- 引言 -

《韩非子 难一》中讲了一个“自相矛盾”的故事，有一个楚国人，卖盾又卖矛。他夸耀自己的盾，说：“我的盾坚固无比，任何锋利的东西都穿不透它。”又夸耀自己的矛，说：“我的矛锋利极了，什么坚固的东西都能刺穿。”有人问他：“如果用您的矛刺您的盾，结果会怎么样呢？”那人张口结舌，一句话也答不上来。什么都不能刺穿的盾与什么都能刺穿的矛，不可能同时存在于这个世界上。

自相矛盾的故事，是告诫人们说话办事要一致，不能违背了事物的客观规律，自己也说服不了自己；也比喻自己说话做事前后矛盾或抵触，成为别人的笑柄。

其实，我们还可以从另一个维度来理解这个故事的寓意，正是“矛与盾”的对抗和冲突，成为推动人类技术进步的不竭动力，从一个高峰到达另一个高峰。

今天讲的核聚变堆包层结构材料的演进史，就是一个很好的案例。

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能源是人类社会生存发展的重要物质基础，直接关系到国计民生和国家战略竞争力。以氢同位素氘氚(D-T)为主要原料的受控核聚变能，因其主要燃料氘储量丰富，反应主要产物为无放射性的氦(He)，且具有固有的安全性，被认为是理想的清洁能源。

2006年11月，美国、欧盟、日本、韩国、俄罗斯、印度和中国七方正式签订协议，启动全超导磁约束国际热核实验堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)建设，以验证和平利用核聚变能发电的科学和工程技术可行性。

为了解决ITER与示范性聚变核电厂DEMO(Demonstration Fusion Power Plant)之间的技术问题，美国计划建造聚变核科学设施FNSF(Fusion Nuclear Science Facility)用于理解聚变堆复杂的聚变等离子体与材料相互作用、核材料相互作用、氚燃料管理以及功率提取等。基于与FNSF同样的目的，中国计划建造中国聚变工程实验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)，CFETR一期要解决等离子体稳态运行与氚自持两个关键问题，CFETR二期实现聚变功率为1GW的DEMO堆相关技术问题确认。

费米曾说过，核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为。这句话是针对裂变堆的，但对聚变堆而言，核材料面临的问题反而更加严峻。

在商业化的托卡马可聚变堆中，其包层系统中的第一壁(First Wall，简称FW)材料，也就是直接面向等离子体的那层材料，需要满足以下多种严苛的要求，例如低氚滞留；抗中子辐照能力；抗等离子体辐照；低活化；耐高温&耐热冲击，以上几个条件满足一个就已经十分困难了，满足所有条件的材料目前还不存在。

包层系统（Blanket）是聚变堆中最重要的部件之一，为整个核聚变装置提供中子和高热负荷的屏蔽，是核聚变装置的关键系统。包层系统包括覆盖于核聚变堆真空室内壁的两个不同的子系统，分别是壁挂包层模块和端口挂载包层模块。每个模块由第一壁、屏蔽块(Shield Module)以及柔性支撑等组成。其中，第一壁提供了包层系统与等离子体的界面并屏蔽等离子体运行时产生的高热负荷。

包层系统的主要作用包括：

(1)能量转换，将由高能中子携带的聚变反应能量转换成热量，并进一步有效提取用于发电；

(2)产氚，在包层中利用含锂的氚增殖剂与中子反应产生氚，并进行提取，投入到主真空室中，进行燃烧；

(3)屏蔽辐照，屏蔽中子并防止堆内放射物质泄漏。

图片源自网络

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包层的分类方法很多，包括以氚增殖剂划分、以冷却剂划分、以结构材料划分等。其中，最常用的是以氚增殖剂的状态划分，具体可以划分为固态氚增殖剂包层与液态氚增殖剂包层两种，分别简称固态包层与液态包层。

固态包层的氚增殖剂主要有Li2TiO3、LiAlO2、Li4SiO4、LiZrO3等陶瓷。由于固态氚增殖剂锂原子密度及填充率的限制，为满足氚增殖率要求，需要采用金属Be和Pb等中子倍增剂。

液态增殖剂主要包括液态金属锂(Li)、液态锂铅共晶体(LiPb)、熔盐(FLiBe)等。液态金属锂增殖剂中有效氚增殖元素Li原子密度较高，在所有的氚增殖剂中具有最强的氚增殖能力。在液态金属LiPb中，Pb是中子倍增剂。

