2019年9月30日，電影《攀登者》上映。

電影《攀登者》根據(jù)真實事件改編，講述了1960年5月25日中國登山隊成功從北坡登頂珠穆朗瑪峰，完成人類首次北坡登頂珠峰后，時隔十五年后再次問鼎珠峰的故事。

1960年5月25日4時20分，中國登山隊王富州、貢布(藏族)、屈銀華三人從北坡登上珠穆朗瑪峰頂，鮮艷的五星紅旗飄揚在地球最高處。珠峰北坡氣候極為惡劣，自然條件非常復雜，這是人類首次由珠峰北坡登頂，也是人類歷史上第三次登頂珠峰。但是，因為沒有留下影像資料而不被外界承認。

1975年5月27日下午2時30分，中國登山隊女隊員潘多和8名男隊員索南羅布、羅則、候生福、桑珠、大平措、貢嘎巴桑、次仁多吉、阿布欽，再次從北坡登上珠峰。潘多成為世界上第一位從北坡登頂珠峰的女性，這次登頂也創(chuàng)下了一次男女混合集體登上世界最高峰人數(shù)最多的世界新紀錄。

1975年7月23日，中國政府授權(quán)新華社向全球宣布：中國測繪工作者精確測得世界最高峰珠穆朗瑪峰的海拔高度為8848.13米。這一數(shù)據(jù)得到了全世界的認可，從此在權(quán)威的地圖等出版物中，珠峰高度為海拔8848或8848.1米。

也許有人要問：“為什么要登山？因為攀登幾個無人的高峰，就冒險，不惜付出生命，值嘛？”

“因為山在那里……”

1920年左右，英國人馬洛里說。他因珠峰遇難，成為人類高山探險歷史上的標志人物。

其實，人類在核聚變應用領(lǐng)域的大量探索和付出，何嘗不是另一種意義上的攀登珠峰？

珠穆朗瑪峰 圖片源自網(wǎng)絡

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上篇介紹了核聚變堆中的包層結(jié)構(gòu)用材料，本篇將繼續(xù)介紹包層結(jié)構(gòu)中非常重要的第一壁(First Wall)材料。

等離子體與第一壁元件的交互 圖片源自網(wǎng)絡

第一壁是ITER( International Thermonuclear Experimental Reactor)裝置的核心部件，位于環(huán)形真空室內(nèi)部，在運行時直接面對上億攝氏度的等離子體，保護外圍部件和設備免受高熱流和高能粒子流的沖擊。

根據(jù)表面所受熱負荷水平的不同，ITER第一壁分為普通熱負荷型和增強熱負荷型兩類。

在核聚變反應堆中，直接面對等離子體的第一壁材料(PFMs)的選擇，需要面臨更多的挑戰(zhàn)。不僅要考慮等離子體對材料的影響，而且還要考慮材料對等離子體的影響。

對材料的影響和對等離子體的影響的要求，實際上是有些矛盾的。PFMs會承受從等離子體中逸出的高通量的中性和帶電粒子的沖擊，以及從壁表面濺射出來原子的沖擊。濺射的原子可能會進入等離子體，導致輻射冷卻。

由于低原子量(低Z)材料電離所需能量較少，因此是面對等離子體的表面材料的首選材料，因此通常選擇鈹(Be)作為ITER第一壁的涂層，但是低Z金屬熔點低(結(jié)合能低)，侵蝕率高，因此，從材料的角度來看，高Z金屬是首選。

鈹?shù)母咔治g率和高毒性意味著它不太可能成為核聚變反應堆設計的選擇材料；鎢(W)，由于其高熔點和熱導率，可能是一個可行的選擇。

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目前，世界上已有的材料中，還沒有任何一種材料能夠完全勝任第一壁的工作要求。歐盟、日本、美國等對PFMs進行了較深入的研究，并建立了相關(guān)數(shù)據(jù)庫，我國的相關(guān)研究起步較晚。

在PFMs中，一般分為低原子序數(shù)材料和高原子序數(shù)材料。低原子序數(shù)材料包括石墨、硼、鋰和鈹?shù)?，高原子序?shù)材料包括鉬和鎢等。

