磁约束可控热核聚变堆中的第一壁材料钨的研究状况和面临的若干问题

丁文艺， 何海燕， 潘必才

(中国科学技术大学 物理系，安徽 合肥 230022)

磁约束可控热核聚变堆中的第一壁材料钨的研究状况和面临的若干问题

丁文艺， 何海燕， 潘必才

(中国科学技术大学 物理系，安徽 合肥 230022)

本文介绍了磁约束可控热核聚变堆中面向等离子体第一壁材料的服役环境.阐述了热负荷和高能粒子辐照对第一壁钨材料结构的影响.针对该领域中的研究状况，分析了所存在的迫切需要解决的若干问题.

第一壁材料钨；聚变堆；氢泡

目前人类社会所使用的能源主要来自化石能源，然而有限储存量的化石能源无法满足人类社会日益增长的需求，这就要求科技界去寻找和研究各种可能的新能源.在过去的几十年里，科学工作者已经对风力发电、水力发电、太阳能发电、核能发电等进行了大量的研究.在这各种各样的新能源研究中，唯一能彻底解决人类能源需求难题的是受控热核聚变.这是因为，受控热核聚变中所使用的原料氘和氚在海水中有着极其丰富的含量，同时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，也不产生温室气体，基本不污染环境，提供的是清洁能源.正因为如此，国内外均对此进行着不懈的努力，并获得了重大的进展[1-4].2006年，国际上启动了全超导磁约束国际热核实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)的建设[2]，向热核聚变实用化的方向迈进.

在热核聚变反应堆运行时，内部不断的进行着核聚变反应，并产生大量携带有高达14MeV能量的中子以及其他高能粒子，且反应内部全部物质处于高温高压的等离子态.聚变堆的第一壁是实验包层模块直接面向等离子体的部件，因此其组成材料又被称为第一壁材料(Plasma Facing Materials, PFMs)，按照ITER设计要求，局部表面需要承受的峰值热流密度高达20MW/m2.不仅如此，还要有效地控制进入等离子体的杂质(PFMs材料的碎片)，这些杂质会对等离子体造成污染，严重的影响着聚变反应的进行.同时，为了快速的有效的移走辐射到材料表面的热功率，第一壁材料还要与导热性能卓著的热沉材料(铜或铜基)连接，这就要求第一壁材料与热沉材料在反应堆服役环境下进行匹配.

由于第一壁材料面对的是一种极端的环境，所以寻找和研制第一壁材料成为ITER能否正常运行的关键问题之一.目前，人们已经尝试了多种可能的第一壁材料，其中最典型的第一壁候选材料是铍(Be)[5-10]、碳(C)基材料[10-14]和钨(W)基材料[15-31].作为第一壁候选材料，Be的优点是其原子序数低、高弹性模量、抗氧化能力强、导热性优异、中子吸收界面小且散射截面大，同时，H的同位素在铍里的滞留量及溶解度都很低.然而，中子辐照会诱发Be晶体结构的较大变化以及会产生大量的嬗变产物(He，H，D，T)，由此会引发Be的肿胀从而影响Be的热力学性能.同时，Be的熔点也较低，抗热负荷冲击的能力有限，且毒性很强，因而Be不是理想的第一壁材料.碳基材料(如掺杂石墨，碳纤维复合材料等)中元素的原子序数也很低、具有良好的导热性能、在高温时仍能保持一定的弹性强度、具有高熔点、很好的抗热负荷冲击能力和无毒性.实验上也取得了很大的进展，但其中的碳元素具有较高的溅射刻蚀率、易滞留氢及其同位素、受中子辐照后碳基材料容易脆化且韧度和热导性能急剧下降，这严重限制了碳基材料在第一壁材料上的应用.近些年来，人们将目光转向了钨基材料.这是因为W具有高的原子序数、很高的熔点、低蒸气压，低热膨胀率，高强度和低的H及其同位素滞留率的性能，目前它被认为是最具前景的第一壁材料.为了给相关研究人员提供参考，作者在这里专门介绍第一壁材料W的部分研究现状以及面临的若干难题.