包层的冷却方式设计主要有氦冷、水冷及液态金属/熔盐自冷三种。其中对于固态包层来说，冷却方式可选择氦冷与水冷；对于液态包层来说，除了外加的氦冷或水冷外，液态氚增殖剂本身也具有带出热量的能力。

聚变堆包层结构材料所处环境较为恶劣，对材料性能要求相对较高。

在聚变堆中，高通量14MeV中子辐照协同嬗变产生的氦、氢等杂质元素将会对材料产生显著的影响，在材料中产生辐照缺陷、氦泡等，使材料的强度、韧性等力学性能显著下降乃至失效，从而降低材料在聚变堆中的寿命，影响反应堆的正常运转与安全。同时，包层结构材料还会受到较高的热负荷，并可能会受到冷却剂和液态氚增殖剂的腐蚀作用。

目前普遍认为，包层结构材料需要满足以下几个基本要求：

(1)中子截面小、低活化；

(2)力学性能稳定，且具有足够的韧性、塑性、强度及高温蠕变强度；

(3)具有较强的抗腐蚀性能，对应力和晶间腐蚀不敏感；

(4)具有较好的抗高能中子辐照能力。

以下将介绍普通RAFM钢、机械合金化ODS钢、改良的RAFM钢、非机械合金化ODS钢、钒合金、碳化硅复合材料等六种候选包层结构材料，并对未来潜在的聚变堆结构材料候选材料进行介绍。

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低活化铁素体马氏体钢（RAFM）

RAFM钢的发展历史可以追溯到1980年前后，美国、欧洲、日本相继进行了RAFM钢的研究开发，主要的开发思路是对耐热钢HT-9(12Cr-1Mo-0.3V)钢和改进型的9Cr-1Mo钢进行低活化改进，将高活化元素Mo和Nb以低活性的元素W、V、Ti、Ta代替，来实现聚变堆要求的低活化特性。

相比奥氏体不锈钢(如316L等)，RAFM钢展现了更低的辐照活性、更高的热导率、更低的热膨胀率和极好的抗肿胀性能。

下表给出了多种RAFM钢的热处理工艺及组织特点。目前已有的RAFM钢的合金化元素含量及热处理工艺，都是在考虑低活化的基础上，综合考虑了高温蠕变、低温辐照脆化、抗拉强度等力学性能后得出的。

从2006年起，为配合我国氦冷固态试验增殖包层的设计研究，核工业西南物理研究院与中科院金属研究所等多家单位联合开发出了一种RAFM钢，命名为CLF-1。

该钢在韧脆转变温度、高温拉伸性能尤其是在抗拉强度等方面已与国际同类钢的水平相近，目前已经完成了3批5t级低活化马氏体钢CLF-1钢锭的生产。

中国科学院金属研究所和近代物理所为开发适用于未来重大核电装置的结构材料，联合研制了具有耐高温、耐辐照、耐液态金属腐蚀的SIMP钢。

SIMP钢是在传统9%～12%Cr铁素体/马氏体耐热钢的基础上，在钢中增加Cr和Si含量，从而提高抗液态金属腐蚀能力和抗氧化能力；提高C含量抑制高温δ铁素体，获得全马氏体组织，将钢中Ni、P、Cu、Co、Al等活化元素的含量降低至极低水平以提高抗辐照性能。

优化后的SIMP钢最终名义成分为：0.20C-1.2Si-10.5Cr-1.5W-0.2V-0.15Ti(质量分数，%)。经过大量实验验证，SIMP钢与T91钢等传统已有低活化钢相比，具有低的热膨胀系数，高的热导率，优良的高温蠕变性能、耐高温耐腐蚀性能和抗辐照性能，同时还具有优异的力学性能。

低活化铁素体马氏体钢(RAFM)的预期工作温度区间是325～550℃，低温限制是由辐照诱导的硬化和脆化导致的，高温限制是由热蠕变强度决定的。

研究表明，传统RAFM钢存在以下几方面的问题：

1、550℃以上，长时间热时效问题及低蠕变强度；

2、疲劳、蠕变疲劳导致的循环软化；

3、延展性降低，在裂变中子辐照超过1～10dpa时出现低温辐照脆化，且在聚变中子辐照环境下可能会更加严重；

4、辐照肿胀，在25～50dpa以上，辐照肿胀程度将不能接受；

5、与焊接相关众多的问题，对于全尺寸包层模块来说，焊前热处理很难完成，辐照可能会导致热影响区域力学性能的急剧下降。

目前，ITER中的包层结构材料仍以RAFM钢为主要的候选材料，但异形件的加工、钨与低活化钢的连接仍是一个难点。在面向CFTER及未来DEMO堆包层的应用中，RAFM钢的杂质控制将会是一个重要的问题，包括原材料的纯化以及制造过程的清洁。

