刘 凤，罗广南，李 强，王万景

（中国科学院 等离子体物理研究所，安徽 合肥 230031）

钨在核聚变反应堆中的应用研究

刘 凤，罗广南，李 强，王万景

（中国科学院 等离子体物理研究所，安徽 合肥 230031）

钨（W）是聚变实验堆及示范（DEMO）堆中面向等离子体材料（PFM）的首选。目前国际热核聚变试验堆（ITER）的偏滤器采用钨/铜结构；大型托卡马克如JET、ASDEX-U、WEST均进行了基于W-PFM的材料研发及应用。我国已具备研制类ITER钨/铜偏滤器的能力；成功升级的EAST上偏滤器为等离子体的长脉冲高约束运行提供了有力保障。未来DEMO堆的偏滤器及第一壁设计多基于W-PFM。W-PFM研究必须缓解或消除强流等离子体、高热流及中子辐照损伤问题。合金化/弥散粒子掺杂/纤维增韧是可能改变W-PFM热/力学以及抗辐照性能的有效手段；智能钨合金等亦具有发展前景。

钨材料；面向等离子体材料；聚变堆

0 引言

受控热核聚变通过控制燃料氘-氚粒子聚变反应输出能量，是极具前景的清洁安全能量来源。造福人类的聚变能开发必须实现高密度高温等离子体的稳态运行。面向等离子体材料（Plasma-facingmaterial，PFM）作为高温等离子体外围的第一道屏障，其耐高束流低能等离子体（包括D/T/He粒子）、稳态热流（～10MW/m2）与瞬态热冲击（～GW/m2）、高能14MeV聚变中子辐照的能力是等离子体高参数稳态运行的保证。目前，完全满足要求的PFM并不存在；钨（W）具有高熔点、高热导率、低溅射率、低燃料滞留与低中子活化等优良特性，是折衷选择后最受瞩目的PFM。本文将介绍W-PFM在目前聚变装置中的使用现状、未来聚变示范（DEMO）堆钨基面向等离子体部件（Plasma-facing components，PFCs）的运行特点及钨在DEMO堆中应用的挑战，并展望几类目前正在研发的新型聚变堆用钨材料，希望能对我国高性能钨基PFMC研制起到促进作用。

1 聚变堆中钨的使用工况及性能要求

图1 典型聚变托卡马克装置及其第一壁/偏滤器结构Fig.1 A typical fusion Tokam ak and itsplasm a facing com ponents: firstwalland divertor

在聚变堆中，钨材料主要用于包层第一壁和偏滤器的面向等离子体侧（图1）[1]。作为直接面向等离子体材料，钨在堆内服役时将受到粒子、光和热能的多重作用[4]。按照等离子体的运行状况，可分为稳态服役条件和非稳态服役条件。在等离子体稳态运行时，偏滤器靶板钨需经受束流密度高达1024m2/s的D/T等离子体辐照，同时受到10MW/m2左右稳态热流冲击。等离子体形成的边界局域模（Edge localized modes，ELMs）产生的高热流也将以稳定的频率作用于靶板上。非稳态运行工况则主要为等离子体发生垂直位移（Vertical displacement events，VDEs）和破裂时带来的高热负荷作用。表1展示了ITER在D-T运行阶段PFCs的服役工况[5-7]。

表1 ITER在D-T运行阶段PFCs的服役工况[5-7]Tab.1 Service conditionsof ITER during D-T PFCs

由表1可见，面向等离子体部件面临着严峻的高热流与多种强粒子流辐照作用。在该服役环境下，钨及其合金作为PFM的性能需求是多方面的。高热流要求其具有高导热、高温强度高、抗热震、与热沉材料连接性能好等优点；多种强粒子流辐照则要求其耐D/T/He等离子体耐刻蚀、低燃料粒子滞留、低中子辐照脆化与活性等性能。热与粒子的协同耦合作用又使其对W-PFM的性能要求变得错综复杂，亟待开展多方面的研究。

2 钨基面向等离子体材料在聚变实验堆中的应用

利用当前聚变实验堆开展W-PFMC服役行为研究，不仅能较好地预测W-PFMC在聚变DEMO堆中服役行为，而且能获得在W-PFM条件下的高参数等离子体控制运行经验。目前国际上几大主要聚变实验堆中W-PFMC的开发与应用如下。

