新型核聚变反应堆

新型核聚变反应堆

核聚变反应可以释放大量能量，为人们提供服务。怎样实现核聚变，使其安全平稳的进行，缓慢地释放能量为人们服务，现已成为科学家非常关心的问题。要产生核聚变，必须在非常高的温度环境下，这样当四个氢原子在高温下靠得很近时，四个质子会撞到一起时，其中两个会发生衰变，释放出两个反中微子和正电子，变成中子。这两个正电子会与原子核外电子相互湮灭，形成两个光子；剩下的一共有两个中子、两个质子和两个电子，恰好形成一个氦原子。例如太阳是通过质子的衰变而发出光芒。比原子弹威力更大的核武器—氢弹，就是利用核聚变原理制造的。

核聚变的过程与核裂变相反，是几个原子核聚合成一个原子核的过程。只有较轻的原子核才能发生核聚变，比如氢的同位素氘（dāo）、氚（chuān）等。核聚变也会放出巨大的能量，而且比核裂变放出的能量更大。太阳内部连续进行着氢聚变成氦过程，它的光和热就是由核聚变产生的。但是人们还不能进行受控核聚变，这主要是因为进行核聚变需要的条件非常苛刻。发生核聚变需要在1亿度的高温下才能进行，因此又叫热核反应。可以想象，没有什么材料能经受得起1亿度的高温。此外还有许多难以想象的困难需要去克服。尽管存在着许多困难，人们经过不断研究已取得了可喜的进展。科学家们设计了许多巧妙的方法，如用强大的磁场来约束反应，用强大的激光来加热原子等。可以预计，人们最终将掌握控制核聚变的方法，让核聚变为人类服务。

这里介绍一种实现核聚变的方法，就是利用涡流电流加热金属的原理，来加热氘等热核材料。大家都知道当金属中有涡流电流流过时，金属就会被加热甚至融化。把氘、氢和μ介子（催化聚变）放在一个密闭的钢球中，在钢球中加上导线，在导线上通过交变电流，那

么线圈就产生交变磁场。由于线圈中间的导体在圆周方向是可以等效成一圈圈的闭合电路，闭合电路中的磁通量在不断发生改变，所以在导体的圆周方向会产生感应电动势和感应电流，电流的方向沿导体的圆周方向转圈，就像一圈圈的漩涡，所以这种在整块导体内部发生电磁感应而产生感应电流的现象称为涡流现象。这样一直加热钢球到>4000 0000℃时，这是钢球已经时等离子体，才能发生的聚变反应：

3H+2H—→4He+10n+1.76×10^7eV

控制温度使聚变平稳的进行。这样就能实现缓慢地核聚变反应。

国际热核聚变实验堆项目 《国际热核聚变实验反应堆计划》阅读答案

国际热核聚变实验堆项目《国际热核聚变实验反应堆计划》 阅读答案 【--营销计划】 国际热核聚变实验反应堆计划简称“国际热核计划”，俗称“人造太阳”计划，因为它的原理类似太阳发光发热，即在上亿摄氏度的超高温条件下，利用氢的同位素氘、氚的聚变反应释放出核能。氘和氚可以从海水中提取，核聚变反应不产生温室气体及核废料。由于原料取之不尽，以及不会危害环境，核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在。 国际热核计划采用的是可控热核聚变能，它的研究分惯性约束和磁约束两种途径。惯性约束是利用超高强度的激光在极短时间内辐射靶板来产生聚变。磁约束是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性，构造一个特殊的磁容器，建成聚变反应堆，在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温，实现聚变反应。20世纪下半叶，聚变能的研究取得了重大进展，磁约速研究大大领先于其他途径。科学家研究出一种类似于面包图形状的环形器，这种面包圈形状的装置被称作“托卡马克”。在这类装置上进行的物理实验取得了一个个令人鼓舞的进展，比如等离子体温度己达4.4亿摄氏度，脉冲聚变输出功率超过16兆瓦。这些成就表明：在这类装置上产生聚变能的可行性已被证实。

