近期，固體所核材料研究團隊在《核材料與能源》(Nuclear Materials and Energy)期刊發表綜述論文，基于研究團隊前期的系列代表性成果，系統闡述了在聚變堆面向等離子體鎢基材料設計、制備及服役性能評估方面的研究進展。

　　核聚變能是公認的可有效解決人類未來能源需求和環境保護的主要途徑之一。在磁約束核聚變堆中，面向等離子體材料(PFMs)需要在高溫、高熱負荷、高能粒子轟擊等極端苛刻的條件下服役，是核聚變能發展面臨的主要挑戰之一。鎢(W)具有高熔點、高濺射閾值、高熱導、低氚滯留等優點，被認為是最有希望的面向等離子體材料。目前，國際熱核聚變堆實驗堆(ITER)及中科院合肥研究院等離子體物理研究所全超導托卡馬克核聚變實驗裝置(EAST)已經選用純鎢作為第一壁及偏濾器材料，而對于下一代聚變堆，如中國聚變工程實驗堆(CFETR)，其設計參數更高，對PFMs的服役性能提出了更高要求。然而，純鎢由于存在低溫脆性、再結晶脆化以及輻照脆化等不足，無法滿足未來聚變堆的需求。

　　近年來，固體所核材料研究團隊系統地研究了鎢基材料的晶界凈化、晶界強化、納米彌散強化，并基于界面調控及納米結構設計，成功研制了若干體系高性能鎢基材料。其中，研制的納米結構W-ZrC合金具有優異的力學性能、抗熱負荷沖擊性能及抗等離子體刻蝕性能，同時還具有優良的高溫穩定性、導熱性能及氚滯留特性，成為最有希望的面向等離子體材料之一。相關研究相繼在J. Nucl. Mater., Acta. Mater., J. Alloys. Compds, Sci. Rep., Mater. Sci. Eng. A, Int. J. Refract. Met. Hard Mater.等期刊上發表多篇論文。

　　該綜述論文基于上述研究工作，結合國內外的最新研究進展，闡述了研究團隊在聚變堆鎢基材料設計、制備、微結構調控及服役性能評估(包括力學性能、高溫穩定性、抗熱沖擊性能、抗等離子體輻照性能、氫同位素滯留特性等)等方面的研究進展，并在此基礎上展望了聚變堆先進鎢基材料未來研究發展趨勢。綜述以“Recent progress on the R&D of W-ZrC alloys for plasma facing components in fusion devices”為題發表在Nuclear Materials and Energy (Nucl. Mater. Energy 16, 191-206 (2018))上。

　　上述工作得到國家自然科學基金委及國家重點研發計劃項目的資助。

　　論文鏈接：https://doi.org/10.1016/j.nme.2018.07.002

　　                    圖1. 多尺度界面W-ZrC合金及熱負荷沖擊過程中材料失效機制圖