2.1 钨材料在聚变实验堆中的应用现状

钨在目前在建最大的国际热核聚变托卡马克ITER[2]中主要应用于偏滤器部位（图1）。ITER偏滤器具有主动冷却结构，由内偏滤器、外偏滤器、穹顶及其他附属结构组成。根据ITER器壁的热负载分布，ITER原计划在D-T运行之前，在等离子体直接轰击的内、外偏滤器靶板区域采用高性能碳纤维复合材料（Carbon fiber composite，CFC），其他部位采用纯钨；考虑到燃料氚会大量滞留在CFC中影响装置运行安全，D-T运行时采用全钨偏滤器[8]。随着部件制备技术的成熟和为减少经费支出，最终ITER在2013年决定从D-D放电阶段开始即采用全钨偏滤器结构[3]。偏滤器冷却采用技术成熟的水冷方式，热沉选用高热导率的CuCrZr。ITER偏滤器W/Cu水冷部件有两类（图2）：一种是“穿管型”的Mono-block结构[9]，用于较高热流的内、外偏滤器靶板区域；另一种是多层复合的“平板型”结构[10]，用于热流较低的穹顶和反射板区。为减少钨与热沉铜因热膨胀系数相差大在高热流循环加载时界面产生疲劳裂纹，需添加纯铜作为应力缓释层。ITER钨/铜Monoblock和平板型结构部件高热负荷测试验收标准分别为：承受住5 000次10MW/m2+300次20MW/m2[9]和1000次3MW/m2+1000次5MW/m2的高热负荷[10]。

图2 ITERM ono-block和平板型W/Cu PFC示意图Fig.2 A schematic diagram ofW/Cu M ono-block and Flat-type plasma facing components for ITER

ASDEX从1999年开始逐步将其石墨壁升级为石墨基钨涂层壁，历时十年成为现今唯一的全钨金属壁聚变装置（图3（a））[11]。根据装置中不同部位溅射速率不同，第一壁主要在细晶石墨上采用PVD（Physicalvapor deposition）方法沉积厚度为4μm的钨涂层，偏滤器部位则采用VPS（Vacuum plasma spraying）制备的厚度为200μm的厚钨涂层。然而VPS钨瓦在装置中10MW/m2的热流加载下出现大块脱落（裂纹沿平行于表面拓展），严重影响等离子体放电，最后偏滤器部位更换为磁控溅射与离子注入联合技术（Combinedmagnetron sputtering and ion implantation，CMSII）制备的厚度为10μm钨涂层。CMSII制备时因为高能离子（数十千电子优特）注入促进了沉积并缓解了生长晶体的内应力[12]，故能长成较厚涂层。

JET于2011年也完成了其类ITER壁材料改造（无主动水冷）（图3（b））[13-14]，打击点区域采用块状钨，偏滤器其他部位则在CFC上涂覆钨层。该钨层[12]同样采用CMSII技术制备，厚度为10-20μm。由于CFC在垂直于纤维编织面的热膨胀系数为（10-12）×10-6/K，而W的热膨胀系数仅（4-5）×10-6/K，因此中间层采用厚度为2-3μm的钼（热膨胀系数7.2×10-6K）以缓解高热负荷时的热应力。

图3 钨材料在国际大型托卡马克装置中应用示例Fig.3 RepresentativeapplicationsofW material in current large tokam aks in theworld

法国的Tore Supra托卡马克具备了主动水冷PFC技术和长脉冲等离子体放电经验，于2012年底更名为WEST（Tungsten（W）environment in steadystate tokamak），将其原环形限制器位型改为D形偏滤器位型，以考察在类ITER长脉冲高约束等离子放电高热流加载条件下钨基PFMC的行为[16-17]。WEST钨偏滤器设计与ITER类似，规模约为ITER的15%；具有与ITER相同的热工水力条件（水冷压强和温度分别为3.3MPa和100℃）。同时WEST还具备考察其他设计细节的能力，如用于减少热流的钨模块倒角结构设计、不同钨基材料等。改造后（图3（c））的首次等离子体放电已于2016年年底获得[15]。

2.2 EAST钨/铜偏滤器部件的研发

EAST超导托卡马克从2006年运行开始即采用具有主动水冷的偏滤器结构，以与等离子体相容性好且具有优良抗热震能力的石墨瓦为PFM。随着近年EAST长脉冲高参数放电运行要求对加热功率的提升，偏滤器靶板部位的稳态热负荷将达到10MW/m2，螺栓连接的石墨瓦不再满足要求。通过与安泰科技股份有限公司和及西安交通大学合作（攻克W/Cu-PFC热等静压制造和检测技术），中国科学院等离子体物理研究所于2014年完成了EAST上偏滤器改造（图4（a）），开发的类ITER全钨偏滤器已成功用于EAST偏滤器物理实验[18-19]。该偏滤器采用模块化设计，每模块水平占位4.5°，共由80块模块组成。如图4（b）展示了EASTW/Cu模块实物。每个模块均由内、外靶板和拱顶组成，内、外靶板的打击点区域采用Mono-block型部件，而靶板的缓冲板和拱顶区域采用平板型部件。钨材料是ITER级别纯钨（即W质量分数不小于99.94%，C、O、N等含量质量分数均不超过0.01%），在2 000℃氢气氛围中烧结和1 100℃热轧（压下率～70%）后退火板材，具有椭盘状晶粒。为了保证部件的热导率以减少材料开裂，Monoblock钨块的面向等离子体面与轧制方向垂直。如图4（c）分别为热等静压工艺制备的Mono-block型钨铜串和平板型钨铜片。据统计，EAST上偏滤器共使用了720串钨铜串（15 000块钨铜块）和240个平板模块（24 000片钨铜片）。EASTMono-block的热疲劳接收标准是承受住1 000次10MW/m2的热循环，而平板型部件的标准是1 000次5MW/m2，试验水速均为4m/s。部件连接界面无损检测接收标准为缺陷不得大于2mm。该钨/铜偏滤器部件为2016年EAST“超过60 s的完全非感应电流驱动（稳态）高约束模等离子体”的获得提供了有力保障[20]。