为了点燃“人造太阳”，科学家将在法国南部的卡达拉舍建造一台规模庞大的设备：一个直径28米、高30米、由1000多万个零部件组成的大型圆柱体设备。假如成功的话，核聚变能源将具备重要的、无与伦比的优势。核聚变反应释放的能量大得超出人们的想象。形象地说，就是三瓶矿泉水就可以为一个4口之家提供一年的动力。不过，一些批评者却认为，核聚变反应堆其实并没有那么保险，还是存在放射性氢原子泄漏、污染环境的可能性。他们还认为，核聚变反应堆可以被怀有恶意的人滥用，用于生产核武器。支持者的反驳理由是核聚变发电站没有温室气体排放问题，也不会生成长久的、也就是半衰期很长的核废料。 不管怎样，世界上许多国家的政府对核聚变发电寄予厚望，愿意在今后30到40年的时间内投入100亿欧元左右的资金，进行“人造太阳”计划。 xx年1 1月2 1日，参加热核计划的7方代表在法国总统府正式签署了联合实验协定及相关文件，全面启动了世界瞩目的人类开发新能源的宏伟计划。在前两年，人们已经开始砍伐松林，为实验堆开辟地盘。按计划，xx年，热核实验反应堆将点燃它的第一把核聚变之火。随后，实验堆将运行15到20年。 5．下列各项中不是“核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在”的理由的一项是

核聚变反应堆的原理很简单

核聚变反应堆的原理很简单，只不过对于人类当前的技术水准，实现起来具有相当大的难度。 物质由分子构成，分子由原子构成，原子中的原子核又由质子和中子构成，原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电，中子不带电。电子受原子核中正电的吸引，在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同，如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子，铀是天然元素中最重的原子，有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实，利用轻核聚变原理，人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸，但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变，瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要，长期持续释放，才能使核聚变发电，实现核聚变能的和平利用。 如果要实现核聚变发电，那么在核聚变反应堆中，第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态，也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚，让原子核能自由运动，这时才可能使裸露的原子核发生直接接触，这就需要达到大约10万摄氏度的高温。 第二步，由于所有原子核都带正电，按照"同性相斥"原理，两个原子核要聚到一起，必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近，静电产生的斥力就越大，只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时，核力（强作用力）才会伸出强有力的手，把它们拉到一起，从而放出巨大的能量。 质量轻的原子核间静电斥力最小，也最容易发生聚变反应，所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素，在自然界中存在的同位素有：氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中，氘和氚之间的聚变最容易，氘和氘之间的聚变就困难些，氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时，先考虑氘、氚之间的聚变，后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应，释放的能量也更多；但是以人类目前的科技水平，尚不足满足其聚变条件。 为了克服带正电子原子核之间的斥力，原子核需要以极快的速度运行，要使原子核达到这种运行状态，就需要继续加温，直至上亿摄氏度，使得布朗运动达到一个疯狂的水平，温度越高，原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了，氚的原子核和氘的原子核以极大的速度，赤裸裸地发生碰撞，结合成1个氦原子核，并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。 反应堆经过一段时间运行，内部反应体已经不需要外来能源的加热，核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆，并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内，核聚变就能持续下去；核聚变产生的能量一小部分留在反应体内，维持链式反应，剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外，驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。 核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘（也就是重氢）。氘在海水中的含量还是比较高的，只需要通过精馏法取得重水，然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了，仅仅有氘还是不够的，尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式，但我们人类现有条件下，

反应堆材料辐照损伤概述

反应堆材料辐照损伤概述 【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料 一、引言 随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。 关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。 二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤 水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。 燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化 燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。 燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化 （1）辐照肿胀 辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡

