文档介绍：热核聚变反应堆模型
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核聚变反应堆是能维持核聚变反应并能利用
核聚变和中子的装置，本章节主要介绍聚变
堆各部件选用材料的基本情况。
所用的材料主要包括：
A 热核材料；
B 第一壁材料；
C 高热流部件材料；
D 氚增殖材料
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核聚变堆设计和工况条件
A 第一壁环境条件，第一壁是聚变堆中离等离子体最近的部件，应具有抗中子辐照损伤能力，对氢脆和氦脆不敏感，与冷却介质和包层材料相容性好。
B 真空壁材料的设计限值，包括使用温度、热导率、热膨胀系数、强度、弹性模量等上限要求。
C 比起裂变反应堆，聚变反应堆具有特有的材料工艺问题：超导磁体及低温技术，强磁场下导电液体的泵送技术，14MeV中子的辐照损伤、氦离子轰击和溅射起泡现象等。
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1 氘：氢的一种同位素，质量数为2，又称重氢，核素符号为D或2H 。利用D和H的沸点不同，可通过普通液态氢的精馏过程进行分离。D作为聚变反应堆核燃料使用时，下列两个反应最重要
热核材料
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2 氚：氢的另一种同位素，质量数为3，核素符号为T或3H。一般通过如下核反应制备：
利用D和H的沸点不同，一般采用液氢（氘）精馏、热扩散和色层分离等方法提纯，作为核燃料，其聚变反应为：
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3 3He，氦的一种同位素，质量数为3。一般通过如下核反应制备：
作为核燃料，其聚变反应为：
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第一壁材料
第一壁材料介于等离子体和结构材料之间，一般是二者的过渡和缓冲，如果受中子强烈辐照，可对核燃料产生如下不良效果：
A 密度变化（肿胀和密实化）
B 硬化和脆化
C 热导率下降
D 对应力腐蚀的敏感性增强
E 蠕变加速
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1奥氏体不锈钢。该材料具有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好。但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。可通过20%冷加工增强其强度和抗辐照肿胀能力，同时降低铬含量，增加镍含量，并加入微量钛可对其进行性能优化。
第一壁材料
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2 铁素体和马氏体不锈钢，与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好。但对热机械处理十分敏感，退火温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。
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3 钒合金，具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜。不过存在氢脆现象，且钒合金的工业生产经验和性能数据较为贫乏，目前通常在惰性保护气体或真空环境中进行该合金的焊接工作。
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