图4 （a）2014年升级后的EAST内部结构全局图；（b）EASTW/Cu-PFC模块实物；（c）热等静压工艺制备的M ono-block型钨铜串和平板型钨铜片Fig.4 （a）Grandview of thewhole PFMC for EAST since2014；（b）W/Cu-PFC Cassete Body（CB）；（c）ITER-likeW/Cu M ono-block and flat-type PFUs fabricated by Hot Isostatic pressing（HIP）

3 DEMO堆钨基面向等离子体部件设计

3.1 DEMO堆运行特点

为保证聚变能输出，聚变示范堆DEMO及商业运行堆需在准稳态运行。D-T等离子体放电时间与整个装置运行时间比值（即占空比）需大于50%[21]。DEMO堆中聚变中子在壁材料上的入射通量极大，以服役5年计算，铁基材料中的辐照损伤能达80-100 dpa，钨中辐照损伤约20-30 dpa量级[22]。由于中子辐照带来元素活化问题，DEMO堆选材以低活化材料为主。此外，为保证PFC的安全运行，DEMO堆中非正常瞬态高热流加载事件（如等离子体破裂）需完全得到抑制，稳态运行时的边界局域模热加载也需减少在材料的开裂阈值以下。DEMO堆与ITER的运行工况对比见表2。

表2 国际热核聚变堆ITER与DEMO堆运行工况对比Tab.2 Operating conditionscom parison of ITER and DEMO

3.2 基于钨材料的DEMO第一壁与偏滤器设计

金属钨因具有良好的耐等离子体刻蚀（溅射阈值高）、低燃料滞留和低中子活化，是欧洲DEMO第一壁的首选材料[21]。尽管聚变中子辐照带来严重材料损伤（2-5 dpa/fpy），耐等离子体刻蚀仍然是钨第一壁寿命的决定性因素[1，4-5]。耐刻蚀要求钨壁厚度增加，然而过厚的钨壁吸收过多中子可能影响包层的氚增殖率[23]，因此钨壁厚度需综合考虑。DEMO堆中钨第一壁的厚度拟设计为～2mm[24]。

偏滤器是DEMO堆中排出等离子体热流极为关键的部件。由于中子辐照带来钨壁与铜热沉热导率损失，采用ITER的水冷W/Cu Mono-block设计其冷却能力将下降～50%；若采用低活化钢取代铜合金，钢的低热导（如Eurofer：～30W/m/K）将同样导致冷却效率严重降低[1，25]。目前DEMO的偏滤器概念设计中[25-26]，主要包括水冷（～150℃）和He冷（～600℃）两种方案，均拟具备承受稳态运行10MW/m2和瞬态20MW/m2最高热负荷加载的能力。水冷方案（图5（a））在ITER偏滤器基准上优化材料与热工设计[25]，仍采用钨作为PFM以及高热导、中子辐照活化适中的铜合金为热沉；其为欧洲DEMO堆偏滤器的首选方案。He冷方案（图5（b））采用模块化指状设计[26]，以10MPa He气喷射冷却；因冷却介质温度较高，具有较高热导率的钨将作为热沉承担结构功用，因此必须考虑钨的本征脆性（高韧脆转变温度DBTT：～500-600℃）及中子辐照下DBTT升高问题。

图5 DEMO偏滤器的两种设计方案Fig.5 Representativewater-and He-cooledmodular diverter designs for DEMO

4 钨在DEMO堆中应用的挑战

4.1 钨材料的中子辐照效应

中子辐照给钨带来活化、元素嬗变与位移损伤、热物理与力学性能下降系列问题[5]。辐照钨的活化可从短期和长期两方面考虑。短期活化问题主要源自稳定的钨同位素，其衰变热需要在停堆后进行数周的主动冷却方能带走；而高活性的嬗变产物186 Re则限制了钨的服役寿命；长期活化主要源自钨中的杂质元素。以100mSv/h为材料可循环利用标准，中子辐照钨需放置50年才能回收利用。钨在DEMO堆中的元素嬗变与中子壁加载情况及中子能谱有关。以第一壁平均中子加载为2MW/m2计算，钨（100%W）在DEMO堆中服役5个满功率年后其成分将变为94%W，3.8%Re，1.4%Os，0.8%Ta（图6（a））[27]。除了嬗变产物，中子辐照还将在钨中产生大量位错、空洞等微观缺陷。在低辐照损伤时，该类损伤即导致钨材料中燃料粒子滞留量显著增加。此外，中子辐照亦使得钨热导率降低，且在低温时（＜750℃）下降更为明显（图6（b），与可回复的辐照缺陷有关[28]。DEMO堆中钨的服役温度较高，然而嬗变元素在高温时并不能回复，其导致的热学性能退化仍值得关注。中子辐照导致钨材料变脆，韧脆转变温度（DBTT）升高。考虑到辐照脆化在低温（＜0.3 Tm）时更为显著，钨基PFM需运行在较高温度以减少表层开裂。