核聚变反应

聚变反应 除了重原子核铀235、钚239等的裂变能释放核能外，还有另一种核反应，即轻原子核（氘和氚）结合成较重的原子核（氦）时也能放出巨大能量,这种核反应称为聚变反应。主要借助氢同位素。 反应式为： H-2+H-3===He-4+n 或 D+T===He+n 核聚变不会产生核裂变所出现的长期和高水平的核辐射，不产生核废料，当然也不产生温室气体，基本不污染环境。利用核能的最终目标是要实现受控核聚变。裂变时靠原子核 反应原理 物质的原子核彼此靠近的程度只能达到原子的电子壳层所允许的程度。因此，原子 相互作用中只是电子壳层相互影响。带有同性正电荷的原子核间的斥力阻止它们彼 此接近，结果原子核没能发生碰撞而不发生核反应。要使参加聚变反应的原子核必 须具有足够的动能，才能克服这一斥力而彼此靠近。提高反应物质的温度，就可增 大原子核动能。因此，聚变反应对温度极其敏感，在常温下其反应速度极小，只有 在1400万到1亿度的绝对温度条件下，反应速度才能大到足以实现自持聚变反应。 所以这种将物质加热至特高温所发生的聚变反应叫作热核反应，由此做成的聚变武 器也叫热核武器。要得到如此高温高压，只能由裂变反应提供。 热核材料: 核聚变反应一般只能在轻元素的原子核之间发生，如氢的同位素氘和氚，它们原子核间的静电斥力最小，在相对较低的温度（近千万摄氏度）即可激 发明显的聚变反应生成氦，而且反应释放出的能量大，一千克聚变反应装药放出的 能量约为核裂变的七倍。但在热核武器中不是使用在常温下呈气态的氘和氚。氘采 用常温下是固态化合物的氘化锂，而氚则由核武器进行聚变反应过程中由中子轰击

锂的同位素而产生。1942年，美国科学家在研制原子弹过程中，推断原子弹爆炸提供的能量有可能点燃氢核引起聚变，并以此制造威力比原子弹更大的超级弹。1952年1月，美国进行了世界上首次代号“迈克”的氢弹原理试验，爆炸威力超过1000万吨当量，但该装置以液态氘作热核材料连同贮存容器和冷却系统重约65吨，不能作为武器使用，直到固态氘化锂作为热核装料的试验成功，氢弹的实际应用才成为可能。中国于1966年12月28日成功进行了氢弹原理试验，1969年6月17日由飞机空投的300万吨级氢弹试验圆满成功。 编辑本段工作原理 与其他能源相比，核聚变反应堆有几项显著的优点，因而一直备受媒体关注。 它们的燃料来源十分充足，辐射泄漏处于正常范围之内，与目前的核裂变反应堆相比，其放射性废物更少。 迄今为止，还没有人将这一技术应用到实践中，但建造这种反应堆实际上已为期不远。目前，核聚变反应堆正处于试验阶段，美国以及世界其他地区的多个实验室都开展了这项研究。 热核试验堆(ITER) 的核聚变反应堆，旨在研究通过持续核聚变反应来发电的可行性。在本文中，我们将介绍关于核聚变的知识，并了解ITER 反应堆的工作方式。

反应堆材料实验报告

中国科学技术大学 核科学技术学院 反应堆材料实验课程 实验报告 实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名： 学号： 专业班级： 指导老师：李远杰

一．实验目的 1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等） 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）

图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线） 过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2.预磨和抛光 预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、

反应堆结构与核燃料

第四章反应堆结构与核燃料 反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。 反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。 图4.1 反应堆位置 - 35 -

- 36 - 图4.2 反应堆剖面图

- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置 核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。 在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。 通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。 图4.3 堆芯分区布置（第一循环）

