聚变堆第壁材料罗广南

第55卷第1期2021年1月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnologyVol.55,No.1Jan2021聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究叶小彬"，何志海2,潘必才12d.中国科学技术大学合肥微尺度物质科学国家研究中心，安徽合肥230026%2.中国科学技术大学物理系，安徽合肥230026)摘要：为研究辐照时处于电子激发态下第一壁材料钨(W)的结构演化规律和热力学性质，采用紧束缚方法对聚变堆中W的物理性质进行理论研究$结果表明，体系在高能粒子辐照下诱导的电子激发导致了体系中被辐照的区域自发出现微孔、晶格急剧膨胀、熔点下降等现象$具体地，在中等电子温度(〜5000K)以下，W的晶格膨胀主要由晶格温度驱动，但在电子温度较高时电子温度导致被辐照区域的晶格膨胀效应不可被忽略$特别是当电子温度很高(&10000K)时，即便晶格温度不高，电子温度也会导致很大程度晶格膨胀$这对认识聚变堆中第一壁材料W在服役过程中的物理状态十分重要$关键词：钨；熔点；晶格肿胀；紧束缚理论中图分类号:TL62.7文献标志码:A文章编号：1000-6931(2021)01-0042-08doi：10.7538/yzk.2020.youxian.0453Tight-binding Theory Study on the First Wall Material Tungstenin Fusion ReactorYE Xiaobin1,HE Zhihai2,PAN Bicai1'2'(1.Hefei N%tioTi%l L%bor%trry for Physic%l Scierices%t the Microsc%le,Umversity of Scierce%”d Techrology of Ch”%,Hefei230026,Chi”％%2.Dep%rtmem of Physics,Umversity of Scierce%”d Techrology of Ch”%,Hefei230026,Chi”%)Abstract:In order to study the structural evolution and thermodynamic properties of the firstwa l materialtungsten(W)inelectronicexcitedstateduringirradiation!thephysi-calpropertiesof W in fusion reactors were studied theoretica l y by using tight-binding potentialmodel Itisfoundthattheelectronicexcitationinducedbytheirradiationof energeticparticlesleadstotheeventssuchasspontaneousappearanceof micro-voids!sharpexpansionofthela t ice!anddecreaseinthemeltingpointoftheirradiatedregions in W.Specifically,the lattice expansion of W is mainly driven by lattice temperature underthemediumtemperatures(〜5000K).Butthela t iceexpansione f ectcausedby electronictemperaturecannotbeignoredatthehighertemperatures.Especia l y when theelectronictemperatureisratherhigh(&10000K)!theelectronictemperaturewi l收稿日期2020-06-30%修回日期2020-09-15基金项目：国家自然科学基金资助项目(11875247)%国家磁约束核聚变能发展研究专项资助项目(2018YFE0308102)作者简介：叶小彬(1992—),女，福建漳州人，博士研究生，凝聚态物理专业通信作者：潘必才，E-mail：bcpan@第1期叶小彬等：聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究43cause a large degree of lattice expansion,even if the lattice temperature is low for the irradiatedregions.Thesefindingsbringbenefittogaindeepunderstandinginthephysi-calperformanceof Winfusionreactorsduringservice.Key words：tungsten；melting point；lattice swelling；tight-binding theory聚变堆的安全可靠运行依赖较多因素，其中，面向等离子体的第一壁材料的稳定性是关键因素之一当聚变堆在正常运行时，第一壁材料承受着高能粒子的辐照和高热流密度的冲击在如此极端的环境中，面向等离子体的第一壁材料的结构会发生急剧的变化，从而强烈影响材料的热力学性质和微结构$现已采用实验和理论模拟对第一壁材料的微结构和热力学性能进行了广泛的研究$由固体物理可知，当材料的电子结构发生变化时，材料的结构和性质也会发生相应改变$因此，在物理上，为深入研究和理解材料的结构与物理性质的关联，需密切关注材料的电子结构$在核聚变堆中服役的材料身处极端复杂的环境，这些环境因素会强烈调制材料的电子结构$首先，聚变堆在正常运行的情况下，聚变堆中等离子体芯部的温度约为100000000K$根据黑体辐射理论中的维恩位移定律，高温等离子体会源源不断地向其周围的第一壁材料钨（W）辐射以X射线为主体的高能光子$这些高能光子入射到材料，与材料中的原子作用，激发甚至电离原子中内壳层的部分电子$于是，第一壁材料W中有大量的电子处于激发态$其次，从等离子体芯部会溢出大量的高能粒子$这些粒子既有带电的离子也有电中性的中子$带电的离子虽受削刮层的控制，释放出来后的能量被减弱了，但仍有较高的动能，轰击第一壁材料后，将部分动能传递给被碰撞的W原子$这些获得较高动能的W原子发生高速位移$在高速位移时，w原子核外的外层电子因受原子核较弱的吸引作用而脱离W原子，因而此时高速位移的W原子其实就是高速位移的W离子$高速位移的离子通过库仑作用，诱导其周围的W原子中的部分电子被激发$处于激发态的电子是不稳定的，通常会经历一个特征时间后发生退激发$退激发有多种途径，如电子从高能级跃迁到低能级，释放出光子；或电子将部分能量传递给晶格，从高能态转变成低能态，这是一个无辐射的跃迁过程$无辐射跃迁包含着电子与声子的耦合和非热行为$其中，非热行为是指通过改变电子态使离子间的受力发生改变，从而改变材料的结构$在非热过程中，激发的电子将部分能量通过量子力学力做功传递给了晶格$在W中，无辐射跃迁是最主要的电子退激发的方式$已有实验对聚变堆中的第一壁材料W受辐照后的微结构等物理问题进行了研究）10*$现有的大量实验数据来自于对辐照后的第一壁材料的探测，此时，材料不处于辐照的环境，所获得的数据包含着辐照后遗留的效果，不能真实反映辐照时对材料产生的实时效应$理论上也有许多的研究工作探究粒子辐照对W的微结构和热力学性能的影响［1113］$在大量的关于核材料的理论模拟中，已有的主体的理论研究工作均在经验分子动力学和经典蒙特卡罗的构架中开展，缺少对电子激发效应的考虑$为在理论模拟中考虑电子激发效应，提出了双温度模型的理论模拟方案*16*和含时的紧束缚动力学方法［17］，但前者未考虑真实的量子态，后者采用单S态的紧束缚动力学研究离子辐照中的电子阻止本领，获得了较好的结果，但无法研究辐照时处于电子激发态下材料的结构演化规律，也不能计算材料的其他物理性质$本文发展W体系的紧束缚势模型，在该势模型中，离子间的相互作用包含量子力学力，同时引入描述电子在不同激发态分布的电子熵。