目前PFMs的研究熱點主要有鎢、碳基材料(石墨、C/C復合材料)和鈹?shù)取?/p>

等離子體與第一壁的相互作用

等離子體與第一壁的相互作用(PMI)是指由于磁場對等離子體約束的不完全性，一些帶電粒子由于碰撞、反常輸送等機制在垂直于磁面方向上作漂移和擴散運動，直至接觸器壁并與其發(fā)生作用；此外，中性原子、中子、光子不受磁場約束，直接作用到器壁上。

PMI可以產(chǎn)生兩個方面的結(jié)果：

一是粒子流和能量流轟擊器壁產(chǎn)生雜質(zhì)，雜質(zhì)進入主約束區(qū)，對等離子體約束和其品質(zhì)產(chǎn)生不利影響。雜質(zhì)的產(chǎn)生機制有物理濺射、解吸、蒸發(fā)、化學濺射、起弧、表面起泡、氫在晶界析出等。

二是粒子流和能量流轟擊器壁，造成第一壁材料損傷，主要表現(xiàn)為PFMs的濺射腐蝕和熱腐蝕、輻照損傷。

PFMs的性能要求

在熱核聚變裝置中，聚變等離子體的邊緣與PFMs有著強烈的沖刷作用，PFMs的主要功能是有效控制進入等離子體的雜質(zhì)，有效傳遞輻射到材料表面的熱量，保護非正常停堆時其它部件因受等離子體轟擊而損壞。

根據(jù)PFMs的工作狀態(tài)，它需要滿足以下幾方面的設計要求，才能保證聚變裝置的正常運行。

(1)良好的導熱性、抗熱沖擊性和高熔點。從這點而言，石墨和鎢是最佳選擇。由于聚變反應堆在正常運行過程中，PFMs要受到等離子體的直接沖刷，承受很大的熱負荷，承受高熱負荷的特性直接關(guān)系到裝置能否安全運行。

(2)低的濺射產(chǎn)額，即由物理濺射、化學濺射和輻照增強升華所產(chǎn)生的雜質(zhì)數(shù)量要低，以減少雜質(zhì)對等離子體的污染和保證等離子體的品質(zhì)。從這點來看，鎢和鉬等難熔金屬較好。

(3)氫(氘、氚)再循環(huán)作用低，即氫(氘、氚)應具有較低的吸、放氣性。如果PFMs中含有大量的氫，那么這些氫就會在等離子體放電過程中進入等離子體，造成氫循環(huán)，并逐漸加強，這種現(xiàn)象對聚變反應很不利，一定要盡力避免。

(4)低的放射性，由于D-T反應(氘和氚反應)產(chǎn)生的高能中子使PFMs在被輻照損傷的同時也被放射化，因此PFMs要具有低的放射性。有文獻給出了一些低放射性元素(碳、鉻、鎢、釩、鉭、鈦、錳、硅、硼)和受限元素(鈮、鉬、鎳、銅)。

鎢及鎢基材料具有高熔點、高熱導率、低濺射產(chǎn)額和高自濺射閾值、低蒸氣壓和低氚滯留性能，成為最具應用前途的一類PFMs。

據(jù)此，ITER已確定了一條從鈹/碳/鎢到鈹/鎢，最后變成全鎢的路線。

EAST(中國核聚變實驗裝置東方超環(huán))也確定了約3年逐步從現(xiàn)在的全碳到碳/鎢的過渡，最后全部變成全鎢的發(fā)展方向。

在以后的ITER堆型設計中，全鎢概念已經(jīng)成為共識。下表給出了幾種熱門候選材料在600℃下的基本性能。

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PFMs的選擇

PFMs的選擇是一項非常具有挑戰(zhàn)性的工作，鈹、碳基材料以及鎢是目前最為熱門的候選材料。下表給出了ITER EDA 研發(fā)項目正在研發(fā)的PFMs，下面一一重點介紹。

鈹

鈹具有低的原子序數(shù)、高的熱導率以及與等離子體適應性好、比強度大、彈性模量高、對等離子體污染小、可作為氧吸收劑、中子吸收截面小且散射截面大等優(yōu)點，從而使得其被選為ITER 中的PFMs。

