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DEMO和反应堆应用的材料——边界条件和新概念
J W Coenen1, S Antusch2, M Aumann1, W Biel1,3, J Du1, J Engels1,
S Heuer1, A Houben1, T Hoeschen4, B Jasper1, F Koch4, J Linke1,
A Litnovsky1, Y Mao1, R Neu4,5, G Pintsuk1, J Riesch4, M Rasinski1,
J Reiser2, M Rieth2, A Terra1, B Unterberg1, Th Weber1, T Wegener1,
J-H You4 and Ch Linsmeier1
1 Forschungszentrum Juuml;lich GmbH, Institut fuuml;r Energie- und Klimaforschung, Juuml;lich, Germany
2 Karlsruhe Institute of Technology, Institute for Applied Materials, Eggenstein-Leopoldshafen, Germany
3 Department of Applied Physics, Ghent University, Ghent, Belgium
4 Max-Planck-Institut fuuml;r Plasmaphysik, Garching Germany
5 Technische Universitauml;t Muuml;nchen, Boltzmannstrasse 15, D-85748 Garching, Germany
电子邮箱:j.w.coenen@fz-juelich.de
2015年5月13日收到，2015年11月12日修改
2015年11月19日接收出版
2015年12月29日出版
摘要
DEMO是第一阶段原型聚变反应堆的名字，被认为是ITER(国际热核聚变试验堆计划)之后实现聚变的下一步。特别是对于聚变能的实现，材料问题已经成为当今的重大挑战。热载荷、粒子载荷和中子载荷是推断材料寿命的重要问题。对于面临的许多问题，先进材料解决方案正在讨论或已经在开发中。特别是，像反应器的第一壁和偏滤器这样的部件可以通过引入复合材料或新合金等新方法来获益。开裂、氧化和燃料管理是决定使用新材料时的主要问题。在这里，Wf /W复合材料以及增强的CuCrZr组件和抗氧化钨合金一起向聚变反应堆迈进。此外，中子诱发效应如嬗变、脆化、余热和活化是必不可少的。因此，在设计组件时，需要考虑所有方面的方法。
关键词:PWI，材料，分流器，中子，DEMO
1.介绍和边界条件
在考虑未来的聚变电站时，需要评估许多相互交织的问题(图1)。未来反应堆面临的一些主要问题与暴露在聚变环境中的材料及其寿命考虑有关[1,2]。从图1中可以看出，在树的远枝处出现了多次以下问题:冷却介质、中子通量和中子损伤、离子冲击和溅射以及热负荷和瞬态事件。
在接下来的部分中，只能对这些条件中的一部分进行评估，而且到目前为止，只能对下一步设备(如ITER和DEMO)中相对已知的条件进行评估
DEMO的环境
DEMO目前被认为是具有发电能力的最新反应堆设计，在欧洲，[3]被认为是ITER与商业发电厂之间的一步[4-6]。目前，除了前期的研究，还没有概念设计可供演示。
图1所示。核聚变材料面临的挑战不是单一的，而是众多相互关联的挑战。
一个设计还没有被正式选择，详细的操作要求现在正在开发[7]，因此为了讨论的目的，我们简单地假设一个核聚变功率为2gw的反应堆，如[2,8]所示。根据[2]提出的假设，一般情况下，分流器上的平均功率为10- 20mw m-2，壁载荷约为1-1.5 MW。中子载荷可参考[9](40dpa/5fpy(满功率年))。
这台机器在尺寸和性能上与下一步设备ITER已经有了显著的不同。主要区别包括显著的功率和中子产量、氚自给自足、高可用性和占空比以及数小时而不是数分钟的脉冲长度。此外，在运行、维护和部件更换等方面，安全法规也将更加严格。反应堆甚至可能超出这些要求，例如稳态运行。
第一壁和偏滤器
与建造未来聚变反应堆所用材料有关的几个问题仍有待解决对于下一代器件ITER，已经为偏滤器开发了一种基于主动冷却钨(W)元件的解决方案，而铍将用于第一壁[10,11]。在演示[7]中，冷却介质将是水，对于高热负荷组件也是如此。对于聚变反应堆的第一壁来说，在极端环境下对材料的独特挑战要求在从机械强度到热性能的各个领域都具有先进的特性。主要的挑战包括墙体寿命、腐蚀、燃料管理和整体安全。对于墙体材料的使用寿命，考虑热疲劳和瞬态热负荷是至关重要的，因为在一个满功率运行的年份中，通常需要109 (30 Hz)热瞬态(ELMs)。钨(W)是目前核聚变反应堆第一壁的主要候选材料，因为它具有抗腐蚀的弹性，在所有金属中熔点最高，在中子辐照下表现出相当良性的行为，以及低的氚保留。此外，第一壁和偏滤器的腐蚀需要显著的装甲厚度或较短的交换间隔，而大功率瞬态需要很强的缓冲效率来防止PFCs的损坏。[11]。