我国核聚变堆材料研究获重要进展

我国核聚变堆材料研究获重要进展 研制出基于功能梯度材料的六种第一壁候选材料，其中五种国际上未见报道 本报记者温新红 记者日前从北京科技大学获悉，与本世纪最受关注的科学项目——国际热核聚变实验反应堆(ITER)计划相关的热核聚变堆实验装置中面向高温等离子体的第一壁材料研究取得重要进展，该校材料学院教授、中科院院士葛昌纯领导课题组经10年努力研制出6个体系的基于功能梯度材料（Functionally Graded Materials, 简称 FGM）的第一壁候选材料，目前此项研究在国际上处于领先水平。 聚焦受控热核聚变第一壁材料 2006年11月21日，科技部部长徐冠华代表中国政府签署了ITER计划的联合实验协定及相关文件。一直主张中国加入ITER的葛昌纯认为，中国此次加入ITER，分担了一部分研究项目，但接下来的工作还有很多，国内相关领域的科学家应该提早研究，争取尽早建立起示范聚变堆和商用聚变堆。 葛昌纯是研究先进材料的专家，他说，从工程角度看，相关的核聚变材料已成为制约核聚变能走向实用的关键之一，非常重要的一类是面向等离子体应用的材料，尤其是处于高热负荷下的偏滤器部件。 据介绍，单一材料或涂层材料已不能满足前沿科研领域发展的需求，例如用于航天飞行器上、需要承受1000摄氏度以上高温度落差的材料。但通常的涂层材料，如金属表面的陶瓷涂层，由于陶瓷和金属的膨胀系数相差很大，反复多次就会开裂。 同样，核聚变装置也需要耐高温、耐腐蚀、耐冲刷的新材料。葛昌纯说，核聚变装置的真空室相当于一个装入高温等离子体的炉子，最受考验的是直接面向高温等离子体的内壁，即第一壁材料。氘氚聚变反应产生大量的高能中子和?琢粒子、电磁辐射，它们和等离子体离子、快原子和其他从等离子体逃逸出的粒子（氘、氚和杂质）以及高达1MW/m2的热负荷、脉冲运行状态和高交变热应力一起，强烈地作用于第一壁。人类到目前为止还没有遇到过工作环境这么复杂的材料。另一种材料是在等离子体出口处的偏滤器材料，这里的热流密度更高，达到6~10MW/m2，在不正常条件下甚至高达 20~100MW/m2。因此这两种材料是核聚变装置中服役条件最严酷的材料。 葛昌纯根据自己多年材料研究的经验，认为这是一个非常重要的研究方向。1996年，他向有关部门提交了耐高温等离子体冲刷的功能梯度材料的科研顶层设计项目建议书。在建议书中葛昌纯设想这种材料可以运用在三个方面，一是为受控核聚变提供耐高温等离子体冲刷的材料，二是可以用于激光核聚变的材料，三是可以在航空航天上用的材料。这项建议得到了国家有关部门的重视和核工业西南核物理研究院的合作，“863”新材料专家委员会听取了葛昌纯的论证报告，通过答辩后，于1997年7月批准了这个项目。 五种功能梯度第一壁材料国际上尚未见有报道 葛昌纯领导课题组经过十年努力，特别是近五年来通过指导周张健副教授负责的国家自然科学基金项目、沈卫平副教授负责的“863”计划项目，以及研究组与中科院等离子体物理研究所和核工业西南物理研究院的协作项目，较深入地研究了弹塑性有限元分析和优化设计、超高压力通电烧结、熔渗——焊接

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料； 提高反应堆的平均输出功率。

《核聚变》教学设计 2020

《核聚变》教学设计 教学目标 1．知道核聚变现象，理解核聚变放出巨大能量的原理 2．能根据ΔE=Δmc2计算核聚变放出的能量 3．了解氢弹结构和反应过程，了解太阳核聚变反应 4．了解核聚变反应的优点、困难。 5、知道轻核的聚变能够释放出很多的能量,如果能加以控制将为人类提供广 阔的能源前景。 重点难点 重点：(1)核聚变发生机制(2)能根据ΔE=Δmc2核裂变、核聚变情况下放出的能量 难点：从两个方面分析核聚变放出巨大能量的原理 设计思想 核聚变对学生而既熟悉又陌生，学生或多或少都了解一些，这部分内容学生一定很感兴趣，所以，讲授时我们可以以问题的形式让学生观看PPT，自已去看书、思考，整理相关的知识，掌握要掌握的内容。 教学资源多媒体课件 教学设计 【课堂引入】分析聚变反应放出巨大能量的原因之一 学习活动一：根据原子核的比结合能曲线，知道中等核的比结合能最大，两个较轻原子核结合成质量数较大原子核时要释放能量还是要吸收能量呢？（回答：释放能量并分析原因）问题1：写核反应方程应注意什么？ (1)满足“质量数、核电荷数”守恒； (2)只能用单箭头，不能用等号； (3)两边的中子不能约去。 学习活动二：分析聚变反应放出巨大能量的原因之二（聚变平均每个核子释放能量是裂变反应的4倍左右） 在核裂变235 92U＋1 n →141 56 Ba＋92 36 Kr＋310n反应中，质量亏损Δm=0.2153u，则 (1)一个铀核裂变释放多少能量E？平均每个核子释放的能量E0是多少 解：E=Δm×931.5Mev=200.55Mev E0=E/235=0.853Mev （2）核聚变：把轻原子核聚合成较重原子核的反应(氢弹主要利用的核聚变) 2 1 H+21H 42He＋10n +17.6Mev 平均每个核子放的能量E0=E/3=3.52Mev