图6 纯W中子辐照下的（a）元素嬗变[27]和（b）热导率变化[28]Fig.6 A schematic diagram ofW/Cu M ono-block and Flat-type plasma facing components for ITER

4.2 钨在高热流加载下的行为

考虑到中子辐照下钨的热导率下降和材料脆化，DEMO堆中将通过优化偏滤器结构（如雪花型/ Super-X偏滤器）、控制等离子体脱靶等手段将钨表面稳态热负荷控制在≤10MW/m2[21]。因此开展中子辐照下的小模块W-PFU高热负荷实验是下一步研究重点。此外，虽然DEMO堆中等离子体垂直位移或突然破裂事件将得到完全抑制，然而对钨材料开展非正常瞬态热流加载下的行为研究仍具有重要意义。目前认为[5]，当中等流强（～MJm-2）的热流加载时，钨表面极易开裂甚至出现局域熔化；当能流增大，钨熔体开始蒸发；继续增大热流钨熔体将开始剧烈沸腾，导致熔滴溅射。钨材料的熔化阈值及熔体形成与材料的热导率密切相关。孔隙率高的钨材（如VPSW）及钨合金热导率通常偏低。二相粒子的添加亦对钨熔体行为产生影响，如镧钨中因为低熔点的La2O3（Tm=2 305℃）颗粒优先熔化/蒸发吸收了大量热量，降低了熔体温度，因而能抑制钨熔体中气泡沸腾[29]。

4.3 钨材料的氘氚等离子体辐照

尽管边界燃料氘氚粒子（简称“H”）的能量一般仅数十电子优特，远低于其在钨中造成原子离位损伤所需要的阈值能（～940 eV[30]）；然而高束流高剂量（＞1022D/m2/s，＞1025-1026D/m2）H等离子体辐照时，钨表面极易起泡[30-32]。气泡形状各异，以微米尺度的平台状气泡和亚微米尺度的圆顶状气泡为主。采用FIB切割观察截面发现[31]，圆顶状气泡下钨浅表层中存在严重的晶格扭曲变形或开裂，而平台状气泡下通常能看到晶界开裂。进一步研究表明[33]，钨表面起泡具有晶粒取向依赖性，极易在法向平行于[111]的晶粒内形成；这可能与BCC结构的钨在[111]方向原子面密度最低，注入粒子比例大有关。此外，Jia等[34]采用高分辨电镜对具有（111）晶面的晶粒内的平台状气泡观察发现，该类气泡具有规整的多边形结构，EBSD分析气泡边延展方向通常与[110]或[112]垂直；因此其指出钨表面起泡主要为位错在滑移面{110}或{112}上沿滑移方向[111]运动产生塑性形变。由此可见，通过优化织构可提高氘氚粒子辐照下钨材料抗表面起泡行为。

燃料H滞留是钨材料氘氚等离子体辐照下的另一个关注点。中子辐照缺陷在钨晶格中相当于能阱，对间隙位扩散的H存在强的捕获作用，将影响材料中的H滞留。研究者采用W、Fe、Ne等重离子及裂变中子对钨进行辐照然后开展滞留研究表明[35-36]，H在辐照钨中的浓度有随辐照剂量增加趋于饱和的趋势；在温度～230℃时该饱和值最大，约为1%H/W原子比量级（未辐照钨中该值约0.1%）。

4.4 钨材料的He等离子体辐照

钨材料在DEMO堆中等离子体打击点附近面临着强流He等离子体轰击。由于He不溶于钨且很容易通过自捕陷（self-trap）方式形成He泡；其聚集于钨浅表层可使钨表面结构形貌发生变化。研究表明[37]，高剂量He等离子体辐照下钨表面形貌演变与粒子能量和表面温度有密切联系：当粒子能量＞20eV，温度为1 000～2 000 K时，钨表面主要以绒毛状结构为主；当温度＞2 000 K时则极易形成孔洞。由于钨在DEMO堆中的服役环境与绒毛状结构的形成条件相当，因此亟须了解其形成机理及抑制其形成条件。实验观测到绒毛生长厚度与辐照时间（或辐照剂量）的平方根成正比[38-39]，表明绒毛形成可能为He原子沿绒毛状多孔纳米结构扩散的过程主导。然而Klaver等[40]认为该机理无法解释钨表面纳米层持续生长为数微米厚度绒毛，因为He原子不可能沿绒毛持续扩散数微米；其基于分子动力学模拟提出了He弹道式穿透多孔绒毛状结构机制。