聚变堆第一壁验证试验首次成功
李韡（译）;闫淑敏（校）
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2008(000)010
【摘要】【日本《原子能产业新闻}2008年9月4日报道】2008年8月28日，日本原子能研究开发机构（JAEA）宣布，为国际热核聚变实验堆（ITER）研究开发的、试验用再生区第一壁的实际规模模型制作与性能验证试验在世界上首次取得成功。

【总页数】1页(P32)
【作者】李韡（译）;闫淑敏（校）
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TL627
【相关文献】
1.聚变堆与聚变堆材料／流动液态锂第一壁的物理可行性研究 [J], 邓柏权;黄锦华;严建成
2.聚变堆螺旋流道液态第一壁流动稳定性分析 [J], 张世超;孟孜;倪木一;梁参军;蒋洁琼
3.聚变堆第一壁连续W/Cu梯度材料的热工性能优化 [J], 赵永强;黄生洪;汪卫华
4.聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究 [J], 叶小彬;何志海;潘必才
5.前混合磨料射流切割聚变堆第一壁钨材料研究 [J], 王岩;张西洋;周自波;姚达毛
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

“人造太阳”ITER核心部件首件中国制造完成作者：陈科来源：《科学导报》2022年第77期科学导报讯 11月22日，中核集团核工业西南物理研究院传出消息，全球最大“人造太阳”核心部件研制取得重大进展：国际热核聚变实验堆（ITER）增強热负荷第一壁完成首件制造，其核心指标显著优于设计要求，具备了批量制造条件。

这标志着中国全面突破“ITER增强热负荷第一壁”关键技术，实现该项核心科技持续领跑。

探索开发聚变能源的ITER，由中国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯、美国7方共同参与建造，被誉为全世界最大的“人造太阳”，是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。

我国承担了其中约9%的任务。

增强热负荷第一壁直接面对芯部1亿摄氏度高温等离子体，是ITER最关键的堆芯部件，涉及聚变堆建设的核心技术。

此前，中国掌握的该项技术率先通过国际认证。

科技部中国国际核聚变能源计划执行中心主任罗德隆在线上致辞中对完成该项目首件制造表示祝贺。

他表示，我国“第一壁”团队多年来付出巨大的努力，做了大量卓有成效的研发工作，取得了巨大成就，在这些工作中，我国不仅自主掌握了工艺原理并突破技术，也为ITER 计划提供了重要的“中国智慧”和“中国方案”。