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机械合金化ODS钢

ODS钢在先进核能系统中的发展，始于1987年日本对于先进快堆包壳材料的研究，并一直以机械合金化为主要的制备手段。

ODS钢内部高度弥散的纳米析出相和相对细小的晶粒(如下图所示)可以有效提升材料的高温蠕变强度，同时保持韧性和延展性不出现明显的降低，且维持足够低的韧脆转变温度。

另外，ODS钢还具有优良的抗中子辐照肿胀性能，且对氢脆、氦脆不敏感。

ODS钢中的弥散相分布

对氧化物弥散强化钢(ODS)的研究聚焦于两种组分：

具有～9%Cr组分的马氏体基体钢和具有12%～16%Cr组分的铁素体基体钢。虽然基于之前的研究表明，传统的含12%～17%Cr的铁素体钢具有辐照诱导的析出物(例如α析出物)，但是它仍然是适用于极高服役温度(达到750～800℃)的反应堆的候选结构材料。

较低Cr含量的ODS钢，在通过适当的热处理后可以具有更好的各向同性，并且可能提供更好的低温断裂韧性。但是受限于热处理的马氏体钢基体的热稳定性，它的最高应用温度只有600～650℃。

相比RAFM钢，ODS钢展现出了极佳的抗辐照性能。ODS钢之所以能够降低或者延缓辐照诱导的材料性能退化，是因为ODS钢基体中大量的界面以及纳米尺度的氧化物颗粒能够作为捕获扩散的点缺陷和氦原子的位点。

一般来说，ODS钢制备工艺为：气雾化预合金粉末与Y2O3粉末通过机械合金化，从而使Y强制溶解在铁素体相中，然后通过热等静压等致密化手段对机械合金化粉末进行烧结，并在加热过程中促进纳米氧化物颗粒的形核，最后，对ODS钢进行变形加工和热处理以进一步对其组织进行调控。

然而，机械合金化生产中存在的几个问题限制了其发展：耗费时间长，成本高，效率低，研磨介质(容器和气氛)的不利影响，合金成分均匀性控制以及产品批次稳定性。

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改良RAFM钢

为了弥补传统RAFM 钢与ODS发展的鸿沟，美国橡树岭国家实验室基于热力学模拟计算开发了一种RAFM 钢的改良型品种：可浇铸纳米结构合金CNA(Castable nanostructured alloys)。

相比传统RAFM 钢，CNA主要的变化有两点：

第一，化学成分优化，如提高N含量，降低C含量，并额外提高V、Ta的含量。

第二，热机械处理，包括600～700℃温度范围内的热轧，多次奥氏体化及回火等。这些改善的目的，是在钢中引入更多的MX和M2X析出相(M=V,Ta;X=N,C)，以增强钢的力学性能及抗辐照性能。

CNA钢相比传统RAFM钢，在屈服强度、高温蠕变强度、抗辐照性能等方面都有了明显的提升，同时CNA成本与原来的RAFM钢几乎一致，远低于利用粉末冶金工艺制作的ODS钢，并且避免了ODS钢粉末冶炼导致的大规模生产困难。

目前这类钢较大的问题是：

(1)缺少工业化生产的技术，缺少焊接性能信息，不确定是否能在焊接区域保持良好的力学性能；

(2)材料数据库不完全，特别是热时效和蠕变疲劳数据。

目前，最迫切的问题，是实验确认纳米级析出相在热时效和辐照条件下的稳定性，而且，CNA钢缺少中子辐照数据。

欧洲也开展了类似于CNA钢的改良RAFM 钢发展探索，主要手段也是成分微调以及热机械处理，并针对水冷/氦冷包层设计方案分别给出了RAFM 钢改良目标。对于水冷包层，RAFM 钢改良目标是提高低温抗辐照性能；而对于氦冷包层，目标是提高高温力学性能(强度、蠕变、蠕变疲劳)。

