簡單來說，高能粒子對材料的輻照產生一系列缺陷的過程稱為輻照損傷，這些缺陷對材料組織和性能的影響稱為輻照效應。對輻照效應的研究涉及多個領域，其中最緊密相關的，也是最主要的應用，就是核電事業的發展，尤其是核聚變發電站的建設。被稱為“人造太陽”的ITER計劃是當今世界引人注目的國際項目，它將利用氫核聚變反應產生的巨大能量為全世界提供“無限”的電力。除了核聚變反應堆本身結構設計的難題之外，制約項目進展的最重要因素還是材料的問題。為了制造符合要求的材料，數十年來，各國學者和工程技術人員對材料的輻照損傷進行了大量研究，下面將簡單介紹一下輻照損傷的概念及最新進展。

1. 輻照損傷簡介

基本概念

嚴格來講，輻照損傷是由于中子、帶電粒子或電磁波等和固體材料的點陣原子發生一系列碰撞，引起材料內部出現大量原子尺度的缺陷的過程，這個過程在很短時間內就會發生。這些缺陷經過長時間的遷移、聚集和復合等形成缺陷團簇、空洞等，引起材料微觀組織變化，使材料的宏觀力學、熱學等性能退化，如腫脹、脆化等，這就是輻照效應。輻照損傷和輻照效應都可以用材料學的角度進行理解，且這兩個過程密切聯系難以分割，故通常說的輻照損傷也包括輻照效應。

輻照損傷的基礎

晶體中的缺陷有點缺陷、線缺陷、面缺陷等。而輻照損傷造 成的缺陷只有點缺陷，包括空位（晶格中原子被移除形成的空缺）和填隙原子（正常排序的點陣中插入的多余原子）。

粒子輻照在晶體材料時，與晶體中的原子發生碰撞，把能量傳遞給原子。如果原子得到的能量足夠大（數十eV以上），就會從正常的晶格位置被彈擊出來而成為填隙原子，原來的晶格位置就會出現一個空位，在這一過程中生成的填隙原子和空位總是成對出現，稱為Frenkel缺陷對。這是對輻照缺陷形成的最簡單的描述，實際情況卻相當復雜。被高能射線輻射出晶格位置的原子如果帶有很高的能量，又會作為入射粒子去碰撞其他原子，從而使缺陷擴散引起二次缺陷：空位聚集形成位錯環、層錯四面體、空洞等；填隙原子聚集形成位錯環。這些缺陷還會和材料中原有缺陷如晶界、析出物等繼續相互作用而出現一系列變化，最終對材料的宏觀性能造成影響。

2. 輻照效應

按照輻照對材料作用時間的長短，輻照效應可分為三種：a. 過渡效應，指高能粒子在材料中產生的離子化和電子激發等現象。對金屬材料，一般會轉化成熱量釋放。b. 可逆效應。材料受到輻照損傷產生某些缺陷，可以通過退火使材料在高溫時效中發生回復來消除，故稱可逆效應。c. 永久效應，輻照粒子能量超過MeV量級，可使材料的原子核發生核嬗變，形成新的原子核，使材料的合金成分發生變化，不可能通過熱處理等方法消除，故稱為永久效應。輻照效應包括輻照析出、輻照腫脹、輻照蠕變、輻照硬化、輻照脆化、輻照疲勞、核嬗變反應等。

輻照腫脹

輻照時，空位達到一定濃度之后，就會聚集在一起，形成三維晶體缺陷空洞，空洞尺寸通常為2到幾十nm。隨著空洞的出現，宏觀上材料密度降低，體積膨脹，造成材料斷裂韌性下降。

輻照蠕變

蠕變指在應力作用下材料滑移發生塑性變形的現象。在輻照作用下，材料的蠕變會更容易發生。輻照蠕變分兩類：

a. 輻照增強蠕變

通常，高溫無輻照時材料的蠕變被第二相粒子阻礙時，位錯通常會以攀移運動繞過去，這部分攀移運動主要依靠熱平衡濃度的空位來完成。而輻照產生的點缺陷會促進攀移運動過程發生，從而形成輻照增強蠕變。

b. 輻照誘發蠕變

因為輻照產生的點缺陷和空位數量增加，那些柏氏矢量與應力平行的位錯更容易吸收填隙原子，出現了所謂“應力誘發優先吸收”現象，不同方向的位錯吸收的填隙原子數量不同，造成了材料變形的各向異性，因此出現了輻照蠕變量。

輻照硬化

輻照下，點缺陷與空位的存在將影響晶體中位錯的運動，使金屬材料發生硬化。如圖所示，材料的屈服強度（A點）上升，加工硬化量（應力B-A的差值）減少，并使韌性（C橫坐標）減少。