5 新型钨基材料

可靠的DEMO第一壁及偏滤器部件要求钨具有优异的综合性能，以缓解或消除钨材料的聚变中子辐照脆化、高热流辐照开裂、等离子体辐照起泡及绒毛化等问题。钨材的增韧能缓解钨的辐照脆性、再结晶脆化和低温脆化，从而提高钨在中子/热流/粒子辐照下的性能，因此在新型钨材开发中占据着极为关键地位。此外，事故条件下的智能钨合金正成为新型钨研发的又一亮点。

5.1 钨合金化

BCC金属的塑性形变主要源自具有非平面位错芯的1/2〈111〉螺型位错运动。密度泛函计算指出[41]，合金元素Re的添加改善了位错芯的对称性，降低了晶格点阵对位错运动的阻力（即派纳力），使位错的迁移率增加；同时钨中滑移系统增加，钨的延展性能增加。但Re为稀有元素，且W-Re合金中子辐照时容易生成脆性的沉淀相[42]。目前研究者[43]正试图探寻在钨中不形成脆性相的Ta、V、Ti等元素是否具有增韧效果。

5.2 碳化物/氧化物弥散强化钨

日本H.Kurishita[44]采用MA-HIP-GSMM工艺（即：机械合金化+热等静压烧结+基于晶界滑移的超塑性变形）制备了增韧细粒再结晶（Toughened Fine-Grained and Recrystallized，TFGR）W-（0.25～1.5）%TiC体系。机械合金化W与TiC粉末在HIP烧结过程中往晶界处沉淀析出纳米TiC颗粒（与W晶格K-S共轭），强化弱晶界；高温超塑性变形使烧结坯致密化并继续析出TiC；严格控制O含量，减少脆性相W2C生成；获得的钨材韧脆转变温度可低于室温，同时展现出优异的抗热震和热疲劳性能。该材料的缺点在于制备过程过繁，制备效率低成本高，且很难制备大尺寸部件。近期简化的MA-GSMM工艺[45]同样可制备具有TFGR微结构的W材；且制备工序减少，经济效益提高。此外，其开发的W-TaC体系因为TaC的晶界强化效果较TiC差，DBTT仍较高；但是该材料的热稳定性更好[45]。

国内Xie等[46]同样基于界面调控思想，通过添加微量纳米ZrC颗粒强化晶界/相界提高钨性能。其采用热压烧结（2200℃）与热轧（1650℃）相结合成功制备了具有室温延展性、高强度（582MPa/500℃）、高延展性（TE～41%/500℃）和低韧脆转变温度（DBTT～100℃）的大尺寸（～10 kg/块，8.5mm厚）W-Zr-C合金板材。对材料的微结构分析表明，其高强高韧性的原因有：（1）细化的晶粒提高了材料的强度及塑性；（2）晶界处ZrO2的形成，消耗掉了杂质元素O，净化了晶界，提高韧性；（3）晶粒内的ZrC钉扎位错，提高强度；（4）大量纳米级第二相与钨基体形成共格界面，增强晶界结合力，强化晶界，提高其低温韧性。

5.3 钨纤维增韧钨复合材料

钨纤维增韧钨的思想主要基于两点：一是由于基体与钨纤维之间界面的存在，导致基体中主裂纹拓展路径偏转、界面控制脱黏、纤维桥联、拔出消耗能量；二是具有纤维组织的钨纤维强度极高（＞2.5GPa）且延展性好，其通过自身塑性变形能吸收大量能量[47-48]。值得一提的是，前者基于界面开裂的增韧在中子辐照或高温下仍将发挥重要作用，因其不依赖于材料的塑性形变。目前制备工艺主要有化学[49-50]和粉体烧结[51-52]两大类。化学气相沉积或化学气相渗透制备时反应温度低（＜600℃），能较好地保存纤维性能和界面完整性；但在制备大尺寸高致密钨块材方面仍需进行摸索。烧结工艺包括热等静压（HIP）和放电等离子体（SPS）烧结；由于处理温度较高（＞1 300℃），需考虑钨丝是否发生再结晶及再结晶钨丝的增韧效果[53]；此外制备具有一定厚度的耐高温均匀界面层亦极为关键[51，54]。

5.4 自钝化钨基合金[52，55]

堆失冷事故时，第一壁表面温度因中子辐照后元素衰变放热在数天内能超1 000℃；空气进入真空室后，钨表面氧化将形成易挥发且高放射性的WO3。按第一壁温度1 000℃，壁面积1 000mm2计算，WO3的蒸发速率高达10～100 kg/h。因此，研究人员试图开发出智能钨合金，在聚变堆正常运行时，合金元素因为原子序数低优先被等离子体溅射而贫化，钨合金浅表层如同纯钨一样与等离子体相互作用；而当发生堆失冷事故时，合金元素能迅速氧化形成致密保护层，阻碍WO3的形成。Cr、Ti、Si、Y等元素具有低中子辐照活化、易氧化形成结合力强的保护层等优点，研究发现，该些合金元素的加入使得钨表面的氧化速率显著降低；其中W-Cr-Y体系（W含量原子分数＞70%）的自钝化效果最为明显，较纯钨时WO3形成速率降低约4个量级。

