徐 杰， 李荣斌

（1. 上海理工大学 材料科学与工程学院，上海 200093；2. 上海电机学院 材料科学与工程学院，上海 201306）

在聚变堆中，材料除了需要面对聚变反应产生的高能中子辐照外，同时受到核嬗变反应产生的氦、氢及其同位素等气体原子的影响，这些都会对结构材料产生非常不利的影响，具体表现为辐照缺陷、氦泡、辐照硬化及脆化等[1-4]，严重的还会导致材料的强度、韧性等力学性能恶化甚至发生失效，这样会严重影响聚变堆的安全运转。所以要想大力发展核能，首先必须解决好材料问题，必须深入地、系统地研究材料的抗辐照效应。

根据使用环境，聚变堆结构材料应该具备以下基本要求：良好的抗高能中子辐照能力，比如抗辐照肿胀和脆性的能力；具有相当的韧塑性、优异的强度和高温蠕变强度、保证结构和力学性能的稳定性；良好的焊接和加工性能；材料抗腐蚀性能较强；中子吸收截面小、满足材料低活化性能特性[5]；经济性，制造成本低、工艺简单。

一直以来，对于聚变堆结构材料的研究对象主要涉及奥氏体不锈钢、低活化铁素体/马氏体(reduced activation ferritic/martensitic，RAFM)钢、钒合金、碳化硅复合材料，除此之外，本文也对未来潜在可用的高熵合金进行了论述。

1 奥氏体不锈钢

奥氏体不锈钢是属于一种以铁元素为基础，另外还添加铬、镍、铝、硅等少量元素的合金，是常温下具有奥氏体组织的不锈钢。奥氏体钢是一种常规的多相合金，其中无序固溶体奥氏体相为其主要相，镍和碳的存在使这种相结构更稳定。……