1 核聚变概述

一、核聚变概述 1.核聚变（磁约束）简史 1)"史前时期"(1920-1942) 对聚变能量的研究最早可以追溯到20世纪20年代。在那时，物理学家英国化学家阿斯顿（Aston，1877～1945）就已经测量了氦元素的"质量损失"现象： 当时，阿斯顿正在剑桥卡文迪许实验室，利用他所创制的摄谱仪从事同位素的研究。实验中他发现，氦-4质量比组成氦的4个氢原子质量之和少约1%左右。几乎在同一时期，卢瑟福也提出，能量足够大的轻核碰撞后，可能发生聚变反应。 早在1920年，英国天体物理学家爱丁顿（Eddington，SirArthur Stanley 1882～1944）就预言：“有一天，人类将设法把核能释放出来，为人类造福。” 1929年英国的阿特金森（de Atkinson，R.）和奥地利的奥特斯曼（Houtersman，F.G.）联合撰文，证明氢原子聚变为氦的可能性，并认为太阳上进行的就是这种轻核聚变反应。 1934年，澳大利亚物理学家奥利芬特（Oliphant，Marcus Laurence Elwin 1901～）用氘轰击氘，生成一种具有放射性的新同位素氚，第一个人工实现了D-D 核聚变反应。 1938年美国就开始进行将等离子气体约束在磁场中的试验。 1942年，美国普渡大学的施莱伯（Schreiber）和金（King）又首次实现了D-T 核反应。二战期间，美国洛斯阿拉莫斯实验室在研制原子弹的同时，也进行了早期核聚变反应的系统研究。二战结束后，英国与前苏联也秘密地开展了受控核聚变研究工作。 （邓稼先1948年10月到普渡大学，1950年8月15日提交博士论文，8月20日答辩，8月29日回国。邓稼先博士论文所有内容共48页） 然而，实现这一目标却困难重重。仅以D-D反应为例，氘核带正电，发生聚变反应必须克服库仑斥力，使两核接近到核子间距离，必须具备10keV以上的能量。 如果用加速器加速氘核，再使其轰击含氘的固体靶，加速氘核的绝大部分能量将损失在与电子碰撞的散射之中。 还有人提出用两束高能氘核对撞实现聚变。这种想法很快被证明是行不通的，因为氘核在束中的平均自由程很大，两束氘核几乎是完全透明的。要使氚束有足够的碰撞，氘核束的密度必须很高，然而密度极高的氘核束很难获得，即使成功地制备了这种高密度氘核束，在氘核的互撞中，不可避免的多次库仑散射，将使偏转角很快地累计达到90°，而使氘核偏转离开原有的束流散失殆尽。

核反应堆类型简介

核反应堆类型简介 核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。 核反应堆分类有： 按时间分可以分为四代： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的

程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。 按反应堆慢化剂和冷却剂分： 轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂； 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂； 石墨气冷堆；石墨液冷堆。 按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。 核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。 按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。