在未来很长一段时间，对于CNA钢的研究将集中在材料成分、热处理工艺的进一步优化及该材料的可靠性分析，包括析出相热时效、辐照稳定性等。

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非机械合金化ODS钢

ODS钢具有极为诱人的性能及在未来聚变堆包层应用的前景，然而机械合金化带来的高成本、低效率生产成为了限制其发展的瓶颈。

美国爱荷华州立大学的Rieken等提出了气雾化反应合成的方法来替代机械合金过程获得ODS钢。

西班牙纳瓦拉大学的Gil等在Rieken工作的基础上尝试一种气体雾化粉末表面处理＋反应合成的方法制作了成分为Fe-14Cr-2W-0.3Ti-0.23Y的ODS钢。

北京科技大学燕青芝等用熔炼铸造工艺制备了ODS钢，然后将稀土元素溶入钢液、含氧载体氧化铁粉体预先置入锭模中，在浇铸过程中氧化铁发生溶解熔化进入钢液，氧与钢液中的稀土元素化合形成弥散分布的氧化物。

实验得到的氧化物颗粒均在5nm以下，大部分在1nm左右；并且得到的不是二元而是三元稀土氧化物(YTiO3颗粒)；该成分的氧化物高温稳定性好，对位错钉扎能力强，大幅提高了钢的高温强度和抗蠕变性能。该ODS钢在离子辐照考核中展现出了良好的抗肿胀及稳定性。

中科院金属所Wang等采用与Gil类似的工艺，通过气雾化法制备了含Ti和Y的RAFM 钢粉体，然后在4x10-3Pa氧分压氛围内进行热处理引入氧。根据他们的实验结果，产物为Ti或者Y的氧化物。粉末颗粒的表面有Y2O3的团簇以及连续分布的厚TiO2层。

内氧化ODS合金的制备已在铜、镍等合金中成功应用，对于非机械合金化ODS钢，其工艺的优化，特别是氧含量的控制仍是难点，也是研究的热点。

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钒合金

从20世纪80年代开始，钒合金由于活性低、耐中子辐照、高温强度高以及与液态锂相容性好等优点，被认为是聚变堆包层结构材料的一种很有吸引力的候选材料。

钒合金具有较好的延展性并且没有铁磁性，这是其优于其他候选材料的方面。目前应用于聚变包层结构材料的钒合金主要为V-(4-5)Cr-(4-5)Ti系列的钒合金。

Cr的添加可以增加钒合金的高温强度，Ti的添加可以通过吸收杂质来提高钒合金的韧性。然而，对于V-xCr-yTi来说，当x+y>10%时，钒合金会变脆。美国通用原子公司曾生产了一炉具有优良性能的钒合金，用于DIII-D装置的V-4Cr-4Ti的偏滤器。日本生产了NIFS-Heat-1、NIFS-Heat-2和NIFS-Heat-3等合金产品。

钒合金尚待解决的重要问题是，热蠕变和辐照蠕变的数据不够完善，热蠕变和He诱导的脆性限制了使用温度上限，嬗变产生的氦，对力学性能以及辐照稳定性具有显著影响，另外辐照还会影响断裂性能(例如低温辐照变脆现象，在辐照温度低于～400℃时很显著)。

钒合金高氢同位素滞留和渗透的特点，也是限制其在聚变堆中应用的一个重要问题。作为聚变氘－氚(D-T)反应的燃料，氚的用量非常巨大(一个1GW/y的D-T反应堆每年需消耗56kg的氚)，而自然界中几乎没有氚，目前靠裂变堆提供氚的造价又极其高昂(CANDU堆生产：30000美元/g)，因此未来聚变堆将引入氚增殖包层，来解决这一问题。

在ITER的D-T运行阶段以及未来聚变装置中，大量氘氚被充入反应室中，以约3%的(ITER)燃烧效率反应，其余的氘氚在反应室内循环，将作用于壁材料上，在材料中滞留。氚在材料中的滞留及其清除是目前影响ITER高参数、长脉冲运行的等离子壁交互作用（PWI:Plasma Wall Interaction）的重要问题之一。