对于下一步的设备，例如DEMO，或未来的聚变反应堆，功率排气、可用性和寿命的限制是非常严格的。由于传统的单体块允许10MWmminus;2[11]，而嬗变和辐射损伤可以迅速将导热系数降低到50%[12]。包括中子脆化在内的辐射效应可能因此将DEMO中主动冷却的W组件限制在3-5MWmminus;2左右，这是由于热导率降低或需要用低热导率的钢替代CuCrZr[8,13]。已经进行了相当广泛的研究和材料方案[1,14 - 16]，因此可以假定，在许多情况下，材料满足的边界条件[8]超出了我们今天所理解的技术可行性限制。
bull;扩展电源处理，即。，能够承受大于10MWmminus;2的功率负荷。在这里，冷却剂的选择尤其重要。可能需要水冷却，以允许足够的排气在给定的可接受的抽水功率[2,8]。
bull;对偏滤器的辐射损伤预计接近3 dpa/fpy。如果选择铜，值在3到5 dpa/fpy之间变化
bull;假设尽管辐射损伤,侵蚀的保护层是占主导地位的终生的决定因素。这里需要考虑的是，最大厚度也是由氚增殖所需的中子透射率决定的。
bull;即使在开始DEMO阶段，最后的覆盖层可能需要承受高达50 dpa，以最小化交换频率。
然而，在接下来的文章中，我们将集中讨论三组问题[7,8]。
bull;能量排放和能量产生:第一个壁的保护层会消耗中子能量，因此必须在较高的温度下操作，以实现有效的能量转换。在这种情况下，必须选择具有合适操作温度窗口和足够排气能力的材料。高温操作的冷却介质是至关重要的。
bull;减轻由中子引起的材料降解的影响，减少放射性废物:可以选择允许高温操作的材料，减轻操作降解的影响，如脆化和与嬗变相关的中子效应。
bull;氚的自给自足和安全性:2GW等离子体在20%的可用性下运行，需要22 kg - 1年的氚，这意味着在容器内表面必须覆盖85%的[8]，并且在没有恢复能力的情况下氚的损失必须最小化。
bull;事件的环境因素需要考虑，例如:冷却剂的损失和空气进入。
材料问题
以偏滤器寿命为主导参数。图2(a)描述了通常被认为是偏滤器材料损坏的主要途径。无论是高热负荷导致熔化，开裂或再结晶或中子影响材料的实际微观结构。表面是通过撞击离子造成的损伤，造成表面形貌的变化和侵蚀。
因此，图2(b)描述了至少解决一些问题的一种方法。选择钨作为主要的防护材料抑制溅射，因为钨的原子质量比溅射离子高。钨还具有相当高的热导率(在RT值;W:~173W (mK)， Cu: ~390W (mK)，钢材:~ 17W (mK)，因此比钢材更容易散热。对于钨来说，高熔点也是有益的。然而，热特性与潜在的嬗变和辐照过程有着内在的联系(第2.4节)。此外，钨的氢溶解度较低，因此在融合条件下保留率较低[17,18]。然而，钨本身易碎，在高温下确实表现出灾难性的氧化行为。
2.1.操作窗口
假设到目前为止，W是作为反应堆PFCs的保护层的选择，在选择操作窗口和这些组件的厚度时可以做出非常基本的假设。
金属和合金的工作温度下限主要由辐照脆化(断裂韧性下降)决定，一般在辐照温度~0.3Tmelt以下最为明显，Tmelt为熔点温度(钨~3600 K)[19]。高温工作温度上限是由以下四个因素决定的:热蠕变(晶界滑动或基体扩散蠕变)、晶界高温氦脆化、空腔溶胀(对铜合金尤为重要)和冷相容性(如腐蚀问题)。
如图3(b)所示，图3(a)显示了给定冷却结构的给定操作条件。图3(b)还用箭头指示了新材料或高级材料扩展操作窗口的方向。
如果在W的操作窗口内800 K左右运行PFC表面，并且选择铜和水作为冷却剂溶液的一部分，则厚度(di)将自动确定(ki为导热系数)。对于两种材料(1,2)，用简化的一维方法可以写出:
这意味着最大排热量由材料的热传导、再结晶的可能性和材料的韧脆转变行为决定。对于真实的组分，这种简单的近似是不成立的，沿表面的温度梯度将会造成额外的热应力和材料性质的不均匀变化。这里需要新的材料选择来允许更大的操作窗口，通过克服脆性问题，记住最大化的热传导是至关重要的(如钢材)。
图2所示。PFCs的物料问题。(a)有关材料问题。(b)钨作为熔化材料图2。PFCs的物料问题。(a)有关材料问题。(b)钨作为熔化材料
图3所示。由稳态和瞬态引起的电力消耗问题。(a)传统类整体结构的稳态热流密度。(b)融合结构材料的操作窗口(基于[59])。(c)从1GWmminus;2开始的热通量渗透(钨)，在1ms后(d)破坏热负荷-材料极限[11,20,21]
图4所示。中子辐照和嬗变下钨的电、热性质的变化。(a)含不同量稀土或氧化稀土的W的电阻率。蓝色波段为WxRe，绿色波段为WxOs，适用于辐射达1.5 dpa的各种情况。The 红线和绿线代表W–xRe W–xOs未受辐射的分别 [12], Tirr=300–750 °C.(b) Thermal 电导率 的 中子辐照前后W (0.1和0.6 dpa, Tirr=200 °C) [22].