1 第一壁材料钨抗热负荷性能的研究

在ITER运行时，一方面，第一壁材料承受着核聚变反应产生的各种高能粒子的辐照以及极强的电磁辐射，从而获得核聚变反应堆产生的能量；另一方面，第一壁材料还必须通过热沉材料快速有效的将这些热量输送出去.这就要求第一壁材料能承受高能粒子长时间的辐照，同时还要求第一壁材料和热沉材料必须能够在维持自身结构稳定性的情况下多次长时间地将反应堆产生的热量输送出来.目前，国内外许多研究组对钨基材料表面的抗高能粒子腐蚀和抗热冲击性能力进行了大量的研究[19-24].如果高原子序数的W原子及其集团从钨基材料的表面被溅射出来，进入反应堆等离子体区域从而污染等离子体，会危害核聚变反应的进行.实验研究表明，在高热负荷的情况下，W表面区域确实有钨原子或集团被溅射出来.然而，W原子被溅射出来所对应的物理条件尚不清晰.从物理上看，W原子从材料的表面溅射出来，是因为这些原子获得了较大的动能，足以断裂单个或多个W-W键.同时，这些原子动量总的方向应该指向表面区的外侧.从微观角度看，断裂W-W键所需的能量与对应原子的环境配位有关.在热负荷冲击下，W材料的表面形貌应该发生了变化，因而表面区域的W原子的局部结构会发生改变.但是，我们还没有从原子化的尺度上揭示出W表面的形貌，为了研究这一问题，需要开展大规模的理论模拟研究工作.

当表面的热负荷较大时，第一壁材料的表面层会出现裂纹、鼓泡、再结晶等复杂的现象.实验研究表明，一旦出现这些缺陷，样品表面温度会急剧上升，这是因为含缺陷的材料导热性能会极大地降低，致使局部温度骤升，从而又会诱发新的缺陷的产生.中科院等离子体物理研究所研究组[7]指出样品本身所存在的气孔和杂质等在热负荷下使材料产生裂纹也是导致材料抗热负荷性能降低的重要因素之一.有趣的是，如果在体系中进行适当的掺杂，例如掺入约1%的La2O3[23]则材料的抗热冲击能力会有一定程度的增强，掺入原子比例为0.03%-0.04%的钾(K)[20-21]能够显著地提高制备材料的致密度和硬度.这说明适当地掺杂能提高第一壁材料的热力学性能.然而，目前专门针对W表面在高能量粒子辐照和热负荷环境下的研究还不多，对热负荷导致缺陷的的机制还不是完全清楚.

2 第一壁材料与热沉材料连接的问题

虽然W材料具有高熔点、低热膨胀系数、高强度等优点，但是它的热导性能却很差.为了能将热量快速地释放出去，人们想到了将W与另一种导热性能优异的材料(例如铜(Cu)或铜的合金)连接[15-22].这样既利用了W作为第一壁材料所拥有的优势，又能通过热沉材料很快的将热量传导出来.然而，W和Cu的热膨胀系数不匹配(热膨胀系数相差达3-4倍)，如果直接焊接在一起，那么在服役过程中在其界面上势必会产生巨大的热应力，材料中的连接部分很容易断裂进而使材料失效.为了在应用中能同时发挥W和Cu的优势，人们就必须对这种复合材料进行人工设计，并对其热输运性能开展研究以满足应用的需要.鉴于此，人们提出了采用若干个中间过渡层来连接纯W层和纯Cu层，以缓解局部过大的热应力，每一中间过渡层由一定比例(WxCu1-x)的W和Cu混合而成，于是由这些W/Cu比例变化呈梯度分布的过渡层所组成的材料—W/Cu功能梯度材料应运而生.目前实验上已经设计制备出W/Cu梯度材料[19,22,28-31].图二为北京科技大学研究组制备的W/Cu功能梯度材料的SEM图片[22]，表一列出了各过渡层的组份配比.由图可以看出，各相邻过渡层间的组份是跳变的，过渡层之间存在着明显的界面，在每个过渡层中，成分的分布在空间上也是变化的(见图一中右边的照片)，且存在着孔洞.