自從鈹在歐洲聯(lián)合環(huán)(JET)使用并取得成功后，鈹作為一種低原子序數(shù)的PFMs而備受關(guān)注。

鈹材料中S-65-C的BeO和金屬雜質(zhì)含量低，高溫下具有良好的延展性；DShG-200具有很高的熱應力抗力；TR-30具有很高的輻照抗力；TShG-56性能適中。另外，S-65-C，DShG-200，TShG-56均具有較好的裂紋萌生抗力。

鈹雖然具有很多優(yōu)點，但缺點也很明顯，如熔化溫度低(1284℃)、蒸氣壓高、物理濺射產(chǎn)額高、抗濺射能力差、壽命短。

尤其是在中子輻照的條件下，會引發(fā)鈹晶體結(jié)構(gòu)的變化及性能變化，如導熱率降低，尤其是在低輻照溫度(70℃)、高輻照劑量(32dpa)的條件下，將會導致其熱導率急劇下降，從200W?(m?K)-1降到35W?(m?K)-1。

這些缺點限制了它的應用，并且它的抗熱沖擊性能也是一個備受關(guān)注的問題：錢蓉暉利用高功率掃描電子束加熱模擬聚變裝置中的高熱負荷對鈹材料進行熱沖擊試驗，發(fā)現(xiàn)熱沖擊能量密度超過2 MJ?m-2時，鈹開始出現(xiàn)明顯的熔化，在9.62MJ?m-2熱沖擊能量密度以內(nèi)形成的燒蝕坑深度不超過150μm，并且材料因升華和飛濺有微量的質(zhì)量損失。

另外，鈹具有毒性，空氣中其含量超過1mg?m-3，就會使人染上鈹肺病。

碳基材料

碳基材料具有低原子序數(shù)、高熱導率和高抗熱震能力，在高溫時能保持一定的強度，與等離子體具有良好的相容性以及對托卡馬克裝置中異常事件(包括等離子體破裂、邊緣區(qū)域模)具有高承受能力。

在ITER中，等離子體破裂和慢瞬態(tài)過程給PFMs帶來了極高的熱負荷，具有高熱導率(20℃時為300W?m-1?K-1，800℃時為145W?m-1?K-1)的碳纖維復合材料(CFC)作為PFMs在該方面具有顯著優(yōu)勢。

在與等離子體直接接觸的區(qū)域(如偏濾器垂直靶和收集板)目前只能使用CFC，因為其在高功率運行條件(慢瞬態(tài)和破裂)下也不會熔化，具有很高的剝蝕壽命，并且在高熱流密度下具有優(yōu)異的熱力學性能。

此外，碳基材料的應用在各大裝置中具有豐富的試驗數(shù)據(jù)和經(jīng)驗。因此，碳基材料是近10年來PFMs的首選材料，廣泛應用于國內(nèi)外大多數(shù)托卡馬克試驗裝置中。

但是，碳基材料存在兩大缺陷。

一是抗濺射能力差、化學腐蝕率較大，其在800K附近具有很強的化學濺射，在1200K以上又表現(xiàn)出輻照增強的升華現(xiàn)象。

這都使碳的腐蝕急劇增加，從而造成碳雜質(zhì)在試驗裝置中泛濫，使等離子體品質(zhì)下降。

二是其孔隙率較高，約為19%(體積分數(shù))，這使得其對氘和氚具有較高的吸附性，這對氘、氚燃燒待產(chǎn)離子體產(chǎn)生了嚴重影響。

到目前為止，還沒有一種碳基材料能解決這個問題。另外，對于目前ITER偏濾器的設計，中子輻射主要影響CFCs的熱導率，因此，需要更多的數(shù)據(jù)去研究受輻照CFCs的熱反應。

最早使用的碳基材料是高純石墨，隨著核聚變研究的深入，純石墨材料已不能滿足使用需求。一些學者從降低材料的原子序數(shù)和提高抗氧化能力出發(fā)，研究了摻雜石墨材料。

他們向石墨中加入的硼、鈦和硅等元素有效抑制了化學濺射現(xiàn)象，并提高了材料的力學性能、熱性能和真空性能；在8MW?m-2的熱流沖擊下材料表面無損傷，且熱導率無明顯下降。

