可控核聚变及其关键材料
葛昌纯
（北京科技大学材料学院特陶中心）
摘要：核聚变能的开发，将能彻底解决人类的能源危机，并大大减轻地球环境的负担．有关核聚变反应堆的研究现在进入了一个新的阶段。本文分析了国内外核聚变研究成果现状和发展的趋势，重点对可控核聚变的关键材料（结构材料和面向等离子体材料）的国内外研究现状、趋势和存在问题进行了总结和讨论．国际合作是核聚变能早日造福人类的必由之路，核聚变材料又是可控核聚变能能否商业化的制约因素，应该对核聚变关键材料及早规划、及早研究，为核聚变能的实现做好必要的科学技术准备。关键词：可控核聚变，结构材料，面向等离子体材料
一、前言
近些年中国经济持续高速发展，举世瞩目。但是制约中国经济发展的一些瓶颈问题目渐显现，其中颇为突出的就是能源问题。我国自然资源的基本特点是富
煤、贫油、少气。我国煤炭虽然储量丰富，但是分布不均，尤其是煤炭作为能源，
污染严重，致使我国能源使用排放的温室气体仅次于美国，居世界第二位，为环
境外交所瞩目。中国长期能源情况十分严峻，必要的科学技术准备不可或缺，没
有近忧必有远虑。
核能的发现和应用，是人类在二十世纪最伟大的科学技术成就之一。与太阳
能、水能、风能、地热等清洁能源相比，核能不受时间和地域的限制，尤其受控
热核聚变能是公认的“资源无限”的、可以“永远”解决人类未来的能源需求和保护环境的主要途径之一。开展受控热核聚变研究是一项具有远见的重大战略部
署，是国际科技前沿项目，具有科技、经济、政治的多重意义。由于受控热核聚变研究，难度大、周期长、投资大，尤其是目前到了向开发应用研究方向发展时，国际上都认识到只有走国际合作的道路，才能实现以最快的速度攻克科学技术
关，尽早使聚变能造福于人类。所以目前大多数发达国家都对国际热核试验堆计
划（１ｑ１ＥＲ）给予了很高重视。也为我国提供了一个参与高水平国际合作的机会。
２３９在核聚变能由实验装置走向实用的最大的困难可以说是材料问题。即使现在
设计中的ＩＴＥＲ，采用的材料也基本上不可能应用于未来商用聚变堆。而相对于
聚变实验堆来说，我国在核聚变材料方面的投入和研究显得更加薄弱，与世纪先进水平差距更大。
在近期中科院组织完成的“关于改进和提高我国基础研究的建议＂中明确提
出应正确认识基础研究的特点，纠正急于求成的一ｔｌ，态和浮躁作风ｎ’。核聚变能
和核聚变材料的研究无疑是一项长期而又艰巨的任务，但又是属于国家重大战略
需求的应用基础研究。当前我国正在制定国家中长期发展规划，我们应该对这样
一些研究周期较长，但又对国家具有战略意义的项目给予充分重视、认真规划，
切忌急功近利的思想。
一、国内外热核聚变的研究历程和现状
在半个多世纪的核聚变研究中，可以说人们对五花八门的设想都进行了原理
性探索，最终汇聚到大致沿着惯性约束和磁约束两种途径前进，其中，托卡马克
类型的磁约束研究又领先于其他途径，在技术上最成熟，进展也最快‘１’。从２０
世纪７０年代末开始，美、欧、日、苏分别建造了四个大型托卡马克，即美国的ＴＦＴＲ，欧洲的ＪＥＴ，日本的ＪＴ＿一６０和前苏联的Ｔ．１０（后来改为较小的Ｔ一１５）。
这些就是后来在磁约束聚变研究中做出了决定性贡献的四个装置。此外，在印度、
巴西、伊朗、韩国等国都有自己的核聚变研究计划，也力争在核聚变开发研究中占有一定的位置。目前全世界已有３０多个国家及地区开展了核聚变研究，运行
的托卡马克装置至少有几十个。
纵观世界核聚变的发展经历了明显不同的阶段‘２’：上个世纪四十年代至
１９５８年，世界各国都秘密研究。解密后发现都受阻于类似的科学问题；１９５９年
至１９６８年是小规模多途径探索阶段，为核聚变进展缓慢的低谷时期；１９６９年以
后为核聚变研究的蓬勃发展时期和务实的平稳发展时期，Ｔｏｋａｍａｋ取得突破，装置规模不断扩大，聚变等离子体参数迅速提高，核聚变能源的物理可行性得到证
实，在上个世纪八十年代设立了国际热核试验堆计划（ＩＴＥＲ）。并且在本世纪初