图1 W/Cu功能梯度材料的SEM照片，左侧是总个梯度材料的横截面，右侧是第五个过渡层，摘自文献[22].

Y.W.Wang等[24]的研究显示W/Cu梯度材料过渡层之间的界面对应力波的传输有重要的影响；北京科大研究组采用弹性理论对W/Cu梯度材料的成分分布与热应力的关系进行了数值模拟[17]，他们的研究表明，在W/Cu梯度材料中，从100% W层向100% Cu层过渡时，体系的热应力随中间过渡层数目的增多而不断地缓解.显然，中间的过渡层对缓解热应力是非常有用的.

表1 实验制备的W/Cu功能梯度材料各单层中W与Cu的组份配比.摘自文献[22].

如前所述，对W/Cu梯度材料，相邻的过渡层均由不同的W-Cu组分构成，而Wen-C.Chiang和David V. Baxter的实验[26]显示热膨胀系数随W-Cu组分的变化十分敏感.据此可知，如果相邻的过渡层的组份分布不合适，则导致相邻过渡层之间的热膨胀系数有较大的差别.当施加温度场后，相邻过渡层之间会出现较大的热应力，会极大地降低材料的力学性能[18].另一方面，为了能有效地移走材料表面的热功率，材料的导热能力是至关重要的.于是，我们一方面要探讨界面处的原子间排列对界面热应力的影响，另一方面还要研究如何调控相邻过渡层的组份分布，以降低由界面所导致的热导性能的影响.我们注意到，实验虽然观测到了W/Cu梯度材料热膨胀系数的大小与过渡层中组份存在关联的现象[16]，但并未总结出相关的规律.要实现材料功能的人工调控，揭示材料热膨胀系数的大小与自身的组份和结构关联的内在规律是十分重要的研究课题.

3 钨中的氢气泡

实验发现W材料不仅要遭受高能粒子诸如中子、氢(H)及其同位素(D、T)和氦(He)的撞击，也面临着随之而来的氢气泡、氦气泡的危害[32-34,41,42].这些H气泡、He气泡将严重地危害了W材料的力学性能，从而影响W材料的使用寿命.更进一步，这些氢气泡氦气泡会产生碎片从而会危害聚变反应，因此有必要对氢气泡和氦气泡形成机制进行研究.下面介绍关于氢气泡的一些研究工作.

近年来，有很多工作致力于研究W材料的H气泡形成机制[35-40，43,44].实验研究发现W材料在遭受高通量的H同位素辐照后会在其表面产生气泡.一般来说，气泡的产生与W材料和H同位素之间的相互作用有关，特别是W材料中的缺陷诸如点缺陷(原子空位等)，线缺陷(位错等)和面缺陷等.在这些缺陷中，单原子空位被认为是氢气泡产生的根源，研究发现单个W原子空位能够容纳10个H原子[37].然而，10个H原子相对于氢气泡而言H的含量非常小.因此，单原子空位仅仅是一个研究氢气泡的模型.要想达到实验观测到的氢气泡，这种类型的氢气泡必须长大.一个可能的方式是：该空位中的H原子破坏附近的W-W键，并且一些W原子必须要远离这个空位，如此这般，空位将形成一个孔洞，于是更多的氢原子将聚集在这里从而最终形成氢气泡.如果这就是氢气泡形成的原因，每一个远离的W原子将被H包围着；然而这样的W-H碎片却很难从孔洞中迁移出来，W-H碎片将保留在孔洞中，最终H气泡也就很难长大到实验观测的尺寸.