在中国国际核聚变能源计划执行中心指导下，中核集团核工业西南物理研究院承接ITER 增强热负荷第一壁全尺寸原型件研制，科研团队在成功批量制备增强热负荷手指部件后，与贵州航天新力科技有限公司通力合作，解决了一系列技术难题，成功完成部件的焊接装配。

核工业西南物理研究院研发团队负责人谌继明表示，由我国团队领先国际完成首件制造，再次为ITER关键部件的研发取得实质性工程突破，也标志着我国郑重履行了国际承诺。

首件见证仪式结束后，中核集团核工业西南物理研究院与中国航天科工集团第十研究院签订战略合作协议。

双方将发挥各自优势，促进核工业和航天工业的深度融合，不断拓展合作领域、建立常态化的合作机制。

专利名称：一种有效缓解热量集中的聚变堆偏滤器穿管型组件专利类型：发明专利
发明人：李强,彭吴擎亮,秦思贵,史英利,罗广南,刘国辉,陈镇,谢春意,王万景
申请号：CN202111511200.X
申请日：20211203
公开号：CN114203313A
公开日：
20220318
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明公开一种有效缓解热量集中的聚变堆偏滤器穿管型组件，包括有位于外围且用于与等离子体接触的铠甲块，铠甲块的内部开有通孔，其中通孔形状为椭圆形，或者跑道形，或者矩形，或者圆角矩形；冷却管通过穿过这些通孔将铠甲块逐一串联，冷却管的内部开有流道，流道截面为椭圆形，或者跑道形，或者圆形，或者矩形，或者圆角矩形；冷却管流道内安装有增强换热效率的扰流结构，扰流结构可以采用螺旋结构或内肋结构。

本发明能够有效缓解偏滤器面向等离子体部件中的热量集中效应，降低组件的热应力和累积塑性应变，从而提高面向等离子体部件在聚变堆内的服役寿命，比较适合应用于需要承受10‑20MW/m2热负荷冲击的托卡马克实验装置和未来聚变堆的偏滤器中。

申请人：中国科学院合肥物质科学研究院,北京安泰中科金属材料有限公司
地址：230031 安徽省合肥市庐阳区三十岗乡古城路181号
国籍：CN
代理机构：北京科迪生专利代理有限责任公司
代理人：李晓莉
更多信息请下载全文后查看。

第29卷 第7期2010年7月中国材料进展MATER I A LS CH I NAV ol 29 N o 7Ju l 2010收稿日期:2009-11-09基金项目:国际热核聚变实验堆计划(ITER )专项资助项目(2009GB106000);国家自然科学基金资助项目(50871009)通信作者:吕广宏,男,1969年生,教授,博士生导师磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展吕广宏1,罗广南2,李建刚2(1 北京航空航天大学物理科学与核能工程学院,北京100191)(2 中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)吕广宏摘 要:核聚变能是潜在的清洁安全能源,其最终的实现对中国能源问题的解决尤其重要。

磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。

磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题:高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。

其中关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用(P l as m a W all Interacti ons ,P W I)过程和机理的深入理解。

P W I 现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面以外的边界等离子体(又称为刮削层,S crapped O ff Layer ,SOL)和直接接触SOL 的面对等离子体材料(Plas m a Faci ng M ateri als ,PF M )区域内。