6 结语

近五十年来，聚变研究表明钨是最具前景的面向等离子体材料。目前我国已具备研制类ITER钨/铜偏滤器的能力；成功升级的EAST上偏滤器为等离子体的长脉冲高约束运行提供了有力保障。未来DEMO堆的偏滤器及第一壁设计均基于W-PFM。钨材料的中子辐照损伤与活化问题可能使未来聚变堆用钨供不应求。W-PFM研究必须缓解/消除强流等离子体、高热流及中子辐照损伤问题。国际上已采用合金化/弥散粒子掺杂/纤维增韧等手段提高WPFM的热/力学以及抗辐照性能，通过开发智能钨合金提高W-PFM的抗氧化性能；国内研究则主要集中在弥散强化钨合金方面。建议可以在对目前国内的弥散强化钨体系进行充分论证的基础上，选择一到二种具有规模化潜质的方案进行系统研究；同时兼顾其他（如结构改进和自钝化钨合金）先进钨基材料的探索。开展钨材料规模化制备工艺的优化和定型研究，争取在5-10年的时间内创立我国的先进钨基材料品牌；同时积极开展先进钨材料的聚变服役工况性能测试，以此奠定钨材料聚变堆应用的基石并促进我国乃至世界的核聚变能应用发展。

[1] COENEN JW，ANTUSCH S，AUMANN M，et al.Materials for DEMO and reactor applications—boundary conditions and new concepts[J].Physica Scripta，2016（T167）：014002.

[2] ITER organization.The ITER Tokamak[EB/OL].[2017-04-20].

[3] ESCOURBIACF.Design developmentofa fullW divertor for ITER [R].16th International Conference On Fusion Reactor Materials，Beijing，China，2013.

[4] WIRTH B D，NORDLUND K，WHYTE D G.Fusion materials modeling：Challenges and opportunities[J].MRS Bull，2011，36（3）：216-222.

[5] PINTSUKG.Tungsten asaplasma-facingmaterial[A].KONINGSR JM.Comprehensive Nuclear Materials[C].Amsterdam：Elsevier，2012：551-581.

[6] RAFFRAY A R，NYGREN R，WHYTE D G，et al.High heat flux componentsL：Readiness to proceed from near term fusion systems topowerplants[J].Fusion Engineering&Design，2010（85）：93-108.

[7] MAZULI，ALEKSEEVA，BELYAKOVV，etal.Russiandevelopment of enhanced heat flux technologies for ITER firstwall[J].Fusion Engineering&Design，2012（87）：437-442.

[8] FEDERICI G，SKINNER C H，BROOKS J N，et al.Plasmamaterial interactions in current tokamaksand their implications for next step fusion reactors[J].Nuclear Fusion，2001，41（12）：1967-2137.

[9] GAVILA P，RICCARDIB，PINTSUKG，etal.High heat flux testing of EU tungsten monoblock mock-ups for the ITER divertor[J]. Fusion Engineering&Design，2015（98/99）：1305-1309.

[10]ZHAOSX，LIQ，LUOGN，etal.Influence of interfacial oxidation on the high-heat-flux performance ofHIP-manufactured flat-tpye W/Cu plasma-facing components for EAST[J].Fusion Science& Technology，2015（67）：784-791.

[11]NEU R，BOBKOV V，DUX R，et al.Ten years ofW programme in ASDEX Upgrade：challengesand conclusions[J].Physica Scripta，2009（T138）：014038.

[12] RUSET C，GRIGORE E，MAIER H，et al.Development of W coatings for fusion applications[J].Fusion Engineering&Design，2011（86）：1677-1680.

[13]MATTHEWS G F，BEURSKENS M，BREZINSEK S，et al.JET ITER-likewall：overview and experimentalprogramme[J].Physica Scripta，2011（T145）：014001.

[14]MATTHEWSG F，EDWARDSP，HIRAIT，et al.Overview of the ITER-likewallproject[J].Physica Scripta，2007（T128）：137-143.

[15] GIBERT S.WEST gets its first plasma[EB/OL].[2016-12-16]. http://west.cea.fr/Images/astImg/54/WEST_Newsletter16.pdf.

[16]MISSIRLIAN M，BUCALOSSI J，CORRE Y，et al.The WEST project：currentstatusof the ITER-like tungsten divertor[J].Fusion Engineering&Design，2014（89）：1048-1053.

[17] RICHOU M，MISSIRLIAN M，TSITRONE E，et al.The WEST project：validation program for WEST tungsten coated plasma facing components[J].Physica Scripta，2015（T167）：014029.