H气泡的形成与其在体系中的迁移行为密切相关，因为H的迁移行为是决定H气泡能否聚集成核、能否长大的重要因素之一.计算表明，在有应力情况下，H在W体系中的迁移具有一定的方向性[36]，可能会诱使H在体系中的聚集.而应力在材料中是很常见的，如点缺陷、线缺陷、面缺陷等附近存在很大的局部应力.层错就是一种常见的面缺陷.从结构上看，层错这种类型的缺陷存在着一个很大的缺陷区域，其中的W-W相互作用又弱于W晶体中的W-W相互作用，因此，H原子将有一定的概率在这个缺陷区域形成氢气泡.

第一性原理计算表明，H从层错附近的稳定的吸附位置迁移到层错中的吸附位置只需要跨越约0.14eV的势垒，而反过来，从层错位置迁移到层错的外部却要跨越1.24eV的势垒(如图2)[35].显然，层错对H原子而言是一个较深的势阱，层错附近的H原子很容易被层错俘获.

进一步的计算显示层错中的H原子只需跨越0.26eV的能量就能够在层错中移动.结合前述H原子在层错附近的行为，我们很容易想到如此的一幅图像：层错附近的H原子很容易被层错俘获，俘获的H原子也比较容易的在层错内部扩散，如果这些现象一直发生，那么，经过一段时间之后，层错处的H含量将很高，而层错处本来就已经很弱的W-W键就会被不断积聚在附近的H进一步削弱.随着附近的H的含量的增加，进而破坏层错处的W-W键，最终形成较大尺寸的H气泡.

实验发现，钨中的氢泡主要分布在钨的表面区域.于是，有必要将H在表面区层错处形成气泡的能力与在钨的块体中层错处形成氢气泡的能力进行对比.如图FIG. 3 所示，理论上考察了H吸附量由1个到54个(对应层错处面覆盖度为3.4×1015个/cm2)的情形.图中蓝线为薄膜模型的H吸附的形成能(平均到每个H原子上)，紫色表示含层错的体结构模型.在H吸附含量较少时，他们的行为基本一致，但当H吸附达到35个(对应覆盖度为2.2×1015个/cm2)时，形成能开始从负值转变为正值，之后直线上升.通过统计层错处上下两侧间的W-W平均键长随吸附的H原子数之间的关系，可以看出，在H吸附量低于2.2×1015个/cm2时键长值均小于2.8Å，这个值是在正常的体结构键长(2.74Å)附近；当H吸附量超过2.2×1015个/cm2时，W-W键长急剧增大，特别是在H吸附量达到3.4×1015个/cm2时，层错处平均键长达到3.3Å，这比正常体结构中键长大了20%，可以认为该处W-W键断裂了.图中插入的小图为H吸附分别为15个和54个的情形.前者层错处W-W键正常，而后者层错处W-W键消失.可以想象，此时体系中存在着更大的空洞，可以吸附更多的H原子，当体系吸附的H原子数继续增加，H气泡也将逐渐形成，最终宏观可见的H气泡也将形成.

图3 薄膜模型和体结构模型的H吸附的形成随吸附H原子数的关系以及薄膜模型中层错处的W-W键长随吸附H原子数之间的关系，图中小图分别是薄膜模型吸附15个H和54个H的情形.摘自文献[35].

必须指出，H泡的形成机理是十分复杂的，并非单靠面缺陷聚H就能解释全部的实验现象.实际上，H在W中对W具有一定的“腐蚀性”，会造成一定量的局部缺陷.但这些缺陷运动而聚集时，也会产生较大尺寸的H泡[41].目前，尚未见到对这一问题进行细致研究的报道.

4 结束语

我们介绍了热核实验堆中第一壁材料所面临的一些科学问题，这些都是该领域正在探究但尚未获得最终答案的问题.除此之外，如何减少W中氚的滞留也是非常重要的课题.从凝聚态物理的角度来看，对W进行适当的掺杂也许能提升其抗热负荷、抗辐照损伤和减少氚滞留的能力.然而，采用什么样的元素进行掺杂以及掺杂的计量对其处于极端条件下物理性质的影响却是未知的.