因此,P W I 问题直接决定了聚变的装置运行安全性、壁材料部件研发进程和未来壁的使用寿命。

弄清P W I 的各种物理过程和机理并施以有效的控制,是未来核聚变能实现的重要环节之一。

对P W I 国内外研究现状进行了详细的总结评述,并阐述了P W I 的未来发展趋势和亟待解决的问题。

关键词:磁约束核聚变;托卡马克;等离子体与壁相互作用中图分类号:O 4-1 文献标识码:A 文章编号:1674-3962(2010)07-0042-07Research Progress on Plas ma W all Interactions i n aM agnetic Confine m ent Toka makL Guanghong 1,LUO Guangnan 2,LI Jiangang2(1 D epart m ent o f P hy sics and N uclear Energy Eng i neering ,Be i hang U n i v ersity ,Be iji ng 100191,Ch i na)(2 Institute o f P l a s m a Physics ,Chinese A cadem y o f Sc iences ,H e fe i 230031,Ch i na)Abstrac:t Fus i on energy is a po tentia l c lean and safe energy resource ,and its rea liza ti on w ill play a key ro le on the ene rgy resource requ irem en t i n Ch i na .A t present ,the m agneti c confi nem en t T okam ak is conside red as the m o st p rom isingm ethod to rea lize t he contro lled t her m onuc lear fusi on .H o w ever ,t w o bo ttleneck proble m s ex i st f o r T oka m ak .O ne is how to produce the h i gh pa ram eter steady sta te p l as m a ,and t he other is ho w to choo se the key m a teria ls i n T oka m ak asw e ll as t he f u t ure reac t o r .U nderstandi ng o f process and m echan is m for P l as m a W a ll Interaction (PW I)is generall y though t as a necessary w ay to so lve the m ate ria l prob l em.PW I i s also rega rded as one of the key issues for the success o f Inte rnati ona l T her m onuc l ea r Experi m enta l R eactor (I TER ),because it d irec tly de ter m i nes safe ty of the ITER ope ra ti on ,R&D pro ce ss o f wa llm ate rials ,and the life cy cle o f future w a ll i n I TER.In t h is paper ,w e rev ie w the recent progress in PW I ,and f u rt her e l uc i date its deve lop m en t and the key proble m s we have to face i n the future .Key w ords :m agnetic confi ne m ent nuc lear fusi on ;tokam ak ;p l as m a w a ll i nte raction1 前 言随着化石能源的枯竭,人类面临着严重的能源危机。

国际热核实验堆第一壁材料CuCrZr合金及其与不锈钢焊接接头的力学性能刘丹华;谌继明;吴继红;闫得胜【期刊名称】《机械工程材料》【年(卷),期】2009(033)003【摘要】将经过真空熔炼、铸造、热轧后的国际热核实验堆(ITER)第一壁中所使用的CuCrZr合金进行960～1040℃固溶处理后,分别在475℃和580℃进行时效处理;对CuCrZr合金的力学性能进行测试,对显微组织进行观察;将CuCrZr合金与316L不锈钢进行热等静压(HIP)焊接,对焊接接头组织与性能进行了研究.结果表明:该合金经时效处理后硬度和强度较固溶态都有明显的提高,尤其是475℃保温3 h 的时效强化效果最为明显,但合金晶粒发生了明显的长大,伸长率也明显降低.CuCrZr合金和316L不锈钢焊接接头性能良好,但在界面附近的晶粒尺寸差别较大,同时还有脆性相析出.【总页数】4页(P46-49)【作者】刘丹华;谌继明;吴继红;闫得胜【作者单位】核工业西南物理研究院聚变所,四川,成都,610041;核工业西南物理研究院聚变所,四川,成都,610041;核工业西南物理研究院聚变所,四川,成都,610041;中国科学院金属研究所,辽宁,沈阳,110016【正文语种】中文【中图分类】TG146.1【相关文献】1.国际热核试验堆第一壁材料的研究进展 [J], 丁孝禹;李浩;罗来马;黄丽枚;罗广南;昝祥;朱晓勇;吴玉程2.国际热核实验堆的建造与聚变堆材料研究 [J], 许增裕3.国际热核实验堆的建造与聚变堆材料研究 [J], 许增裕4.磁约束可控热核聚变堆中的第一壁材料钨的研究状况和面临的若干问题 [J], 丁文艺;何海燕;潘必才5.全国人民代表大会常务委员会关于批准《联合实施国际热核聚变实验堆计划建立国际聚变能组织的协定》、《联合实施国际热核聚变实验堆计划国际聚变能组织特权和豁免协定》的决定 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