２４０确定了国际热核聚变实验堆的设计概要，这标志着热核聚变技术从基础研究阶段
进入了确认设备性能的工程可行性阶段。我国早在上世纪五十年代即在王淦昌院士领导下开展了聚变研究。中国在
１９５６年制定的“十二年科学规划”中决定开展核聚变研究，经过不懈努力，到
２０世纪７０年代以来在一系列中、小型实验装置（ＣＴ６Ｂ，ＨＴ６Ｂ，ＨＴ６Ｍ，ＫＴ５Ｃ，
ＨＬｌ，ＨＬｌＭ等）上取得大量研究成果，发展方向符合国际趋势。２０世纪９０年
代又建成了ＨＴ７超导托卡马克，成为世界上少数拥有超导设备的国家之一。现在下一代装置ＨＴ７Ｕ大型超导托卡马克又已列入国家“九五’’大科学工程项目，
它具有稳态、大拉长截面和多项实验内容安排，可以全面开展稳态先进模式的研
究，进入国际前沿。８６３计划中列有“聚变裂变混合堆”专题，在“七五＂、“八
五＂、“九五＂期间，制定了具有中国特色的聚变能应用研究发展战略，即：化石
能源＋裂变能一聚变裂变混合堆＋裂变堆＋化石能源一纯聚变能＋可再生能源。
我国在受控热核聚变研究方面已有相当的基础，已有一定规模的重大研究设施和一批配套的、高级研究人员，发表了一批具有国际水平的研究成果，符合中
国国情，在国际上已占有一席之地，已基本具备参与国际合作的条件和能力。
二国际核聚变材料的研究现状
核聚变堆研究中，材料问题一直是其中的瓶颈，满足性能要求的材料，是未
来核聚变堆能够实现的关键。更重要的是，不论将来核聚变堆是磁约束方式还是
惯性约束方式，都要面临同样的材料问题。为早期实现核聚变能源所必须进行的
核聚变材料的开发研究，不论对于何种等离子体约束方式，都是不可回避的课题。
国际能源机构（１ＥＡ）早已组织由８国集团领衔，后来俄罗斯和中国加入其中的聚变材料实施协议委员会协调国际间聚变材料合作研究。聚变材料的工程可行
性时限将决定着聚变能源商业化时限。因此，在各国聚变研究总投入在减少的今天，许多发达国家聚变材料研究经费在其中所占乩例却在逐渐增加。目前，现有的材料很难满足未来聚变堆高温、高压和强中子辐照的苛刻条件。
所以，聚变材料研究面临的任务是开发高性能的新型材料和探索大大提高现有材料性能的途径。聚变材料涉及Ｎ－结构材料（包括防氚渗透涂层）、面对等离子体
材料、中子倍增材料、氚增殖材料、绝缘材料、窗１：２材料和光纤材料等。下面重
点介绍结构材料和面向等离子体材料今后的发展方向和待解决的关键问题。
２．１结构材料
结构材料的选择与包层系统的氘增殖剂、冷却剂和中子倍增材料是密切相关
的。聚变材料研究涉及到的已不仅仅是材料本身的问题，而是一个材料系统问题。主要的第一壁／包层候选方案如表ｌ所示。
表ｌ，聚变堆第一壁／包层候选系统
结构材料在其使用寿命期限内，应保持其化学稳定性和尺寸稳定性，即与氚
增殖剂、冷却剂、中子倍增材料和面对等离子体材料兼容，并抗中子辐照。近期
聚变研究装置用材仍然是奥氏体不锈钢。ｌＥＡ聚变材料执委会最新确定的候选结构材料如表２所示。
表２，聚变堆候选结构材料
材料要点铁索体／马氏体钢
钒合金碳化硅／碳化硅复合材料
钛合金
铬合金近期目标可行性更大中期目标较好
适合作为远期目标
欧共体另一选择研究日本另一选择研究
几种候选材料的总体性能各有优劣，表３是它们有利因素和不利因素的比较。
表３，候选结构材料总体性能比较
２４２材料有利因素不利因素奥氏体不锈钢
．丰富的核应用数据库低热应力因子．好的制造和焊接性能抗液态金属腐蚀性能不好
．抗氧化性能好运行温度较低
．可优化的抗轺照肿胀性能抗辐照蠕变性能差
铁素体／马氏体钢（如ＨＴ０９）较好的热应力因子
钒合金（ＶＣｒＴｉ）缺乏辐照性能数据库
较好的液态金属相容性焊接要求高，运行温度亦不高
较好的抗抗辐照肿胀性能
较高的运行温度好的热应力因子铁磁效应
延一脆转涣温度大于室温
缺乏辐照性能数据库
制造和焊接困难
好的液态金属相容性易氧化好的中子特性（低活性）经济性不好
