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核聚变第一壁用W-ZrC材料研究进展与展望
核聚变第一壁用W-ZrC材料研究进展与展望
作者:
刘瑞
刘长松
吴学邦
张涛
方前锋
李祥艳
王先平
谢卓明
基本信息来源于合作网站,原文需代理用户跳转至来源网站获取
核聚变第一壁材料
W-ZrC
力学性能
抗辐照性能
抗高热负荷性能
展望
摘要:
核聚变能是利用氢同位素氘与氚进行聚变反应而释放出的巨大能量来发电.而材料问题尤其是面向等离子体材料(PFMs)一直是核聚变能发展面临的主要挑战之一.由于PFMs直接包围高温等离子体,不但要承受高热负荷(5~20 MW/m2稳态热流,GW/m2级瞬态热流),而且还经受高通量的高能中子辐照、等离子体燃料粒子等的轰击等.钨(W)具有高熔点、高溅射阈值/低溅射率和高热导率等优点,而被认为是最有希望的面向等离子体第一壁的材料,目前ITER及EAST已经选用纯W作为第一壁及偏滤器材料.而对于下一代聚变堆如中国聚变工程实验堆(CFTER),其设计参数更高,PFMs服役环境比ITER及EAST更加严峻.因此纯W由于一些自身的弱点如低温脆性(DBTT~ 400℃)、再结晶脆化以及辐照脆化、高热负荷开裂熔化、等离子刻蚀严重等不足将无法满足未来需求.因此研究材料的辐照损伤与氢氦效应机理,揭示辐照引起材料微观结构与性能的变化以探索开发新型抗辐照W基第一壁材料变得十分迫切.近年来,国内外研究人员针对上述问题开展了系统的研究工作,研发了不同种类的W基复合材料,如W-Y2O3、W-La2O3、W-TiC及W-ZrC等,性能及工艺均取得了一定的进展.其中基于计算模拟结果发展的W-ZrC材料具有较好的综合性能,是未来聚变装置第一壁候选材料之一.本文系统介绍了W-ZrC材料研究进展,包括:钨中辐照损伤/氢氦效应机理、界面耦合强化的计算模拟结果、微结构分析测试及服役性能评估的研究,通过全面的总结分析,提出W基第一壁材料今后的主要研究方向,以及研发高性能面向未来聚变堆第一壁材料应采取的策略及措施.
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混合堆第一壁中子辐照损伤模拟
混合堆
第一壁材料
中子
辐照损伤
内容分析
文献信息
引文网络
相关学者/机构
相关基金
期刊文献
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数
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文献信息
篇名
核聚变第一壁用W-ZrC材料研究进展与展望
来源期刊
中国材料进展
学科
工学
关键词
核聚变第一壁材料
W-ZrC
力学性能
抗辐照性能
抗高热负荷性能
展望
年,卷(期)
2018,(5)
所属期刊栏目
青年园地
研究方向
页码范围
321-330
页数
10页
分类号
TL34
字数
7543字
语种
中文
DOI
10.7502/j.issn.1674-3962.2018.05.01
五维指标
作者信息
序号
姓名
单位
发文数
被引次数
H指数
G指数
1
张涛
中国科学院固体物理研究所
473
4174
31.0
44.0
2
方前锋
中国科学院固体物理研究所
51
197
8.0
12.0
3
王先平
中国科学院固体物理研究所
19
93
4.0
9.0
4
刘瑞
中国科学院固体物理研究所
12
301
6.0
12.0
5
刘长松
中国科学院固体物理研究所
20
93
5.0
9.0
6
吴学邦
中国科学院固体物理研究所
9
39
3.0
6.0
7
谢卓明
中国科学院固体物理研究所
2
2
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8
李祥艳
中国科学院固体物理研究所
1
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研究主题发展历程
节点文献
核聚变第一壁材料
W-ZrC
力学性能
抗辐照性能
抗高热负荷性能
展望
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
中国材料进展
主办单位:
中国材料研究学会
西北有色金属研究院
出版周期:
月刊
ISSN:
1674-3962
CN:
61-1473/TG
开本:
大16开
出版地:
西安市未央路96号
邮发代号:
52-281
创刊时间:
1982
语种:
chi
出版文献量(篇)
4198
总下载数(次)
10
总被引数(次)
21237
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