但摻雜石墨后，材料的熱導率較低，不能很好地適應新一代托卡馬克裝置。吳俊雄等制備了三維CFC，其強度和熱導率大大高于石墨的，在室溫下，熱導率達到300W?(m?K)-1以上，熱膨脹系數(shù)低，耐熱沖擊性好，可用于ITER中熱載很高的局部位置。

為了提高傳統(tǒng)CFCs的抗化學腐蝕能力，降低氚滯留，法國NET團隊開發(fā)了硅摻雜的CFCs(SEPNS31)；Tonen開發(fā)了SiC摻雜CFCs。摻雜能減少氚滯留，降低化學腐蝕，但同時會導致材料的熱導率輕微下降。

鎢

相對于低原子序數(shù)材料，高原子序數(shù)的PFMs有望達到較高的使用壽命，在聚變研究的早期，PFMs通常采用鉬、鎢等高原子序數(shù)金屬制備。

經(jīng)過多年的試驗研究，鉬逐漸被淘汰，鎢作為偏濾器的PFMs一直被關(guān)注。金屬鎢具有高的熔點(3683℃)和熱導率，而且對氘和氚的吸附量極小，僅為石墨的1/10；另外，其放射性低、抗濺射能力強、不與氫反應、具備高的抗等離子體沖刷能力等，從目前的研究來看，鎢是最有前景的PFMs。

但是，鎢作為高原子序數(shù)材料，雜質(zhì)容忍度低(比碳雜質(zhì)小23個數(shù)量級)，抗熱震能力、物理濺射和輻照效應較差。

當離子能量大于100 eV時，鎢－鎢的自濺射產(chǎn)額將大于1，所以鎢只能用于能量低于這一水平的聚變系統(tǒng)中。并且，鎢為重金屬，容易引起物理濺射而污染等離子體。

近些年來，隨著人們對托卡馬克邊緣等離子體物理的深入理解，以及等離子體約束水平的提高和偏濾器位形的發(fā)展，等離子體邊緣的溫度已經(jīng)降到鎢發(fā)生物理濺射的臨界溫度以下，這使得鎢的濺射產(chǎn)額大大降低，從而使鎢作為PFMs又重新被重視，成為第一壁材料研究的重點。

作為將來工程化應用的PFMs，純鎢所面臨的加工難、韌脆轉(zhuǎn)變溫度高以及再結(jié)晶溫度低等缺點也必須要得以解決。

采用合金化(如鎢錸合金)、彌散強化(如添加氧化物La2O3)、復合化等手段可以有效改善鎢基材料的某些性能，特別是碳化物、碳納米管、鎢絲等材料的復合化以及優(yōu)化制備工藝(如劉鳳等通過等通道轉(zhuǎn)角擠壓法制備致密度高、韌性優(yōu)異、大尺度塊體超細晶/納米晶鎢)有可能提高鎢材料的熱力學性能和抗粒子輻照性能；熱加工和冷加工手段的實施，將使鎢的性能顯著提高。

在鎢中加入稀土進行固溶強化是目前有效提高鎢合金材料性能的一種方法。

與純鎢相比，鎢錸合金有著更高的強度和再結(jié)晶溫度、更好的切削性能、更低的韌脆轉(zhuǎn)變溫度以及更好的抗腫脹能力，但是經(jīng)中子輻射后它的脆性增大，而且加入稀土后其熱導率下降，增加了成本。

La2O3氧化物彌散強化鎢基材料是利用彌散的超細氧化物阻礙位錯運動，從而提高鎢基材料在高溫下的力學性能以及室溫強度和韌性。國內(nèi)外研究最為廣泛和成熟的是將La2O3作為彌散相加入到鎢材料中，用以提高蠕變、熱沖擊、機械加工和熱拉伸性能。

種法力等通過粉末冶金方法制備了La2O3彌散增強鎢合金，并對其進行了電子束熱負荷性能研究，結(jié)果表明，此合金能承受6MW?m-2的熱負荷，已經(jīng)考慮將其作為高原子序數(shù)材料用于偏濾器的護甲和熱核聚變裝置的擋板。