在如此的极端环境中对材料进行实验检测，需要花费昂贵的代价.然而，开展大规模的理论模拟研究工作却是一个很好的研究极端条件下材料性能的途径.目前，对第一壁材料的理论研究主要停留在基于经验势的大规模长时间的模拟和基于第一性原理的小规模计算.这些研究获得了许多有价值的成果，但与科学研究的目标相差太远.其中，经验势不是建立在量子理论的基础上，其计算结果的可靠性不是很高，也不能解释微观体系中物理现象的本质.而基于第一性原理的计算固然很可靠，并且也能深刻地揭示物理现象的本质，但计算量太大，目前的计算条件不足以支持采用第一性原理计算第一壁材料中复杂的物理问题.所以，在该领域发展理论计算方法也是必要的.这需要具有凝聚态物理、材料物理、数值计算背景的研究人员开展密切的合作，解决第一壁材料中的跨尺度计算.

[1] 李建刚,赵君煜,彭子龙.全超导托卡马克核聚变实验装置[J].中国科学院院刊,2008,23(5):474-477.

[2] ITER Organization. ITER, the way to new energy [DB/OL]. http://www.iter.org, 2014-05-20.

[3] 葛昌纯.面向等离子体材料与可控核聚变[J].中国科技财富,2009,17(9):28-31.

[4] 许增裕.国际热核实验堆的建造与聚变堆材料研究[J].原子能科学技术,2005,39(S1):46-52.

[5] V Barabash, R Eaton, T Hirai, I Kupriyanov, G Nikolaev, ZhanhongWang, Xiang Liu, M Roedig and J Linke. Summary of beryllium qualification activity for ITER first-wall applications[J]. Phys. Scr. 2011,T145:014007.

[6] ROTH J, ECKSTEIN W, GUSEVA M. Erosion of Be as plasma-facing material[J]. Fusion Engineering and Design, 1997,37:465-480.

[7] Robert W Conn, Russell P Doerner, Jongik Won. Beryllium as the plasma-facing material in fusion energy systems-experiments, evaluation, and comparison with alternative materials[J]. Fusion Engineering and Design, 1997,37:481-513.

[8] B. Patel, W. Parsons. Operational beryllium handling experience at JET[J]. Fusion Engineering and Design, 2003,69:689-694.

[9] BARABASH V, FEDERICI G, LINKE J, C.H. Wu. Material/plasma surface interaction issues following neutron damage[J]. J Nuclear Materials, 2003,313-316:42-51.

[10] L.L Snead, R.H Jones, A Kohyama, P Fenici. Status of silicon carbide composites for fusion[J]. J Nuclear Materials, 1996,233-237:26-36.

[11] P. Fenici, A.J. Frias Rebelo, R.H. Jones, A. Kohyama, L.L. Snead. Current status of SiC/SiC composites R&D[J]. J. Nuclear Materials, 1998,258-263:215-225.

[12] H. Bolt, M. Araki, J. Linke, W. Malléner, K. Nakamura, R.W. Steinbrech, S. Suzuki. Heat flux experiments on first wall mock-ups coated by plasma sprayed B4C [J]. J Nuclear Materials, 1996,233-237:809-813.

[13] G. N. Luo, Q. Li, X. B. Zheng, J. L. Chen, Q. G. Guo, X. Liu. Coating materials for fusion application in China[J]. J. Nuclear Materials, 2011,417:1257-1261.

[14] H. Li, J. L. Chen, J. G. Li, X. J. Sun. High heat load tests on W/Cu mock-ups and evaluation of their application to EAST device[J]. Fusion Engineering and Design, 2009, 84:1-4.

[15] Yangwei Wang, Fuchi Wang, Xiaodong Yu, Zhuang Ma, Jubin Gao, Xiaopeng Kang. Effect of interlayer on stress wave propagation in CMC-RHA multi-layered structure[J]. Composites Science and Technology, 2010,70:1669-1673.

[16] 刘彬彬,谢建新.W-Cu梯度热沉材料的成分与结构设计[J].稀有金属,2005,29(5):757-761.