[18]LUO G N，LIU G H，LIQ，et al.Overview on decade development of plasma-facing components at ASIPP[J].Nuclear Fusion，2017，submitted.

[19] YAO D M，LUO G N，ZHOU Z B，et al.Design，R&D and commissioning of EAST tungsten divertor[J].Physica Scripta，2016（T167）：014003

[20]EAST团队.EAST物理实验实现世界最长稳态高约束模[EB/ OL].[2016-11-03].http://www.ipp.cas.cn/xwdt/tpxw/201611/t20161102 _352924.html.

[21]ROMANELLIF，FEDERICIL H，NEU R，et al.A roadmap to the realization of fusion energy[R/OL].[2013-03-26].http://www.mext. go.jp/b_menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/056/shiryo/attach/__icsFiles/ afieldfile/2013/03/26/1332312_01.pdf.

[22]GILBERT M R，DUDAREV S L，ZHENG S，et al.An integrated model for materials in a fusion power plant：transmutation，gas production，and helium embrittlement under neutron irradiation[J]. Nuclear Fusion，2012（52）：083019.

[23]SAWANM E，ABDOUM A.Physicsand technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle[J].Fusion Engineering&Design，2006（81）：1131-1144.

[24] YU I，FETZER R，BAZYLEV B.Effect of design geometry of the demo firstwall on the plasma heat load[J].Nuclear Materials& Energy，2016（9）：560-564.

[25] YOU JH.A review on two previous divertor target concepts for DEMO：mutual impactbetween structuraldesign requirementsand materialsperformance[J].Nuclear Fusion，2015（55）：113026.

[26]NORAJITRA P，GERVASH A，GINIYATULIN R，et al.Heliumcooled divertor for DEMO：Manufacture and high heat flux tests of tungsten-based mock-ups[J].Journal of Nuclear Materials，2009（386/388）：813-816.

[27] GILBERT M R，SUBLET J C.Neutron-induced transmutation effects in W and W-alloys in a fusion environment[J].Nuclear Fusion，2011（51）：043005.

[28] LINKE J.Plasma facing components and plasma materials interactions[R].16th International Conference On Fusion Reactor Materials，Beijing，China，2013.

[29] YUANY，XUB，LUOGN，etal.Suppression ofcavitation inmelted tungsten by dopingwith lanthanum oxide[J].Nuclear Fusion，2014（54）：083026.

[30]SHUWM，WAKAIE，YAMANISHIT.Blisterburstinganddeuterium bursting release from tungsten exposed tohigh fluencesofhigh flux and low energy deuterium plasma[J].Nuclear Fusion，2007（47）：201-209.

[31] LUO G N，SHUW M，NISHIM.Incident energy dependence of blistering at tungsten irradiated by low energy high flux deuterium plasmabeams[J].JournalofNuclearMaterials，2005（347）：111-117.

[32]LINDIGS，BALDENM，ALIMOVVKh，etal.Subsurfacemorphology changes due to deuterium bombardment of tungsten[J].Physica Scripta，2009（T138）：014040.

[33]JIA Y Z，TEMMERMANGD，LUOGN，etal.Surfacemorphology and deuterium retention in tungsten exposed to high flux D plasma athigh temperatures[J].JournalofNuclearMaterials，2015（457）：213-219.

[34] JIA Y Z，LIU W，LUO G N，et al.Mechanism for orientation dependence of blisters on W surface exposed to D plasma at low temperature[J].JournalofNuclearMaterials，2016（477）：165-171.

[35]ROTH J，SCHMID K.Hydrogen in tungsten as plasma-facing material[J].Physica Scripta，2011（T145）：014031.

[36] LIU F，XU Y，LUO G N，et al.Defect production and deuterium retention in quasi-homogeneously damaged tungsten[J].Nuclear Instruments&Methodsin PhysicsResearch，2015（351）：23-26.

[37]KAJITA S，SAKAGUCHIW，OHNON，etal.Formation process of tungsten nanostructure by the exposure to helium plasma under fusion relevant plasma conditions[J].Nuclear Fusion，2009（49）：095005.

[38] BALDWIN M J，DOERNER R P.Helium induced nanoscopic morphology on tungsten under fusion relevantplasma conditions[J]. Nuclear Fusion，2008（48）：035001.

[39] PETTY T J，BALDWIN M J，HASAN M I，et al.Tungsten fuzz growth re-examined:the dependenceon ion fluence in non-erosive and erosivehelium plasma[J].Nuclear Fusion，2015（55）：093033.

[40]KLAVERK PC，NORDLUNDK，MORGAN TW，etal.Molecular dynamics simulations of ballistic He penetration into W fuzz[J]. Nuclear Fusion，2016（56）：126015.

[41]ROMANER L，AMBROSCH-DRAXLC，PIPPANR，etal.Effectof rhenium on the dislocation core structure in tungsten[J].Physical Review Letters，2010（104）：195503.

