俄罗斯研发硼化钨涂层提升聚变反应堆壁面性能

来自特罗伊茨克创新与聚变研究所（TRINITI——Rosatom科学部门的一部分）和国家研究核大学（NRNU MEPhI）的俄罗斯研究人员提出了一种创新方法，以减少热核等离子体中的杂质，从而保护聚变反应堆壁面免受侵蚀。

热核装置中的等离子体温度可能比太阳中心温度高出许多倍。来自等离子体的能量和粒子流及其不稳定行为会损坏内壁，而蒸发的壁面颗粒随后会冷却等离子体，这对热核反应的进程产生负面影响。

研究人员提出用钨制造反应堆的内表面。然而，钨也可能因接触等离子体而受损。所提出的保护方法涉及用硼原子对钨表面进行扩散饱和处理。结果，在反应堆内壁上形成了硼化物保护层——硼和钨的化合物（高温材料）。

据有限责任公司RARMA（一家专注于科学密集型产业高科技创新的科学生产联合体）副总经理Sergei Ipatov称，钨表面的硼化层应能缓解这种金属的主要缺点——多电荷杂质进入托卡马克等离子体。以此方式保护的表面具有一种不寻常的特性：在强大热冲击期间产生的微裂纹会通过熔化氧化硼形成玻璃相而自行闭合。

NRNU MEPhI等离子体物理系主任Yuri Gasparyan表示，研究人员对钨样品进行了对比试验，这些样品与ITER反应堆内壁将使用的材料相似，同时也测试了带有扩散涂层的钨样品。在用于产生高速等离子体流的准稳态等离子体加速器装置上进行的热冲击试验表明，在1300-1500摄氏度下，带有硼化层的钨表面受氢同位素辐照损伤的阈值高于未涂层的钨。

在模拟等离子体失效时，发现带有硼化层的钨的侵蚀速率低于纯钨。此外，涂层成分中的硼可作为有效的氧吸收剂。因此，0.1毫米厚的钨表面硼化层可在ITER反应堆的整个运行期间减少热核等离子体中的杂质。在这种情况下，将无需使用目前正在设计的辉光放电硼化系统。

Rosatom的ITER项目中心主任Anatoly Krasilnikov赞扬了研究人员的工作，并建议进一步研究面向等离子体元件的含硼扩散涂层。“作为与中国在热核反应堆领域合作的一部分，我们将在不久的将来在EAST托卡马克上测试我们的新开发成果，目的是将其应用于中国目前正在建设、计划于2027年完工的BEST托卡马克。下一阶段将是ITER。”

据TRINITI总设计师Pavel Piskarev称，该开发成果还有望用于俄罗斯规划的托卡马克与反应堆技术（TRT）装置。“作为参与ITER项目的一部分，我国已经开发并熟练掌握制造带有钨包层的首壁散热板技术。使用硼化钨替代纯钨不需要对现有生产链进行根本性改变，且易于实施，而潜在效益巨大。”

这项研究工作将发表在《原子科学与技术》（VANT——Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki）的近期期刊上。

RARMA是一家科学生产联合体，在莫斯科、车里雅宾斯克设有分部，并在利佩茨克拥有自己的生产基地。它专注于冶金、激光技术、自动化与机器人解决方案的工业工程，以及特种钢高科技产品的生产。

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