輻照硬化

輻照脆化

金屬材料的斷裂形式與溫度有密切關系，低溫時一般是脆性斷裂，高溫時則是韌性斷裂。除了FCC，其他金屬在某一特定溫度附近會發生由韌性斷裂向脆性斷裂的突然變化，該溫度被稱為材料的韌脆轉變溫度。韌脆轉變溫度在工程上意義重大，如果材料的服役溫度低于韌脆轉變溫度很可有能在沒有先兆的情況下瞬間發生斷裂，造成災難性事故。鐵素體鋼材經過中子輻照后，它的韌脆轉變溫度將向高溫方向移動。表明材料經過輻照后出現了高溫脆化，稱為輻照脆性。研究表明，通常是Cu等雜質原子受到輻照后從晶體結構中析出長大造成的。因此可以通過減少Cu等雜質原子含量和尋找抑制Cu析出來減輕材料的輻照脆化影響。

輻照疲勞

金屬材料受到周期性應力作用時，材料中會產生微裂紋。這些裂紋逐漸擴展，最終導致材料斷裂，這就是疲勞。輻照疲勞主要是輻照對疲勞過程的影響，現有的實驗結果表明輻照后材料的疲勞壽命明顯降低，其原因可能是輻照引起的材料脆化有關。

3. 核反應堆中的材料的輻照損傷問題

當今世界已有的核反應堆類型有很多，按能普分有由熱能中子和快速中子引起裂變的熱堆和快堆；按冷卻劑分有輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。但最成熟的，被廣泛采用的堆型有壓水堆，快中子堆等幾種。

壓水堆

壓水堆是當今世界上用得最多的一種堆型，利用235U的裂變進行核反應。壓水堆的燃料元件一般是將數百個低濃度的UO2陶瓷燃料作成的芯塊排成一列，封裝在Zr合金包殼管內制成。壓水堆利用水作為中子慢化劑。將裂變放出的高速中子慢化到熱中子左右的速度。以增加235U裂變的反應概率。水同時還作為冷卻劑，并從堆芯流過的水通過“一回路”將熱量傳導到堆外，再由“二回路”把蒸汽導入汽輪機發電。為了把反應堆出口的水提高到300度左右卻不沸騰，必須把壓力提高到150atm，并需要一個耐高壓的容器，這就是壓水堆名稱的由來。

壓水堆結構

為了承受巨大的壓力，壓力容器的材料厚度達230mm，壓力容器必須工作20-30年，這一期間，壓力容器一直受到從堆心放出的中子輻照。輻照脆化是壓力容器材料面臨的最大難題。目前如果可以實現現場退火，可以利用高溫下輻照缺陷的回復來延長壓力容器的使用壽命。另外，為了避免脆性斷裂事故，工程上要求材料的韌脆轉變溫度低于使用溫度33℃以上，同時反應堆啟動或停止所引起的溫度變化速度必須小于55℃/h，并嚴格限制材料中Cu的含量。為了監測容器材料的輻照脆性，通常會在堆內合適位置放置一些與壓力容器相同的材料讓其隨時進行輻照考驗，并定期檢測其韌脆轉變溫度。

把燃料芯塊放入包殼管內，再將兩端密封焊接，數百根這樣的包殼管組合在一起，構成燃料元件。包殼材料面對的最大的問題是燃料與包殼的相互作用。因為燃料芯塊由于熱應變發生破裂會和包殼材料接觸，并且，當堆功率上升時，包殼內側會發生局部應變，同時由于核裂變產物（I碘）的存在，包殼材料會發生應力腐蝕斷裂，高溫下還會發生輻照蠕變。

快堆

天然鈾中裂變元素235U只有0.7%，99%以上是非裂變238U，但是238U再吸收一個能量較高的快中子后會轉變成裂變元素239Pu，這是快中子反應堆的能源所在。為了保持足夠的快中子去轉變238U，快堆中不能使用中子慢化劑，即不能用水作為冷卻劑。現在普遍使用液態Na作為冷卻劑。由于堆芯溫度低于Na的沸點，快堆的反應堆容器沒有高壓負荷問題，只是需要防止Na泄漏。

快堆中主要的材料輻照損傷問題是堆芯材料。快堆中燃料封裝在燃料包殼中，100-200根包殼管集合在一起放在六角形外套管內。為了降低快堆燃料成本，商用快堆的燃耗深度要求達到200GW·天/噸，同時，包殼材料所承受的中子輻射損傷量可高達150dpa。快堆包殼材料面臨的最主要問題是輻照腫脹。因此亟待高溫蠕變強度高且抗輻照腫脹性好的鋼材作為快堆中的堆芯燃料材料和六角形外套材料。

核聚變堆和ITER計劃

核聚變是兩個較輕的原子核聚合為一個較重的原子核，并釋放出能量的過程。自然界中最容易實現的聚變反應是氫的同位素——氘與氚的聚變，這種反應在太陽上已經持續了50億年。核聚變反應主要有以下兩種：

