說，氣泡的產(chǎn)生與W材料和H同位素之間的相互作用有關(guān)，特別是W材料中的缺陷諸如點(diǎn)缺陷(原子空位等)，線缺陷(位錯(cuò)等)和面缺陷等.在這些缺陷中，單原子空位被認(rèn)為是氫氣泡產(chǎn)生的根源，研究發(fā)現(xiàn)單個(gè)W原子空位能夠容納10個(gè)H原子[37].然而，10個(gè)H原子相對于氫氣泡而言H的含量非常小.因此，單原子空位僅僅是一個(gè)研究氫氣泡的模型.要想達(dá)到實(shí)驗(yàn)觀測到的氫氣泡，這種類型的氫氣泡必須長大.一個(gè)可能的方式是：該空位中的H原子破壞附近的W-W鍵，并且一些W原子必須要遠(yuǎn)離這個(gè)空位，如此這般，空位將形成一個(gè)孔洞，于是更多的氫原子將聚集在這里從而最終形成氫氣泡.如果這就是氫氣泡形成的原因，每一個(gè)遠(yuǎn)離的W原子將被H包圍著；然而這樣的W-H碎片卻很難從孔洞中遷移出來，W-H碎片將保留在孔洞中，最終H氣泡也就很難長大到實(shí)驗(yàn)觀測的尺寸.

H氣泡的形成與其在體系中的遷移行為密切相關(guān)，因?yàn)镠的遷移行為是決定H氣泡能否聚集成核、能否長大的重要因素之一.計(jì)算表明，在有應(yīng)力情況下，H在W體系中的遷移具有一定的方向性[36]，可能會(huì)誘使H在體系中的聚集.而應(yīng)力在材料中是很常見的，如點(diǎn)缺陷、線缺陷、面缺陷等附近存在很大的局部應(yīng)力.層錯(cuò)就是一種常見的面缺陷.從結(jié)構(gòu)上看，層錯(cuò)這種類型的缺陷存在著一個(gè)很大的缺陷區(qū)域，其中的W-W相互作用又弱于W晶體中的W-W相互作用，因此，H原子將有一定的概率在這個(gè)缺陷區(qū)域形成氫氣泡.

第一性原理計(jì)算表明，H從層錯(cuò)附近的穩(wěn)定的吸附位置遷移到層錯(cuò)中的吸附位置只需要跨越約0.14eV的勢壘，而反過來，從層錯(cuò)位置遷移到層錯(cuò)的外部卻要跨越1.24eV的勢壘(如圖2)[35].顯然，層錯(cuò)對H原子而言是一個(gè)較深的勢阱，層錯(cuò)附近的H原子很容易被層錯(cuò)俘獲.

進(jìn)一步的計(jì)算顯示層錯(cuò)中的H原子只需跨越0.26eV的能量就能夠在層錯(cuò)中移動(dòng).結(jié)合前述H原子在層錯(cuò)附近的行為，我們很容易想到如此的一幅圖像：層錯(cuò)附近的H原子很容易被層錯(cuò)俘獲，俘獲的H原子也比較容易的在層錯(cuò)內(nèi)部擴(kuò)散，如果這些現(xiàn)象一直發(fā)生，那么，經(jīng)過一段時(shí)間之后，層錯(cuò)處的H含量將很高，而層錯(cuò)處本來就已經(jīng)很弱的W-W鍵就會(huì)被不斷積聚在附近的H進(jìn)一步削弱.隨著附近的H的含量的增加，進(jìn)而破壞層錯(cuò)處的W-W鍵，最終形成較大尺寸的H氣泡.