对于聚变堆本身，氚渗透滞留问题的重要性体现在：

(1)聚变堆中，氚总量必须控制在一定的范围；

(2)氢同位素氘、氚在聚变堆中的各种渗透行为使得氚的收集变困难；

(3)燃料中氘对包层结构的渗透将导致额外的氢同位素分离工序，使氚工厂的设计复杂化；

(4)氚从包层渗透进入主真空室可能影响第一壁的循环，进而影响堆的高参数稳态运行。

聚变堆中任何与氢接触的材料都存在氢的渗透问题，考虑到包层内部近10000m2的表面将直接与氚接触，氚渗透造成的影响将是非常巨大的。以V-5Cr-5Ti的滞留行为为例，研究发现，在经历同条件氚注入后，V-5Cr-5Ti的滞留量比普通的RAFM 钢高约3000倍，低剂量的辐照后，滞留量还会有近百倍的提升。

氚自持是聚变堆稳定运行的一个必要条件。如果选择钒合金作为包层结构材料，其表面必须有具有极好阻氚性能的阻氚涂层存在，且该涂层能在氚增殖剂、冷却剂(主要指水及液态金属)腐蚀和中子腐蚀下保持稳定的阻氚性能。这无疑提高了钒合金应用的成本并限制了其在聚变堆中的应用。

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碳化硅复合材料

SiC纤维增强的SiC基陶瓷复合材料(SiC/SiC)，在核反应堆中的应用研究已持续了数十年，其最初的应用是在高温气冷反应堆中。这种材料相比于RAFM钢具有更高的运行温度，预期的运行温度可以达到5001000℃。纯SiC和SiC/SiC复合材料于最近被证明在此温度区间达到～70dpa的辐照剂量时，仍然具有好的尺寸稳定性和高的强度。

并在1100℃时仍然和Pb-Li具有好的相容性。尽管在300℃时辐照后样品的强度有所降低，但是基底的断裂强度(由比例极限应力所测)在500℃和800℃辐照后几乎没有受到影响。

辐照之后的微结构表征表明相间区域有着很大的改变，出现了多晶区域和少量微裂纹。对于化学气相渗透制备的SiC基底微结构，除了有一些间隙位错环之外，并没有太大的改变。最近的一些实验研究为SiC复合材料的发展提供了很多有用的基础数据，并且解决了一些重要的可行性问题。

例如，最近的中子辐照研究表明，对8种SiC/SiC焊接样品在500℃下进行中子辐照到3dpa，发现扭转剪切强度并没有显著的降低。Frazer等使用各种新型的表征手段对SiC/SiC复合材料的局域力学性能进行了表征与评估。

Katsumi Yoshida等利用电泳沉积技术制备了层状SiC/SiC复合材料，并对材料的力学性能进行研究，发现SiC纤维交叉排列有助于提高其力学性能。

SiC/SiC复合材料虽然最近取得了一些进展，并且在高剂量中子辐照后具有较好的尺寸和稳定的力学性能，但是要想使SiC/SiC复合材料作为聚变堆结构材料应用仍然还有大量的可行性问题需要解决。例如，SiC/SiC复合材料焊接困难，制造费用高，结构设计标准有待确定以及拉伸强度有限等问题。

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新型结构材料

目前ODS钢、钒合金、碳化硅材料都存在一些局限，另外从更高辐照水平的示范堆(21世纪40年代)或商用原型电站(21世纪50年代)的要求看，ODS钢也不能满足需求。因此，聚变能长远的发展需求还需要研发其他先进的结构材料。复合块状非晶材料以及高熵合金在多个方面展现了优良的性能，是有潜力的候选材料。

块状非晶材料(以下简称非晶材料)又称金属玻璃，20世纪60年代开始进入人们的视野。非晶材料由于原子排列长程无序，短程有序，其物理、化学性能与晶体合金存在较大差异，在多方面存在优势，包括：

(1)非晶材料没有韧脆转变温度，其动态断裂韧性随载荷速率增加而提高；

(2)非晶合金原子无序排列，其抗辐照性能优于晶体合金；

(3)非晶合金具有极好的耐腐蚀性能；

(4)非晶材料与玻璃类似，存在超塑区间，可加热软化且易成型，从而解决了加工问题。

目前块状非晶材料的制备方法主要是铜模铸造法。然而，非晶材料也存在一些劣势，主要包括室温脆性以及应变软化，从而限制了其在结构材料中的应用。

因此，科研人员开展了非晶复合材料的研发，以解决上述两个问题。

根据复合相的来源，非晶复合材料可分为两种：外加晶体相的块体非晶复合材料和内生块体非晶复合材料。

2010年，北京科技大学新金属材料国家重点实验室吕昭平和吴渊等将相变诱导塑性(Transformation induced plasticity-TRIP)的概念引入非晶合金材料，成功地制备出具有拉伸塑性和加工硬化能力的相变诱导塑性非晶复合材料。

