近期，固体所核材料研究团队在《核材料与能源》(Nuclear Materials and Energy)期刊发表综述论文，基于研究团队前期的系列代表性成果，系统阐述了在聚变堆面向等离子体钨基材料设计、制备及服役性能评估方面的研究进展。

　　核聚变能是公认的可有效解决人类未来能源需求和环境保护的主要途径之一。在磁约束核聚变堆中，面向等离子体材料(PFMs)需要在高温、高热负荷、高能粒子轰击等极端苛刻的条件下服役，是核聚变能发展面临的主要挑战之一。钨(W)具有高熔点、高溅射阈值、高热导、低氚滞留等优点，被认为是最有希望的面向等离子体材料。目前，国际热核聚变堆实验堆(ITER)及中科院合肥研究院等离子体物理研究所全超导托卡马克核聚变实验装置(EAST)已经选用纯钨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(CFETR)，其设计参数更高，对PFMs的服役性能提出了更高要求。然而，纯钨由于存在低温脆性、再结晶脆化以及辐照脆化等不足，无法满足未来聚变堆的需求。

　　近年来，固体所核材料研究团队系统地研究了钨基材料的晶界净化、晶界强化、纳米弥散强化，并基于界面调控及纳米结构设计，成功研制了若干体系高性能钨基材料。其中，研制的纳米结构W-ZrC合金具有优异的力学性能、抗热负荷冲击性能及抗等离子体刻蚀性能，同时还具有优良的高温稳定性、导热性能及氚滞留特性，成为最有希望的面向等离子体材料之一。相关研究相继在J. Nucl. Mater., Acta. Mater., J. Alloys. Compds, Sci. Rep., Mater. Sci. Eng. A, Int. J. Refract. Met. Hard Mater.等期刊上发表多篇论文。

　　该综述论文基于上述研究工作，结合国内外的最新研究进展，阐述了研究团队在聚变堆钨基材料设计、制备、微结构调控及服役性能评估(包括力学性能、高温稳定性、抗热冲击性能、抗等离子体辐照性能、氢同位素滞留特性等)等方面的研究进展，并在此基础上展望了聚变堆先进钨基材料未来研究发展趋势。综述以“Recent progress on the R&D of W-ZrC alloys for plasma facing components in fusion devices”为题发表在Nuclear Materials and Energy (Nucl. Mater. Energy 16, 191-206 (2018))上。

　　上述工作得到国家自然科学基金委及国家重点研发计划项目的资助。

　　论文链接：https://doi.org/10.1016/j.nme.2018.07.002

　　                    图1. 多尺度界面W-ZrC合金及热负荷冲击过程中材料失效机制图