核聚变堆包层结构材料研究进展及展望徐玉平;吕一鸣;周海山;罗广南【期刊名称】《材料导报》【年(卷),期】2018(032)017【摘要】随着人类对能源需求的增加,核聚变能的发展越来越受到人们的关注.材料问题是目前限制聚变能发展的一个重要因素.包层是实现能量转换、氚自持及辐照屏蔽的主要部件,满足包层结构材料苛刻环境要求的结构材料的开发及性能检测成为目前研究的热点.以低活化铁素体马氏体(RAFM)钢为代表的包层结构材料已发展多年,然而依据中国聚变能发展路线图,CFETR一期包层结构材料的中子辐照水平可达到约10 dpa,在二期达到约50 dpa,目前没有材料能满足包括抗辐照损伤在内的苛刻环境要求并能满足工程建设需求.低活化铁素体马氏体钢是目前包层结构材料的首选候选结构材料,国内外已开发了多个牌号的低活化品种并具备了丰富的材料基础数据库,然而低活化钢的工作温度区间严重受限,高温蠕变及抗辐照能力无法满足CFETR二期及未来聚变堆的要求.为解决传统RAFM钢的不足,提出了两条思路:一种是添加氧化物弥散相以有效提高高温蠕变强度,其中又以制备过程中是否涉及机械合金化可进行进一步的区分;另一种思路是基于热力学模拟计算,优化RAFM钢化学成分并进行多轮热机械处理以增加MX相密度.其中,机械合金化制作的氧化物弥散强化钢(ODS钢)的性能最佳,但受限于机械合金化法,成本高且效率低.非机械合金化ODS钢与优化的RAFM钢的性能接近机械合金化ODS钢,成本远远低于机械合金化ODS钢且制备效率高,大批量制备技术相对容易.除了铁基材料外,钒合金及碳化硅复合材料在多方面展现了优势,长期以来都是研究人员关注的热点.钒合金的热蠕变和氦脆导致温度上限低并且与氢同位素兼容性不好,碳化硅复合材料的规模化生产及连接技术仍存在困难,这些缺陷限制了钒合金与碳化硅复合材料的发展,使之在现阶段无法满足应用需求.面向更高辐照水平的示范堆及商用堆,目前已有的包层结构材料可能无法满足需求.根据目前很有限的研究数据,非晶材料及高熵合金的工程应用还非常遥远:一方面需要借助材料设计和制备的新理念、新方法不断挖掘现有材料的性能潜力,另一方面应重视具有潜在优势的复合块状非晶材料及低活化高熵合金等新型材料的研发.本文依据中国磁约束聚变材料路线图草稿,对RAFM钢、机械合金化制备的ODS钢,钒合金以及碳化硅复合材料的发展进行了综述,对最近几年兴起的改良RAFM钢、非机械合金化制备的ODS钢等新型候选结构材料进行了介绍,并对具有更佳性能的先进结构材料种类进行了展望.【总页数】10页(P2897-2906)【作者】徐玉平;吕一鸣;周海山;罗广南【作者单位】中国科学院等离子体物理研究所,合肥 230031;中国科学院等离子体物理研究所,合肥 230031;中国科学技术大学,合肥 230026;中国科学院等离子体物理研究所,合肥 230031;中国科学院等离子体物理研究所,合肥 230031;中国科学技术大学,合肥 230026【正文语种】中文【中图分类】TG142;TG146【相关文献】1.扩散连接技术在核聚变反应堆包层模块制造中的应用 [J], 刘晨曦;刘永长;周晓胜;马宗青;王颖;李会军;杨建国2.国际热核聚变堆实验增殖包层模块设计 [J], 王少华;黄洪文;曾和荣;刘志勇3.核聚变堆用氚增殖剂材料及其制备技术的研究进展与发展趋势 [J], 王昊;李广忠;葛渊;刘波;林黎蔚;杨保军;李亚宁;荆鹏4.核聚变堆用结构材料的研究进展 [J], 徐杰;李荣斌5.核聚变堆用结构材料的研究进展 [J], 徐杰;李荣斌因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

聚变堆第一壁涂层材料
邹从沛
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1991(12)6
【摘要】由于使用低Z涂层材料可使传统的结构材料和技术保持不变并能降低等离子体杂质,因而为设计提供了灵活性。

低Z涂层可由元素Be,B,C,Al,Ti,V及其化合物中选择。

文中介绍了涂层工艺和评价方法。

添加约10wt%SiC的热解碳几乎能完全抑制化学溅射。

60块C+SiC涂层石墨砖在DoubletⅢ托卡马克的整个照射期间性能令人满意。

【总页数】5页(P36-40)
【关键词】聚变堆;第一壁;涂层材料;材料
【作者】邹从沛
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL627
【相关文献】
1.聚变堆与聚变堆材料／流动液态锂第一壁的物理可行性研究 [J], 邓柏权;黄锦华;严建成
2.聚变堆第一壁C+SiC涂层微观结构研究 [J], 潘英;高棣华;卢怀昌;;;
3.聚变堆第一壁TiC涂层材料研究(英文) [J], 李云贵;邹从沛;;;
4.聚变堆第一壁TiC涂层材料研究 [J], 李云贵;邹从沛;;;
5.聚变堆第一壁涂层材料TiC和TiN的残余应力研究 [J], 邱绍宇
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。