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1) 什么是聚变堆包层材料/包层部件

2) 包层材料/包层部件面临什么问题

Thanks to Linbo Liu

   TBM模块在ITER运行期间更换6次【第一壁呢?会更换吗？】，除去第1次进行氢实验，其他更换的部件中都驻留了大量氚，必须在保证部件结构性能前提下，对其中的氚进行去除与回收，以保证部件的正常使用和燃料的循环。
       最后一次更换的部件将作为B类放射性废物（比活度在2×10⁵Bq/g以上或所含核素的半衰期大于30年的放射废物）进行处理，处理过程中需要对材料中的氚进行去除，实现放射性废物的降级。
         氚的去除包括了表面去污和体相中氚的去除。

Thanks to Dr.Fang Ding

面对等离子体壁材料(Plasma-facing Material, PFM) 在聚变装置内直接面对高温等离子体，与热沉【热层？】结合成为面对等离子体部件(Plasma-facing Component, PFC)，起到保护包层及装置真空室等各种内部部件、维持聚变等离子体稳定运行和保障装置安全等重要作用[6]。

PFM要承受来自等离子体的各种高通量粒子轰击，包括离子、电子、中性原子（团）和聚变反应产生的14MeV的中子，以及连续或脉冲式高热负荷辐照，工作环境极端恶劣。

钨材料以其高熔点、高溅射阈值、不与氢发生化学反应、氢同位素滞留低等优点被视为未来托卡马克/聚变堆中最可能全面使用PFM[7]，在类似He冷偏滤器这种工作在高温壁运行环境下的部件中也是一种可能的结构材料[8]。

1) W作为PFM使用时，T与刻蚀出来的W的共沉积所导致的滞留是很低的，仅为C或Be千分之一[9]。

2)  而H同位素（以下简称H）通过注入以及随后在W中的扩散和捕获则成为H在W中的主要输运机制。H在W表面离子注入范围内的滞留是很低的，即使考虑到与等离子体相互作用所引起的离子诱导缺陷将深度扩大到几个微米[10]，H在这些损伤区域的聚集量也不高[11]。

通过高温烘烤和高温壁运行，H在W表层的滞留量会进一步降低。对T循环有更大影响的机制是T通过扩散捕获和渗透所带来的T的损失[12]，而等离子体中的离子轰击壁材料导致的T在表面的聚集则为材料内部这种扩散输运提供了浓度梯度。

即便是在常温下，T在W中的扩散也是很快的[13]，而W壁中的本征缺陷与中子辐照缺陷则可以捕获扩散中的T，抑制T在W中的有效扩散，减小扩散深度，直到饱和。这两种机制相互作用，相互平衡，共同决定着T在W中的渗透滞留行为[14,15]。

温度、入射离子能量和流量、等离子体与壁表面相互作用（PlasmaSurface Intercation, PSI）所决定的表面状态都会改变这个平衡的方向，从总体上影响T的渗透滞留行为[16-18]。

W材料的T等离子体辐照实验表明[16]：600K样品温度时滞留量最大，达到3×10²⁰ (T+D)/cm²。当温度高于捕获势阱的解获能（＞1000 K），W中T滞留较低。随着注入粒子量和时间的增加，在一个较宽的粒子流量范围下，T的扩散行为成为主要机制，导致T在W中的滞留量以t^0.5的关系增加。但在较高的注入量下，这种滞留会出现饱和。

聚变堆中的H、He离子流会改变壁表面状况，产生气泡、空位、孔洞和起丝，影响H在表面的聚集和输运。目前的观点认为，聚变堆条件并不支持这些表面缺陷的发展，它们的出现并未对W作为PFM造成大的影响[19]。