其基本思路为：

(1)通过添加合适的合金化元素，提高非晶基体玻璃形成能力，使合金液体具有良好的过冷能力；

(2)随着温度的降低，合金化元素与主元素形成高熔点金属间化合物析出；

(3)随着冷却的进一步进行，高熔点金属间化合物作为异质形核核心，促进亚稳晶体母相的均匀弥散析出；

(4)剩余熔融液体凝固形成非晶基体。

依据该思路，可设计开发适合聚变结构材料使用的非晶复合材料，需要注意的事项有：高活化元素含量的控制；非晶复合材料与氢的相容性，主要考虑到氢同位素特别是氚在锆等元素中滞留量及渗透率较大，直接影响聚变堆安全性和经济性。

另一种可能的材料是高熵合金。自2004年中国台湾学者叶均蔚提出了打破传统合金单一主元设计模式的高熵合金概念开始，高熵合金吸引了国内外众多学者的关注。

多主元的特点导致高熵合金晶格畸变严重、高混合熵、高温相稳定，通过适当的合金成分调配，可获得高温蠕变性能好、抗腐蚀、抗氧化、高强度的适合于高温结构材料的高熵合金。

2014年Science杂志报道了一种FeCoNiCrMn高熵合金，其断裂韧性优于大多数传统金属材料，断裂韧性在温度下降到液氮温度时仍保持稳定。

美国橡树岭国家实验室Kiran Kumar等认为优良的力学性能及抗腐蚀性能使得高熵合金成为了极具潜力的裂变堆和聚变堆候选结构材料。他们还借助离子束对FeNiMnCr高熵合金进行了离子辐照，发现其具有特别好的抗辐照性能，超过了奥氏体不锈钢材料，进一步为高熵合金在聚变堆包层结构材料的应用提供了依据。

然而，需要注意的是，关于高熵合金中合金元素对合金组织性能的影响还没有成熟的指导理论，目前发展的高熵合金体系中未发现有不包含高活化元素Ni、Co、Cu、Al的体系。

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在未来几年，国内的包层结构材料的研究仍会以RAFM钢，改良RAFM钢及ODS钢的制备工艺提升、性能测试及部件制作为主。

除了材料研发外，材料测试平台的建立也是重要的环节。在聚变包层结构材料发展的进程中，仍缺少一些重要的材料可靠性评估平台，其中，以14MeV的中子源与能同时处理放射性样品和含氚样品的聚变材料热室最为重要。

目前绝大多数聚变候选材料的中子辐照损伤数据来自裂变堆或散裂中子源。由于不同能量中子产生的嬗变产物含量(特别是He和H)不同，基于上述两种中子源辐照测评的结果难以正确反映材料在聚变中子辐照下的损伤程度。

而对于聚变材料热室，美国橡树岭国家实验室、日本的京都大学和静冈大学等单位都已引入了相关的平台，国内目前还没有专门针对聚变材料的热室平台，这严重影响了国内的聚变包层材料与氚相容性和氚输运分析的研究。

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据人民日报消息，9月26日，在日本大阪举行的国际惯性聚变科学与应用（IFSA）会议上，我国理论物理学家、中国科学院院士贺贤土荣获世界核聚变能源领域最高奖爱德华泰勒奖。同时获奖的还有法国科学家Patrick Mora教授等人。

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贺贤土在中国激光驱动惯性约束聚变计划（ICF）中，曾多年领导研究团队突破大量科学和技术难关，建成了中国独立自主的ICF研究体系，并领导团队获得了中国首次间接驱动和直接驱动出热核中子的重要进展；同时，他提出了不同于国际上现有ICF点火途径的新型混合驱动点火模型。

爱德华·泰勒奖是美国核物理学会设立、以“氢弹之父”爱德华·泰勒命名的聚变能源领域最高奖项，每两年在国际惯性聚变科学与应用大会上颁发，每次授予两名杰出科学家，奖励他们在运用激光和离子粒子束产生高温高强物质来进行科学研究及可控热能核聚变上的前沿研究和领导力。

期待有更多来自中国的科学家，在核聚变反应堆的商用化进程中，贡献自己的智慧和力量。