聚变能和受控核聚变研究简史_江海燕

聚变能和受控核聚变研究简史 江海燕 (合肥工业大学理学院安徽230009) 储德林 (解放军炮兵学院基础部物理教研室合肥230031) 一、聚变能)))未来人类的理想能源 能源、信息和材料作为社会进步的三大支柱,是现代社会赖以生存和发展的基本条件。我国人口众多,能源需求旺盛,随着国民经济的发展,能源问题日益紧迫。至本世纪中叶,要使我国成为中等发达国家,则需要建立约每年38~45亿吨标准煤、电力装机容量15亿千瓦或者更大些的能源体系。在我国能源构成中,化石燃料所占份额极大,水力资源有限,其他如太阳能、风能、潮汐能、生物能等,只起到重要补充作用。众所周知,化石燃料所造成的环境污染,化工原料的浪费以及运输能力的消耗等都不容忽视;太阳能、生物能虽然符合环保标准,但限于目前技术水平,尚不能提供大规模商业用电;其他能源受到天气状况,地理位置等条件制约,均无法彻底解决能源问题。 科学家早就认识到,要解决人类的能源问题,必须依靠大规模发展核能。目前核能主要有两种形式:裂变能和聚变能。同样,裂变能也存在资源匮乏以及环境污染等问题,其发展也只能是核能利用的中间阶段。聚变能燃料取自海水中蕴藏量极高的氢同位素氘(每立方米海水中含有30克氘),1克氘完全燃烧可产生相当于8吨煤的能量。因此聚变能源是取之不尽、用之不竭的符合国际环保标准的清洁能源,是人类解决未来能源问题的根本途径之一。 核聚变的理论依据是,两个轻核在一定条件下聚合生成一个较重核,同时伴有质量亏损,根据爱因斯坦的质能方程,聚变过程将会释放出巨大的能量。反应条件是将一定密度的等离子体加热到足够高的温度,并且保持足够长的时间,使聚变反应得以进行。由于核聚变等离子体温度极高(达上亿度),任何实物容器都无法承受如此高的温度,因此必须采用特殊的方法将高温等离子体约束住。像太阳及其他恒星是靠巨大的引力约束住1000万~1500万摄氏度的等离子体来维持聚变反应,而地球上根本没有这么大的引力,只有通过把低密度的等离子体加热到更高的温度(1亿度以上),来引起聚变反应。通过人工方法约束等离子体主要有两种途径,即惯性约束和磁约束。 惯性约束是利用高功率密度的激光束或其他粒子束将内含氘氚燃料的微丸在极短的时间内压缩聚爆达到极高的密度,同时将氘氚离子加热到热核聚变反应温度,并在向心聚爆形成的等离子体飞散以前(即利用等离子体向内运动的惯性)产生足够的聚变反应,获得能量增益。磁约束是在一定的真空容器中,将氘氚燃料用特殊的加热方法加热到聚变反应温区(即1亿度以上)以点燃氘氚反应,利用特殊设计的/磁笼子0将这种高温等离子体稳定地约束在该真空容器内,使聚变反应能够稳定进行。围绕这种/磁笼子0的设计和建造,人类已经走过了半个多世纪艰苦的历程。 二、受控核聚变研究历程 上世纪30年代,在英国剑桥的卡文迪什实验室进行了人类历史上第一次核聚变实验,结果可想而知,著名的物理学家卢瑟福于1933年宣布:从原子中寻找能源无异于痴心妄想!然而随着第二次世界大战的结束和曼哈顿计划(原子弹爆炸)的成功实施,人们对原子物理和核聚变的兴趣与日俱增。1952年11月1日在西太平洋埃尼威托克岛秘密爆炸了一颗氢弹,爆炸中释放的巨大能量宣告人类终于成功地实现了核聚变。欣喜之余,科学家们设想能否将爆炸中瞬间释放的巨大能量缓慢地释放出来,以用于和平利用核能的目的呢?事实上,科学家们一直在为受控核聚变努力着。1951年阿根廷的科学家们声称实现了受控核聚变,尽管后来证明这个结论是错误的,但也为其他科学家提供了有益的经验。 这个时候,世界上许多国家都在秘密开展受控核聚变的相关研究。美国的物理学家斯必泽在普林斯顿大学等离子体物理实验室建造了磁约束装置仿星器;物理学家詹姆士#塔克在洛斯阿拉莫斯国家实验室建造了磁场箍缩装置;爱德华#泰勒在劳伦斯利弗莫尔实验室把氢弹研究扩展到惯性约束研究。在英国,聚变研究的大量工作是在大学里开展的,其中最主要的有位于哈维尔皇家学院的汤姆逊研究组和位于牛津大学的桑尼曼研究组,汤姆逊还发明了一项聚变堆专利。1952年物理学家库辛和沃尔建造了小型等离子体环形箍缩装置,后来又建造了规模较大的实验装置ZE TA,ZE TA是一种稳定的环形箍缩装置,于1954年开始使用,到1958年停止。ZETA # 17 # 16卷5期(总95期)