瞬态事件甚至可以更严格的考虑范围有限的一个给定的热脉冲穿透深度图3 (c)和它的最高表面温度上升(方程(2))和kappa;导热,rho;的密度和c热容)。
（2）
快速瞬态的主动冷却与此无关，因为穿透深度较小。根据对未缓和ELMs的假设，1千瓦时为2,1千瓦时为[11]，仅在顶端1毫米范围内就已经实现了1500k的升温。尽管ELMs呈极向分布，但未缓和的ELMs仍能在局部沉积1 GWm - 2。沿着极向运动只会加剧这个问题。
在这种情况下很难防止开裂或熔化，失控可能会接近极限，因为10-20MWmminus;2的顶部表面已经接近2000°C的[2]。不可挽回的损失必须避免。图3(d)描绘了更高的热壁负荷，这是由所谓的中断、等离子体的突然和不受控制的损失以及在壁上沉积的能量引起的。假设在等离子体热淬火过程中有50%的热能被辐射，并且在两种材料的环形和极向非均质性有限的情况下，热破坏载荷始终远远高于W[20]的裂纹极限，但仍然低于熔体极限。环面几何形状的变化(长径比)只能适度降低热负荷[21]。
2.2.热性能演化
除了上述问题外，图4(a)还显示了熔合环境也可以大幅度改变一些初始材料参数。已经有少量的转化可以对功率消耗有显著的影响。在计算热导率时基于和kappa;导热系数,电阻率rho;,L值的洛伦兹数3.2acute;10-8WWK-2钨可以估计kappa;下降60%已经5 wt %的再保险或操作系统。已经无关紧要的嬗变照射可以改变w的热性能图4 (b)可以确定,特别是在低温下kappa;显著下降。在任何情况下稳定和可预测的材料特性是必要的,即使在辐射或详细的知识与时间有关的进化,确定组件的寿命和性能。
2.3 脆化
传统的高性能材料具有高强度、高刚度和低密度。然而，一个基本的限制是钨固有的脆性。如上所述，在托卡马克[20]中操作任何钨基全氟化碳时，脆性行为可能是一个限制因素。对于融合环境，额外的问题来自于操作脆化。
图5所示。决定操作脆性的因素是中子辐照和再结晶。(a)基于[23]的中子辐照后DBTT的依赖性。(b)钨在给定温度下1小时后再结晶，以[60]为基础。
图5(a)显示，在1 dpa对应的中等中子通量下，钨的DBTT上升到近630 K。此外，如果再循环结晶发生(图5)，在几百度的温度下，几乎不可能给钨部件施加结构载荷。对于一个典型的单块[11,22]，CuCrZr冷却管顶部的钨厚度为6mm意味着，根据简单的估算(式(1))，只有暴露的单块的顶部会在图3(b)中规定的允许温度范围内。这意味着，对于水冷溶液来说，钨通常是易碎的，因此它只是一个功能部件，可以抑制腐蚀，允许较高的操作温度。故障通常是突然的和灾难性的，没有重大的损害或警告，几乎没有剩余的承载能力。满足目视检查的结构可能在比预期低得多的载荷下突然失效。对于全氟化碳和结构部件，通常必须避免开裂。
2.4.激活和转化
一个非常关键的问题是中子辐照下的活化和随后的可回收性，特别是对于含有多种材料和合金成分的复杂组分。由于核聚变通常被认为是一种极少或没有长期核废料的技术，所以[2
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