實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn)，鎢中的氫泡主要分布在鎢的表面區(qū)域.于是，有必要將H在表面區(qū)層錯(cuò)處形成氣泡的能力與在鎢的塊體中層錯(cuò)處形成氫氣泡的能力進(jìn)行對比.如圖FIG. 3 所示，理論上考察了H吸附量由1個(gè)到54個(gè)(對應(yīng)層錯(cuò)處面覆蓋度為3.4×1015個(gè)/cm2)的情形.圖中藍(lán)線為薄膜模型的H吸附的形成能(平均到每個(gè)H原子上)，紫色表示含層錯(cuò)的體結(jié)構(gòu)模型.在H吸附含量較少時(shí)，他們的行為基本一致，但當(dāng)H吸附達(dá)到35個(gè)(對應(yīng)覆蓋度為2.2×1015個(gè)/cm2)時(shí)，形成能開始從負(fù)值轉(zhuǎn)變?yōu)檎?，之后直線上升.通過統(tǒng)計(jì)層錯(cuò)處上下兩側(cè)間的W-W平均鍵長隨吸附的H原子數(shù)之間的關(guān)系，可以看出，在H吸附量低于2.2×1015個(gè)/cm2時(shí)鍵長值均小于2.8?，這個(gè)值是在正常的體結(jié)構(gòu)鍵長(2.74?)附近；當(dāng)H吸附量超過2.2×1015個(gè)/cm2時(shí)，W-W鍵長急劇增大，特別是在H吸附量達(dá)到3.4×1015個(gè)/cm2時(shí)，層錯(cuò)處平均鍵長達(dá)到3.3?，這比正常體結(jié)構(gòu)中鍵長大了20%，可以認(rèn)為該處W-W鍵斷裂了.圖中插入的小圖為H吸附分別為15個(gè)和54個(gè)的情形.前者層錯(cuò)處W-W鍵正常，而后者層錯(cuò)處W-W鍵消失.可以想象，此時(shí)體系中存在著更大的空洞，可以吸附更多的H原子，當(dāng)體系吸附的H原子數(shù)繼續(xù)增加，H氣泡也將逐漸形成，最終宏觀可見的H氣泡也將形成.

圖3 薄膜模型和體結(jié)構(gòu)模型的H吸附的形成隨吸附H原子數(shù)的關(guān)系以及薄膜模型中層錯(cuò)處的W-W鍵長隨吸附H原子數(shù)之間的關(guān)系，圖中小圖分別是薄膜模型吸附15個(gè)H和54個(gè)H的情形.摘自文獻(xiàn)[35].

必須指出，H泡的形成機(jī)理是十分復(fù)雜的，并非單靠面缺陷聚H就能解釋全部的實(shí)驗(yàn)現(xiàn)象.實(shí)際上，H在W中對W具有一定的“腐蝕性”，會(huì)造成一定量的局部缺陷.但這些缺陷運(yùn)動(dòng)而聚集時(shí)，也會(huì)產(chǎn)生較大尺寸的H泡[41].目前，尚未見到對這一問題進(jìn)行細(xì)致研究的報(bào)道.

4 結(jié)束語

我們介紹了熱核實(shí)驗(yàn)堆中第一壁材料所面臨的一些科學(xué)問題，這些都是該領(lǐng)域正在探究但尚未獲得最終答案的問題.除此之外，如何減少W中氚的滯留也是非常重要的課題.從凝聚態(tài)物理的角度來看，對W進(jìn)行適當(dāng)?shù)膿诫s也許能提升其抗熱負(fù)荷、抗輻照損傷和減少氚滯留的能力.然而，采用什么樣的元素進(jìn)行摻雜以及摻雜的計(jì)量對其處于極端條件下物理性質(zhì)的影響卻是未知的.

在如此的極端環(huán)境中對材料進(jìn)行實(shí)驗(yàn)檢測，需要花費(fèi)昂貴的代價(jià).然而，開展大規(guī)模的理論模擬研究工作卻是一個(gè)很好的研究極端條件下材料性能的途徑.目前，對第一壁材料的理論研究主要停留在基于經(jīng)驗(yàn)勢的大規(guī)模長時(shí)間的模擬和基于第一性原理的小規(guī)模計(jì)算.這些研究獲得了許多有價(jià)值的成果，但與科學(xué)研究的目標(biāo)相差太遠(yuǎn).其中，經(jīng)驗(yàn)勢不是建立在量子理論的基礎(chǔ)上，其計(jì)算結(jié)果的可靠性不是很高，也不能解釋微觀體系中物理現(xiàn)象的本質(zhì).而基于第一性原理的計(jì)算固然很可靠，并且也能深刻地揭示物理現(xiàn)象的本質(zhì)，但計(jì)算量太大，目前的計(jì)算條件不足以支持采用第一性原理計(jì)算第一壁材料中復(fù)雜的物理問題.所以，在該領(lǐng)域發(fā)展理論計(jì)算方法也是必要的.這需要具有凝聚態(tài)物理、材料物理、數(shù)值計(jì)算背景的研究人員開展密切的合作，解決第一壁材料中的跨尺度計(jì)算.