国际热核聚变材料辐射装置调研 - IFMIF

信息资源类型：调研报告 国际热核聚变材料辐射装置- IFMIF 李天鹞 中国科学院核能安全技术研究

1.介绍 The International Fusion Materials Irradiation Facility（国际热核聚变材料辐射装置），IFMIF，是一个用于测试聚变用材料的装置，其目的是测试核聚变反应堆所用材料的可行性。 IFMIF的建设准备工作按预期已经在2006年开始，尽管发挥其实际的测试功能至少被排在2017年之后。其中有两个平行的氘核加速器，产生的氘核粒子束撞击锂元素标靶，反应后产生大量高能中子来照射样本材料和被测试成分。该装置可以通过在适当的周期内（几年）产生大量且能量适中的中子来模拟未来商业聚变反应堆中材料受照射情况，从而可以测试在极端情况下材料的长期行为。 聚变发展至今，安全、经济可行性与尊重环境将是热核聚变能源进行大规模普及必不可少的条件，而其中材料的抗辐照性和低活化性问题则是一个关键。IFMIF这一装置将着力于发展相关聚变材料，当它们曝露在高能粒子环境当中时，能否有足够的抗辐照能力。材料的测试需要强大的高能粒子源流(中子)。但是，目前尚没有达到高于数兆电子伏特的强大中子源流。IFMIF将提供这样的高能中子流，以便能够在其整个使用寿命周期上测试用于热核聚变反应堆材料样品。 该项目由欧盟、日本、俄罗斯及美国等共同参与的能源领域的最大国际合作项目之一，同时也是聚变领域最重要的两个国际合作项目之一(另外一个是ITER)。 2.结构 图1——总体3维视图 如图1所示，IMFIF由几个部分组成：加速器、靶、测试室和电力系统等。其中加速器、锂循环系统和处理系统都位于地面之下，主要的电力系统和热室等设施在地面上。

反应堆结构与材料重点

1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆 2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。 4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二 5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成 6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。 7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件 8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性 9 压力容器本体结构：上法兰，密封台肩，一节接管段，二节堆芯包容环段，一节过渡段，一只半球形下封头组成组成。 10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座 11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂 12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度 13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。 14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。 15上部支撑结构的作用和组成作用：将堆芯组件定位、压紧、防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯组件上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒

核聚变反应堆用功能涂层制备技术发展现状

核聚变反应堆用功能涂层制备技术发展现状 王述钢，蒋驰 （中国工程物理研究院，四川绵阳621900） 摘要：从制备技术角度分析了近年来在核聚变反应堆研制过程中第一壁热沉材料、第一壁结构材料、阻氚渗透层、中子吸收材料的发展现状。 关键词：核聚变反应堆；功能涂层；技术发展中图分类号：TG174.442 文献标识码：A 文章编号：1674-7127（2012）01-0001-04 Review of Function Coatings Used for Reactors WANG Shu-gang ，JIANG Chi （China Academy of Engineering Physics ，Mianyang 621900，Sichuan Province ，China ） Abstract:From the perspective of preparation technology ，the developments of heat sink ’s material and structural material for the first wall in the fusion reactor ，tritium permeation barrier for reactors ，neutron absorbing material for reactors in recent years are reviewed. Keywords:Nuclear reactor ；Function coatings ；Technology development 作者简介：王述钢（1970-），男，山东省海阳市人，本科，工程师.Email ：wsh7470@https://www.wendangku.net/doc/c215151212.html, 核能是目前世界上可以有效解决未来能源需求的主要途径之一，而核聚变反应堆又是实现核能的关键技术，经过多年的探索，其应用研究已经取得很大的进展，结构材料和功能材料的研制始终是决定核聚变反应堆性能的热点问题。目前，在苛刻工作环境条件下采用单一的材料远远不能满足技术要求，各种先进技术和复合材料已经应用于各种核聚变反应堆制造工艺中，其中主要的功能涂层包括核聚变反应堆第一壁候选热沉材料（钨/铜）、第一壁候选结构材料（钒合金）、阻氚渗透层（TiC 、SiC 及Er 2O 3等）、中子吸收材料（碳化硼）等。本文就近年来涂层技术在核聚变反应堆应用方面的研究现状进行探讨[1]。 1第一壁候选热沉材料（钨/铜复合梯度涂层） [2-8] 受控热核聚变发展的一个关键问题是面向等 离子体材料（PFM s ）。等离子体面壁材料，即直接与等离子体相互作用的材料，由于要直接承受高热负荷、等离子体破裂时的大功率能量沉积、高能逃逸电子的轰击以及杂质粒子和等离子体燃料粒子等的轰击，因此对材料的性能要求十分苛刻。相比于国外，我国对PFMs 的研究起步较晚，主要由核工业西南物理研究院、 中科院等离子体物理研究所开展了相关研究，北京科技大学葛昌纯教授研究小组在国家863计划、国家自然科学基金等的资助下对几种面向等离子体功能梯度材料体系进行了研究，但相对我国核聚变实验装置的未来需求还有很大差距。 钨及其合金材料具有高熔点、低蒸气压、低氚滞留和极低的溅射腐蚀率等诸多优点，被广泛认为是等离子体面壁材料之一。目前钨涂层的主要研制方法采用等离子喷涂方法。等离子焰流温度高、 速第4卷第1期2012年3月 热喷涂技术Thermal Spray Technology Vol.4，No.1M ar.，2012