[17] B. Gludovatz, S. Wurster, A. Hoffmann, R. Pippan. Fracture toughness of polycrystalline tungsten alloys[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2010,28:674-678.

[18] 种法力,陈俊凌,李建刚. VPS-EBW法制备W/Cu功能梯度材料及热负荷实验研究[J].稀有金属材料工程,2006,35(9):1509-1512.

[19] G. Pintsuk, I. Uytdenhouwen. Thermo-mechanical and thermal shock characterization of potassium doped tungsten[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2010,28:661-668.

[20] Xiaoyan Shu, Haixin Qiu, Bo Huang, Zexing Gu, Jijun Yang, Jiali Liao, Yuanyou Yang, Ning Liu, Jun Tang. Preparation and characterization of potassium doped tungsten[J]. J Nuclear Materials, 2013,440:414-419.

[21] Zhang Ke, Shen Weiping, Ge ChangChun. Effect of additives on thermal-shock resistance of W/Cu FGMs[J]. Multiscale and Functionally Graded Materials, 2008,973:838-843.

[22] G Ritz, T Hirai, P Norajitra, J Reiser, R Giniyatulin, A Makhankov,I Mazul, G Pintsuk and J Linke. Failure study of helium-cooled tungsten divertor plasma-facing units tested at DEMO relevant steady-state heat loads[J]. Physica Scripta, 2009,T138:014064.

[23] B Bazylev, I Landman, A Loarte, N S Klimov, V L Podkovyrov and V M Safronov. Experiments and modeling of droplet emission from tungsten under transient heat loads[J]. Physica Scripta, 2009,T138:014061.

[24] Yangwei Wang, Fuchi Wang, Xiaodong Yu, Zhuang Ma, Jubin Gao, Xiaopeng Kang. Effect of interlayer on stress wave propagation in CMC/RHA multi-layered structure [J]. Composites Science and Technology, 2010,70:1669-1673.

[25] Wen-C. Chiang, David V. Baxter. Low-angle x-ray diffraction with in situ annealing: Application to W/Cu multilayers[J]. J Appl Phys, 1993,74:4331-4438.

[26] J. Matejicek, H. Boldyryeva. Processing and temperature-dependent properties of plasma-sprayed tungsten-stainless steel composites[J]. Physica Scripta, 2009,T138:014041.

[27] G. N. Luo, M. Liu, Z. Q. Kuang, X. D. Zhang, Z. S. Yang, C. G. Deng, Z. C. Zhang, J. G. Li, K. S. Zhou. Directly-cooled VPS-W/Cu limiter and its preliminary results in HT-7[J]. J Nucl Mater, 2007,363-365:1241-1245.

[28] Q. Li, H. Chen, P. Qi, Z. H. Yang, G. N. Luo, H. Y. Guo. Modeling of heat deposition on the W/Cu movable limiter in HT-7[J]. Fusion Engineering and Design, 2010,85:126-129.

[29] H. Abbaszadeh, A. Masoudi, H. Safabinesh, M. Takestani. Investigation on the characteristics of micro- and nano-structured W-15 wt.%Cu composites prepared by powder metallurgy route[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2012,30:145-151.

[30] J. L. Fan, T. Liu, S. Zhu, Y. Han. Synthesis of ultrafine/nanocrystalline W-(30-50)Cu composite powders and microstructure characteristics of the sintered alloys[J]. International Journal of Refractory Metals & Hard Materials, 2012,30:33-37.

[31] T. Shimada, H. Kikuchi, Y. Ueda, A. Sagara and M. Nishikawa. Blister formation in tungsten by hydrogen and carbon mixed ion beam irradiation[J]. J Nucl Mater, 2003,313-316:204-208.

[32] T. Venhaus, R. Causey, R. Doerner, T. Abeln. Behavior of tungsten exposed to high fluences of low energy hydrogen isotopes[J]. J Nucl Mater, 2001,290-293:505-508.