[1] 李建剛,趙君煜,彭子龍.全超導(dǎo)托卡馬克核聚變實(shí)驗(yàn)裝置[J].中國科學(xué)院院刊,2008,23(5):474-477.

[2] ITER Organization. ITER, the way to new energy [DB/OL]. http://www.iter.org, 2014-05-20.

[3] 葛昌純.面向等離子體材料與可控核聚變[J].中國科技財(cái)富,2009,17(9):28-31.

[4] 許增裕.國際熱核實(shí)驗(yàn)堆的建造與聚變堆材料研究[J].原子能科學(xué)技術(shù),2005,39(S1):46-52.

[5] V Barabash, R Eaton, T Hirai, I Kupriyanov, G Nikolaev, ZhanhongWang, Xiang Liu, M Roedig and J Linke. Summary of beryllium qualification activity for ITER first-wall applications[J]. Phys. Scr. 2011,T145:014007.

[6] ROTH J, ECKSTEIN W, GUSEVA M. Erosion of Be as plasma-facing material[J]. Fusion Engineering and Design, 1997,37:465-480.

[7] Robert W Conn, Russell P Doerner, Jongik Won. Beryllium as the plasma-facing material in fusion energy systems-experiments, evaluation, and comparison with alternative materials[J]. Fusion Engineering and Design, 1997,37:481-513.

[8] B. Patel, W. Parsons. Operational beryllium handling experience at JET[J]. Fusion Engineering and Design, 2003,69:689-694.

[9] BARABASH V, FEDERICI G, LINKE J, C.H. Wu. Material/plasma surface interaction issues following neutron damage[J]. J Nuclear Materials, 2003,313-316:42-51.

[10] L.L Snead, R.H Jones, A Kohyama, P Fenici. Status of silicon carbide composites for fusion[J]. J Nuclear Materials, 1996,233-237:26-36.

[11] P. Fenici, A.J. Frias Rebelo, R.H. Jones, A. Kohyama, L.L. Snead. Current status of SiC/SiC composites R&D[J]. J. Nuclear Materials, 1998,258-263:215-225.

[12] H. Bolt, M. Araki, J. Linke, W. Malléner, K. Nakamura, R.W. Steinbrech, S. Suzuki. Heat flux experiments on first wall mock-ups coated by plasma sprayed B4C [J]. J Nuclear Materials, 1996,233-237:809-813.

[13] G. N. Luo, Q. Li, X. B. Zheng, J. L. Chen, Q. G. Guo, X. Liu. Coating materials for fusion application in China[J]. J. Nuclear Materials, 2011,417:1257-1261.

[14] H. Li, J. L. Chen, J. G. Li, X. J. Sun. High heat load tests on W/Cu mock-ups and evaluation of their application to EAST device[J]. Fusion Engineering and Design, 2009, 84:1-4.

[15] Yangwei Wang, Fuchi Wang, Xiaodong Yu, Zhuang Ma, Jubin Gao, Xiaopeng Kang. Effect of interlayer on stress wave propagation in CMC-RHA multi-layered structure[J]. Composites Science and Technology, 2010,70:1669-1673.

[16] 劉彬彬,謝建新.W-Cu梯度熱沉材料的成分與結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)[J].稀有金屬,2005,29(5):757-761.

[17] B. Gludovatz, S. Wurster, A. Hoffmann, R. Pippan. Fracture toughness of polycrystalline tungsten alloys[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2010,28:674-678.