聚变堆材料(部分示意,仅供参考)

1、核聚变反应堆所用的材料主要包括： A 热核材料； B 第一壁材料； C 高热流部件材料； D 氚增殖材料 2、核聚变堆设计和工况条件 A 第一壁环境条件，第一壁是聚变堆中离等离子体最近的部件，应具有抗中子辐照损伤能力，对氢脆和氦脆(指材料中掺入氢气、氦气，材料会变脆，相应性能降低)不敏感，与冷却介质和包层材料相容性好。 B 真空壁材料的设计限值，包括使用温度、热导率、热膨胀系数、强度、弹性模量等上限要求。 C 比起裂变反应堆，聚变反应堆具有特有的材料工艺问题：超导磁体及低温技术，强磁场下导电液体的泵送技术，14MeV中子的辐照损伤、氦离子轰击和溅射起泡现象等。 3、第一壁材料 （1）奥氏体（可以说是铁的同位素钢中性能最好的一种，应用范围最广，但也不绝对）不锈钢。 优点：该材料具有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好； 缺点：但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。 （2）铁素体和马氏体不锈钢 优点：与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好； 缺点：但对热机械处理十分敏感，退火（钢材料性能改善的手段之一，退火温度由相图决定。简单地讲，就是将钢的温度加热到某一温度，使晶格发生变化，以达到某种性能，再在这一新材料的基础上用某种手段降温至室温，降温速度不同，材料变形不同）温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。 （3）钒合金 优点：具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜； 缺点：不过存在氢脆现象，且钒合金的工业生产经验和性能数据较为贫乏，目前通常在惰性保护气体或真空环境中进行该合金的焊接工作。 （4）SiC/SiC复合材料 优点：具有优良的高温性能。在氦冷却介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。它比金属类材料在安全、维护和放射性处理方面具有更大的优势。 缺点：影响SiC/SiC复合材料性能的关键环节是在结合基体材料之前沉积在纤维预型上的纤维和基体间的界面层，一般用碳。复合材料的首选工艺是化学气相渗入法（渗N2、C）（CVI）。 中子辐照对其热导率的影响与辐照温度密切相关，即辐照温度越低，则热导率下降越多。 4、高热流部件材料：指孔栏和偏滤器中承受高热负荷的部件。 （1）铜合金 优点：可消散等离子体破裂时产生的局部过热作用。铜合金具有良好的导热效率(仅次于银)；缺点：但是易受因素影响而变弱： A 辐照缺陷组分在低温辐照达到饱和值，相当与热导率降低 B 沉淀或氧化物粒子由于高能离位级联冲击而溶解