[33] H. Iwakiri, K. Yasunaga, K. Morishita, N. Yoshida. Microstructure evolution in tungsten during low-energy helium ion irradiation[J]. J Nucl Mater, 2000,283-287:1134-1138.

[34] W. Y. Ding, H. Y. He and B. C. Pan. Interaction of H with stacking fault in W(111)film: A possible formation mechanism of H bubbles[J]. RSC Adv., 2014,4:7030-7034.

[35] Wenyi Ding, Haiyan He, Changsong Liu, Rui Ding, Junling Chen, Bicai Pan. Strain-dependent diffusion behavior of H within tungsten[J]. Physica B, 2014,443:76-79.

[36] Y.L. Liu, Y. Zhang, H.B. Zhou, G.H. Lu, F. Liu and G.N. Luo. Vacancy trapping mechanism for hydrogen bubble formation in metal[J]. Phys Rev B, 2009,79:172103.

[37] W.Y. Li, Y. Zhang, H.B. Zhou, S. Jin and G.H. Lu. Stress effects on stability and diffusion of H in W: A first-principles study[J]. Nucl Instrum Methods, Phys Res B, 2011,269:1731-1734.

[38] K. Heinola, T. Ahlgren, K. Nordlund and J. Keinonen. Hydrogen interaction with point defects in tungsten[J]. Phys Rev B, 2010,82:094102.

[39] H.B. Zhou, Y.L. Liu, S. Jin, Y. Zhang, G.N. Luo and G.H. Lu. Investigating behaviours of hydrogen in a tungsten grain boundary by first principles: from dissolution and diffusion to a trapping mechanism[J]. Nucl Fusion, 2010,50:025016.

[40] Joachim Roth and Klaus Schmid. Hydrogen in tungsten as plasma-facing material[J]. Phys Scr， 2011,T145:014031.

[41] X. S. Kong, Y. W. You, Q.F. Fang, C. S. Liu, J. L. Chen, G. N. Luo, B. C. Pan, Z. G. Wang. The role of impurity oxygen in hydrogen bubble nucleation in tungsten[J]. J Nuclear Materials, 2013,433:357-363.

[42] J. Hu, Y. W. Zhang, X.P. Wang, Z.Q. zhao, Q.F. Fang, C. S. Liu. Effects of Si3+and H+irradiation on tungsten evaluated by internal friction method[J]. Plasma Science & Technology, 2013,15:1071-1075.

[43] Y. W. You, X. S. Kong, X.B. Wu, Q.F. Fang, J. L. Chen, G. N. Luo, C. S. Liu. Effect of vacancy on the dissolution and diffusion properties of hydrogen and helium in molybdenum[J]. J Nuclear Materials, 2013,433:167-173.

TheReviewandSomeProblemsabouttheFirstWallMaterialsTungsteninMagneticConfinementFusionReactor

DING Wen-yi, HE Hai-yan, PAN Bi-cai

(Department of Physics, University of Science and Technology of China, Hefei 230022, Chian)

In this paper, we briefly introduced the main factors influencing the working status of the plasma facing materials in the magnetic confinement fusion reactor, and presented how the thermal load and the highly energetic particles impacted on the structure of the first wall material of tungsten. In addition, according to the situation in this field, some urgent concerns in research were discussed.

the first wall materials; fusion reactor; H bubble

2014-06-20

国家自然科学基金(11275191).

潘必才(1965-)，男，安徽潜山县人，安徽师范大学物理系1980级校友.中国科学技术大学物理系教授，博士，博士生导师.1993年于中国科学技术大学物理系获博士学位.2001年获第七届中国青年科技奖.2003年入选中国科学院“百人计划”.主要从事凝聚态体系的结构、电子结构、晶格振动等物理性质的理论计算研究，近年针对磁约束核聚变装置中的第一壁材料发展新的理论计算方法.

丁文艺，何海燕，潘必才.磁约束可控热核聚变堆中的第一壁材料钨的研究状况和面临的若干问题[J].安徽师范大学学报：自然科学版，2014，37(4)：314-319.

O469

A

1001-2443(2014)04-0314-06