[18] 種法力,陳俊凌,李建剛. VPS-EBW法制備W/Cu功能梯度材料及熱負(fù)荷實(shí)驗(yàn)研究[J].稀有金屬材料工程,2006,35(9):1509-1512.

[19] G. Pintsuk, I. Uytdenhouwen. Thermo-mechanical and thermal shock characterization of potassium doped tungsten[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2010,28:661-668.

[20] Xiaoyan Shu, Haixin Qiu, Bo Huang, Zexing Gu, Jijun Yang, Jiali Liao, Yuanyou Yang, Ning Liu, Jun Tang. Preparation and characterization of potassium doped tungsten[J]. J Nuclear Materials, 2013,440:414-419.

[21] Zhang Ke, Shen Weiping, Ge ChangChun. Effect of additives on thermal-shock resistance of W/Cu FGMs[J]. Multiscale and Functionally Graded Materials, 2008,973:838-843.

[22] G Ritz, T Hirai, P Norajitra, J Reiser, R Giniyatulin, A Makhankov,I Mazul, G Pintsuk and J Linke. Failure study of helium-cooled tungsten divertor plasma-facing units tested at DEMO relevant steady-state heat loads[J]. Physica Scripta, 2009,T138:014064.

[23] B Bazylev, I Landman, A Loarte, N S Klimov, V L Podkovyrov and V M Safronov. Experiments and modeling of droplet emission from tungsten under transient heat loads[J]. Physica Scripta, 2009,T138:014061.

[24] Yangwei Wang, Fuchi Wang, Xiaodong Yu, Zhuang Ma, Jubin Gao, Xiaopeng Kang. Effect of interlayer on stress wave propagation in CMC/RHA multi-layered structure [J]. Composites Science and Technology, 2010,70:1669-1673.

[25] Wen-C. Chiang, David V. Baxter. Low-angle x-ray diffraction with in situ annealing: Application to W/Cu multilayers[J]. J Appl Phys, 1993,74:4331-4438.

[26] J. Matejicek, H. Boldyryeva. Processing and temperature-dependent properties of plasma-sprayed tungsten-stainless steel composites[J]. Physica Scripta, 2009,T138:014041.

[27] G. N. Luo, M. Liu, Z. Q. Kuang, X. D. Zhang, Z. S. Yang, C. G. Deng, Z. C. Zhang, J. G. Li, K. S. Zhou. Directly-cooled VPS-W/Cu limiter and its preliminary results in HT-7[J]. J Nucl Mater, 2007,363-365:1241-1245.

[28] Q. Li, H. Chen, P. Qi, Z. H. Yang, G. N. Luo, H. Y. Guo. Modeling of heat deposition on the W/Cu movable limiter in HT-7[J]. Fusion Engineering and Design, 2010,85:126-129.

[29] H. Abbaszadeh, A. Masoudi, H. Safabinesh, M. Takestani. Investigation on the characteristics of micro- and nano-structured W-15 wt.%Cu composites prepared by powder metallurgy route[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2012,30:145-151.

[30] J. L. Fan, T. Liu, S. Zhu, Y. Han. Synthesis of ultrafine/nanocrystalline W-(30-50)Cu composite powders and microstructure characteristics of the sintered alloys[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2012,30:33-37.

[31] T. Shimada, H. Kikuchi, Y. Ueda, A. Sagara and M. Nishikawa. Blister formation in tungsten by hydrogen and carbon mixed ion beam irradiation[J]. J Nucl Mater, 2003,313-316:204-208.

[32] T. Venhaus, R. Causey, R. Doerner, T. Abeln. Behavior of tungsten exposed to high fluences of low energy hydrogen isotopes[J]. J Nucl Mater, 2001,290-293:505-508.

[33] H. Iwakiri, K. Yasunaga, K. Morishita, N. Yoshida. Microstructure evolution in tungsten during low-energy helium ion irradiation[J]. J Nucl Mater, 2000,283-287:1134-1138.