[42]TANNOT，FUKUDAM，HASEGAWAA.Microstructuredevelopment in neutron irradiated tungsten alloys[J].Materials Transactions， 2011，52（7）：1447-1451.

[43]WURSTER S，BALUC N，BATTABYALM，et al.Recent progress in R&D on tungsten alloys for divertor structural and plasma facing materials[J].JournalofNuclearMaterials，2013（442）：181-189.

[44]KURISHITA H，ARAKAWA H，MATSUO S，etal.Developmentof nanostructured tungsten basedmaterials resistantto recrystallization and/or radiation induced embrittlement[J].MaterialsTransactions，2013，54（4）：456-465.

[45]KURISHITAH，MATSUOS，ARAKAWAH，etal.Currentstatusof nanostructured tungsten-basedmaterials development[J].Physica Scripta，2014（T159）：014032.

[46] XIE Z M，LIU R，MIAO S，et al.Extraordinary high ductility/ strength of the interface designed bulk W-ZrC alloy plate at relatively low temperature[J].Scientific Reports，2015（5）：16014.

[47]RIESCH J，BUFFIERE JY，HOSCHEN T，etal.In situ synchrotron tomography estimation of toughening effect by semi-ductile fibre reinforcement in a tungsten-fibre-reinforced tungsten composite system[J].ActaMaterialia，2013（61）：7060-7071.

[48]RIESCH J，ALMANSTOTTER J，COENEN JW，etal.Properties of drawn W wire used as high performance fibre in tungsten fibrereinforced tungsten composite[J].IOPConference Series：Materials Scienceand Engineering，2016（139）：012043.

[49]RIESCH J，HO¨SCHENT，LINSMEIERC，etal.Enhanced toughness and stable crack propagation in a novel tungsten fibre-reinforced tungsten composite produced by chemical vapour infiltration[J]. Physica Scripta，2014（2014）：014031.

[50]RIESCH J，AUMANNM，COENEN JW，etal.Chemically deposited tungsten fibre-reinforced tungsten：The way to amock-up for divertor applications[J].Nuclear Materials&Energy，2016，9（c）：75-83.

[51]JASPER B，SCHOENEN S，DU J，etal.Behavior of tungsten fiberreinforced tungsten based on single fiber push-out study[J]. NuclearMaterials&Energy，2016，12（9）：416-421.

[52]COENENJW，MAOY，ALMANSTOTTERJ，etal.Advancedmaterials for a damage resilient divertor concept for DEMO:Powdermetallurgical tungsten-fibre reinforced tungsten[J/OL].Fusion Engineering&Design，[2016-12-19].http://dx.doi.org/10.1016/j. fusengdes.2016.12.006.

[53]RIESCH J，HAN Y，ALMANSTO¨TTER J，et al.Development of tungstenfibre-reinforced tungsten composites towards their use in DEMO—potassium doped tungsten wire[J].Physica Scripta，2016（T167）：014006.

[54] ZHAO SX，LIU F，QIN SG,et al.Preliminary results ofW fiber reinforced W(W f/W)composites fabricated with powdermetallurgy [J].Fusion Science&Technology，2013（64）：225-229.

[55] NER R，RIESCH J，COENEN JW，et al.Advanced tungsten materials for plasma-facing componentsofDEMO and fusion power plants[J].Fusion Engineering&Design，2016（109/110/111）：1046-1052.

Application of Tungsten asa Plasma-facing M aterial in Nuclear Fusion Reactors

LIUFeng,LUOGuangnan,LIQiang,WANGWanjing

(InstituteofPlasma Physics,Chinese Academic Science,Hefei230031,Anhui,China)

Tungsten (W)is considered as the leading plasma-facingmaterial(PFM)for fusion demonstration power plants(DEMO).To date,full-tungsten diverter components are beingmanufactured for the world's largest fusion device-ITER.Other large tokamaks like JET,ASDEX-Upgrade,WEST are also runningwith W-PFMs.An ITET-likeW/Cu diverter has been successfullymanufactured in China and its application in EASTwill provide a strong guarantee to long pulse high-mode plasma operations.The designs of firstwall and diverter for DEMO aremainly based onW-PFM.The application ofW-PFM in DEMO is challenged by the synergistic loads ofhigh flux D/H/He plasma,strong heat flux and high energy neutrons.Alloying,oxide/carbide dispersion or W-fiber toughening are potential solutions to enhance the the performance of W-based materials.Also self-passivating tungsten-based alloysshow promise under reactoraccidentevents.

tungsten;plasma-facingmaterial,fusion reactor

TG146.4+11；TL62+7

A

10.3969/j.issn.1009－0622.2017.02.008

2017-04-05

国家磁约束核聚变能发展专项（2013GB105001，2015GB109001）

罗广南（1964-），男，安徽合肥人，研究员，主要从事聚变材料科学和等离子体物理实验等多学科交叉研究。