碳化硅／碳化硅复合材料（ＳｉＣ／ｍｃ）
．高运行温度缺乏数据库
．高强度，热稳定性好制造和加Ｔ困难
．低电磁载荷连接、密封问题
．更好的中子特性（更低活性）热导率低
经济性差
上述所列候选结构材料有待解决的关键问题是：铁素体／马氏体钢：辐照对硬度、脆性和延一脆转变温度（ＤＢＴＴ）的影响，
效应对等离子体稳定性的影响：蠕变断裂强度，氧化物弥散增强材料。
钒合全：氢、氚滞流和脆性问题：与液态金属和氦（氦气中的氧和氮杂质）的相容性；辐照对硬度、脆性和延一脆转变温度（ＤＢＴＴ）的影响：涂层研制。
２４３ＳｉＣ／ＳｉＣ复合材料：提高热导率（包括辐照问题）：在辐照环境中的长期稳定
性问题（氦对纤维和基底的影响）：异端行为（如层间滑移等）：制造技术（包括连接
／焊接技术）；固有脆性问题（材料设计ｆ口－ｊＮ）。钛合全：氢、氚滞流和脆性问题；中子辐照行为；改善热导率。
２．２面对等离子体材料
是聚变堆至关重要的材料之一，它关系到等离子体的稳定性及第一壁结构材
料和元件免受等离子体轰击损伤问题，它的主要功能是：１）、有效地控制进入等离子体的杂质，２）、有效地移走辐射到材料表面的热功率，３）、保护非正常停堆
时其它部件免受等离子体轰击而损坏。同时，面对等离子体材料应与反应堆运行
寿命、可靠性和维护相一致。因此，对面对等离子休材料的总体要求是耐高温、
低溅射、低氢（氚）滞留及与结构材料兼容。
目前的主要候选材料是：碳基材料（石墨，Ｃ／Ｃ复合材料）、铍（Ｂｅ）和钨（Ｗ）
等，为了提高材料抗等离子休辐照性能，还可以在材料表面喷涂碳化硅（ＳｉＣ）币Ｉ
碳化钛（ＴＩＣ）涂层。低原子序数可以减少杂质对等离子体稳定性的影响。
表４几种面对等离子体材料基本性能参数（６００＊ｃ）
这几种材料待解决的关键问题是：碳基材料：化学溅射和辐照增强升华的抑制；辐照后氚的滞留和释放行为；
２４４与结构材料的连接技术。
铍：制造技术（杂质控制，性能对杂质很敏感）；与结构材料的连接技术；中子辐照行为。钨：细化晶粒；与结构材料的连接技术；中子辐照行为。
欧洲、俄罗斯和日本对铍、钨的中子辐照行为以及与铜合金的焊接方面做了
大量研究工作，日本还在碳基材料方面作了很多工作，如氢在碳基材料的滞留和
释放，辐射增强升华行为等。碳基材料也许仍然是未来聚变装置的主导面对等离
子体材料；钨如果能克服其脆性（细化晶粒）和控制自溅射能量低于１００ｅＶ，也将是很好的面对等离子体材料。
三、国内聚变材料研究状况
国内聚变材料研究，在“８６３”项目的支持下，从无到有，研制出了国产的
ＣＨＴ．—９、ＣＨｐ一７、ＯＤＳ铁素体钢、ＶＣｒＴｉ合金及ＳｉＣ／ＳｉＣ复合材料试样和十
几种掺杂石墨和掺杂Ｃ／Ｃ复合材料；进行了防氚渗透薄膜的开发研究；开展了液态增殖剂相关问题研究。尤其在掺杂石墨和掺杂Ｃ／Ｃ复合材料研究方面，采
用了多元掺杂（Ｂ４Ｃ，Ｔｉ，Ｓｉ），在抑制溅射和抗热冲击断裂方面取得了很好的效果。对热核聚变反应堆关键结构件的连接技术，如Ｂｅ和Ｃｕ的连接；Ｗ和Ｃｕ
的连接以及Ｃ／Ｃ复合材料和Ｃｕ的连接等问题都进行了初步研究。’。通过将梯度
材料的概念引入制备面向等离子体材料也取得了很好的结果。
１９９７年起，北京科技大学特陶中心承担了８６３课题“耐高温等离子体冲刷功
能梯度材料的研究＂，该课题针对核聚变反应堆和“十五”期间将要运行的装置中
所需的第一壁材料，研制了两类耐高温等离子体冲刷ＦＧＭ，目标是分别用于偏滤器板和面向等离子体第一壁材料上。通过几年的努力取得了以下成果饵’：
采用热压烧结制备了ＳｉＣ／Ｃ、Ｂ４Ｃ／ＣＦＧＭ
采用等离子体喷涂制备了Ｂ４Ｃ／Ｃｕ、Ｗ／Ｃｕ涂层ＦＧＭ采用孔隙梯度钨骨架渗铜一焊接法制备Ｗ／ＣｕＦＧＭ
采用超高压温度梯度烧结Ｗ／Ｃｕ、ＳｉＣ／Ｃｕ、Ｂ４Ｃ／ＣｕＦＧＭ
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