[34] W. Y. Ding, H. Y. He and B. C. Pan. Interaction of H with stacking fault in W(111)film: A possible formation mechanism of H bubbles[J]. RSC Adv., 2014,4:7030-7034.

[35] Wenyi Ding, Haiyan He, Changsong Liu, Rui Ding, Junling Chen, Bicai Pan. Strain-dependent diffusion behavior of H within tungsten[J]. Physica B, 2014,443:76-79.

[36] Y.L. Liu, Y. Zhang, H.B. Zhou, G.H. Lu, F. Liu and G.N. Luo. Vacancy trapping mechanism for hydrogen bubble formation in metal[J]. Phys Rev B, 2009,79:172103.

[37] W.Y. Li, Y. Zhang, H.B. Zhou, S. Jin and G.H. Lu. Stress effects on stability and diffusion of H in W: A first-principles study[J]. Nucl Instrum Methods, Phys Res B, 2011,269:1731-1734.

[38] K. Heinola, T. Ahlgren, K. Nordlund and J. Keinonen. Hydrogen interaction with point defects in tungsten[J]. Phys Rev B, 2010,82:094102.

[39] H.B. Zhou, Y.L. Liu, S. Jin, Y. Zhang, G.N. Luo and G.H. Lu. Investigating behaviours of hydrogen in a tungsten grain boundary by first principles: from dissolution and diffusion to a trapping mechanism[J]. Nucl Fusion, 2010,50:025016.

[40] Joachim Roth and Klaus Schmid. Hydrogen in tungsten as plasma-facing material[J]. Phys Scr， 2011,T145:014031.

[41] X. S. Kong, Y. W. You, Q.F. Fang, C. S. Liu, J. L. Chen, G. N. Luo, B. C. Pan, Z. G. Wang. The role of impurity oxygen in hydrogen bubble nucleation in tungsten[J]. J Nuclear Materials, 2013,433:357-363.

[42] J. Hu, Y. W. Zhang, X.P. Wang, Z.Q. zhao, Q.F. Fang, C. S. Liu. Effects of Si3+and H+irradiation on tungsten evaluated by internal friction method[J]. Plasma Science & Technology, 2013,15:1071-1075.

[43] Y. W. You, X. S. Kong, X.B. Wu, Q.F. Fang, J. L. Chen, G. N. Luo, C. S. Liu. Effect of vacancy on the dissolution and diffusion properties of hydrogen and helium in molybdenum[J]. J Nuclear Materials, 2013,433:167-173.

TheReviewandSomeProblemsabouttheFirstWallMaterialsTungsteninMagneticConfinementFusionReactor

DING Wen-yi, HE Hai-yan, PAN Bi-cai

(Department of Physics, University of Science and Technology of China, Hefei 230022, Chian)

In this paper, we briefly introduced the main factors influencing the working status of the plasma facing materials in the magnetic confinement fusion reactor, and presented how the thermal load and the highly energetic particles impacted on the structure of the first wall material of tungsten. In addition, according to the situation in this field, some urgent concerns in research were discussed.

the first wall materials; fusion reactor; H bubble

2014-06-20

國家自然科學(xué)基金(11275191).

潘必才(1965-)，男，安徽潛山縣人，安徽師范大學(xué)物理系1980級(jí)校友.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)物理系教授，博士，博士生導(dǎo)師.1993年于中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)物理系獲博士學(xué)位.2001年獲第七屆中國青年科技獎(jiǎng).2003年入選中國科學(xué)院“百人計(jì)劃”.主要從事凝聚態(tài)體系的結(jié)構(gòu)、電子結(jié)構(gòu)、晶格振動(dòng)等物理性質(zhì)的理論計(jì)算研究，近年針對磁約束核聚變裝置中的第一壁材料發(fā)展新的理論計(jì)算方法.

丁文藝，何海燕，潘必才.磁約束可控?zé)岷司圩兌阎械牡谝槐诓牧湘u的研究狀況和面臨的若干問題[J].安徽師范大學(xué)學(xué)報(bào)：自然科學(xué)版，2014，37(4)：314-319.

O469

A

1001-2443(2014)04-0314-06