雖然氧化物具有最好的抗氧化燒蝕性能，但是在高溫等離子體沖刷時它的熔點較低，為了進一步提高鎢合金的高溫性能，研究人員向鎢中加入具有更高熔點的碳化物，如TiC、ZrC等，制備了碳化物增強鎢基復合材料。

相對于ZrC來說，TiC顆粒對鎢基體有更好的高溫增強效果。日本在TiC顆粒彌散增強超細晶鎢基復合材料方面做得最好。Kurishita等通過高能球磨、熱等靜壓以及后續(xù)熱鍛和熱軋工藝制備了粒徑小于1μm的W-0.5TiC材料，其抗彎強度可達到1.62GPa。

經(jīng)中子輻照后，細小的TiC顆粒與基體形成了K-S關(guān)系，但這種關(guān)系并不是由輻照引起的，而是在原始結(jié)構(gòu)中已經(jīng)存在。說明TiC彌散顆粒在中子輻照時是比較穩(wěn)定的，這種K-S關(guān)系增強了抗輻照性能。有文獻給出了純鎢和W-0.3TiC材料經(jīng)中子輻照后缺陷的尺寸分布，純鎢中缺陷的平均半徑和數(shù)量密度分別為3.3nm和3600μm3，而W-0.3%TiC的則分別為2.9nm和2700μm3，這表明W-0.3TiC的抗輻射性能優(yōu)于純鎢。

近年來對超細晶/納米晶鎢的研究發(fā)現(xiàn)，它不僅表現(xiàn)出了優(yōu)異的延展性，還表現(xiàn)出了良好的抗輻照腫脹和抗輻照脆化性能，納米材料自修復機制為納米材料抗輻照性能提供了理論依據(jù)。

因此，通過適當?shù)姆椒ǐ@得超細晶/納米晶鎢將提高鎢的延展性和抗輻照性能，拓展其使用范圍，從而使之可以滿足聚變堆PFMs的使用要求。目前，可采用多種工藝制備超細晶/納米晶鎢，而且部分工藝已經(jīng)開始對鎢在聚變堆中的應用進行了探索。能實現(xiàn)深度塑性變形的等通道轉(zhuǎn)角擠壓法因能制備致密度高、韌脆性能優(yōu)異、大尺度的塊體超細晶/納米晶鎢，而在聚變材料的開發(fā)中展現(xiàn)出了廣闊的前景，然而對其在聚變堆PFMs的應用方面還需全面研究。

綜上所述，鈹、碳基材料以及鎢是目前最為熱門的PFMs的候選材料。三種材料各具特點。鎢基材料被認為是未來托卡馬克中最可能全面使用的PFMs；其缺點是存在高原子序數(shù)雜質(zhì)輻射以及低溫脆性、再結(jié)晶脆性和中子輻射脆化等。因此，有必要對鎢基PFMs進行強化研究。對鎢的強化手段主要有固溶強化、細晶強化及第二相顆粒彌散強化等。除了上述熱門的候選材料外，尋找和開發(fā)新的用于未來核聚變裝置的PFMs也是一項重要的挑戰(zhàn)和工作。

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實際上，由于產(chǎn)生可控核聚變需要的條件非?？量?，離可控核聚變實用化，人類還有相當遙遠的路要走。

現(xiàn)有的科學理論認為，我們的太陽就是靠核聚變反應來給太陽系帶來光和熱，其中心溫度達到1500萬攝氏度，另外還有巨大的壓力能使核聚變正常反應，而地球上沒辦法獲得巨大的壓力，只能通過提高溫度來彌補，不過這樣一來，溫度要到上億攝氏度才行。

核聚變?nèi)绱烁叩臏囟龋瑳]有一種固體物質(zhì)能夠承受，只能靠強大的磁場來約束，由此產(chǎn)生了磁約束核聚變。等離子體放電轉(zhuǎn)換蓄能這個難點，也是當前攔路虎之一。

可控核聚變有句話叫“實際應用永遠有個25年”，意思就是面前問題解決了，又不斷出現(xiàn)新的問題，需要持續(xù)耐心投入，這也許是該項目最大問題。

可控核聚變這座“珠峰”，也許人類永遠登不上去。但是，就因為它在那里，所以，人類的攀登將永遠不會止步。