實現核聚變反應有兩步：第一步，把作為反應體的混合氣加熱到等離子態——使電子能脫離原子核的束縛，原子核能自由運動，才能使得原子核發生直接接觸。大約需要10萬攝氏度。第二步，克服帶正電荷的原子核之間的庫侖力，使原子核以極快的速度運行發生碰撞，為了得到這個速度，最簡單的方法就是繼續加熱，大約需要1億攝氏度。后面的反應就不再需要外界加熱就能進行。理論很簡單，然而實現起來最大的困難在于這個1億攝氏度的反應體放在哪？早在50多年前，人類想到兩個解決方法。

一種實現核聚變的方法是慣性約束法。慣性約束核聚變是把反應氣體裝入直徑約幾毫米的小球內。從外面均勻射入激光束或粒子束，球內氣體溫度急劇升高，產生大量熱能，受它的反作用，球面內層向內擠壓（反作用力是一種慣性力，靠它使氣體約束，所以稱為慣性約束），因此壓力也急劇升高。當溫度達到點火溫度時，小球發生爆炸，并產生大量熱能。這種爆炸過程時間很短，只有幾個皮秒（1皮等于1萬億分之一）。如每秒鐘發生三四次這樣的爆炸并且連續不斷地進行下去，所釋放出的能量就相當于百萬千瓦級的發電站。原理雖然簡單，但是現有的激光束或粒子束所能達到的功率還差得遠，加上目前尚未發現合適的材料，使慣性約束核聚變仍是可望而不可及的。

另一種是磁力約束，由于原子核是帶正電的，那么如果建立一個環形的磁場，只要磁場足夠大，粒子就跑不出去，這就是最著名的“托卡馬克”型磁場約束法。因此，目前托卡馬克（Tokamak）型聚變堆是最有希望的核聚變反應堆類型。

影響核聚變反應堆成功與否的關鍵問題就是核聚變堆第一壁材料。它是聚變中面對等離子體的一層固體結構，也就是真空室壁。主要包括第一壁表面覆蓋材料、第一壁結構材料、高熱流材料和低活化材料。它用于封閉等離子體。一般核裂變放出的中子能量為2MeV左右，而核聚變反應放出的中子對第一壁材料造成的輻照損傷是難以想象的，一般認為，第一壁材料需要承受高達14MeV中子的輻照，輻照量將為數百dpa甚至更高，同時核嬗變產生的氫、氦的數量也比快堆大許多。除高能中子外，高溫等離子體對材料表面會產生強烈的濺射作用。

4. 中國參與的ITER計劃

國際熱核聚變實驗反應堆（英語：International Thermonuclear Experimental Reactor，縮寫為英語：ITER）它是一個國際核聚變研究和巨型工程，將成為世界上最大的磁約束等離子體物理學實驗，這是目前正在建設世界上最大的實驗性托卡馬克核聚變反應堆，鄰近于法國南部的卡達拉舍設施。

最初方案是2010年建成一個實驗堆，實現1500兆瓦功率輸出，造價100億美元。沒想到因為各國想法不同，蘇聯解體，加上技術手段的限制，一直到了2000年也沒有結果，其間美國中途退出，ITER出現胎死腹中的危險。直到2003年，能源危機加劇，各國又重視起來，首先是中國宣布加入了ITER計劃，歐洲、日本和俄羅斯自然很高興，隨后美國宣布重返計劃。緊接著，韓國和印度也宣布加入。

“ITER”在拉丁文中意為“道路”，因此“ITER”也意味著和平利用核聚變能源之路。如果ITER能成功，下一步就是利用ITER的技術，設計和建造示范商用堆，到那時，離真正的商業核聚變發電就不遠了。但是ITER建設中，還有大量的技術問題需要解決，需要有一個原型可以參考，在此基礎上，各國的先進超脫卡馬克裝置就成了設計ITER的藍本。

東方超環EAST

EAST位于中國合肥，是目前為止超托卡馬克反應體部分，唯一能給ITER提供實驗數據的裝置，他的結構和應用的技術與規劃中的ITER完全一樣，沒有的僅僅是換能部分，可以簡單認為是中國自己的ITER。EAST解決了幾個重要問題：第一次采用了非圓型垂直截面，目的是在不增加環形直徑的前提下增加反應體的體積，提高磁場效率。第一次全部采用了液氦無損耗的超導體系。EAST還是世界上第一個具有主動冷卻結構的托卡馬克，它的第一壁是主動冷卻的，連接的是一個大型冷卻塔，它的冷卻水可以保證在長時間運行后將反應產生的熱量帶走，維持系統的溫度平衡，一方面是為真正實現穩定的受控聚變邁出的重要一步，另一方面也是工程化的重要標志——冷卻塔換成汽輪機是可以發電的。結合一些相關資料，世界這個領域普遍認為EAST將是第一個能長時間穩定運行的，Q值能達到1的托卡馬克裝置，當然這可能還要1-2年的時間。就EAST來說，從某種意義上，它就是ITER主反應體大約1/4的一個原型實驗裝置。