摘要：受控核聚变能是最具潜力的清洁能源之一，有望从根本上解决人类社会发展所面临的能源短缺问题。作为目前核聚变研究的主流方向，托卡马克装置，如日本的JT-60SA、欧洲地区的JET以及中国的EAST、HL-2M和J-TEXT等[1-2]已经在全球范围内得到广泛应用和快
受控核聚变能是最具潜力的清洁能源之一，有望从根本上解决人类社会发展所面临的能源短缺问题。作为目前核聚变研究的主流方向，托卡马克装置，如日本的JT-60SA、欧洲地区的JET以及中国的EAST、HL-2M和J-TEXT等[1-2]已经在全球范围内得到广泛应用和快速发展[3]。这些装置不仅在等离子体物理理论探索和技术验证方面取得了显著进展，还为克服受控核聚变装置的技术挑战提供了大量经验和数据。为推动受控核聚变能源商业化应用进程，国际上关于聚变能的研发开展了深度合作，国际热核聚变实验堆（ITER）计划[4]就此启动，其主要目标为验证氘氚等离子体自持燃烧的科学与工程可行性。此外，为了早日建成商业电站以实现能量净增益，多个国家已陆续启动示范堆（DEMO）的研发与建设工作，已知示范堆包括欧洲地区的EU-DEMO[4]、日本的JA-DEMO[5]、SilmCS[6]、美国的ARIES-AT[7]以及中国聚变工程实验堆（CFETR）[8-11]。
偏滤器是托卡马克装置的关键部件，主要用于排出聚变装置中的杂质粒子、氦灰，并移除高温等离子体产生的热能[12]。偏滤器的服役条件非常苛刻，一侧是高温等离子体，另一侧是与冷却介质相连的面向等离子体材料（PFMs），如何在装置运行过程中避免器壁严重损伤及杂质污染等离子体，同时有效排出反应产物氦灰是受控核聚变技术发展中的挑战之一[13]。
从早期的小型托卡马克装置，到当前的ITER，乃至未来欧洲地区的EU-DEMO和中国的CFETR实验堆，其服役条件越来越复杂和苛刻，偏滤器的设计与材料要求也越来越高。偏滤器部件需在热载荷、等离子体及中子辐照的物理协同作用下保持可靠运行，这不仅依赖于先进的物理设计，也极大程度上取决于材料的选择与结构设计。为了给广大科研人员提供参考，作者综述了偏滤器面向等离子体材料在服役条件下的损伤失效行为，总结了偏滤器等离子体材料的选择与设计，并展望了未来的研究方向。
托卡马克装置在正常运行期间，其磁体系统会产生一种特殊的磁场位形，这种磁场位形由约束主等离子体的封闭磁面空间和封闭磁面以外的开放磁面组成。位于开放磁面区的等离子体将沿磁力线流向偏滤器，并直接轰击其面向等离子体组件（PFC），将能量沉积在组件上，随后轰击的等离子体被中性化，一部分暂时滞留在偏滤器区域，另一部分直接被偏滤器抽气系统排出[14]。因此，偏滤器处于一个复杂的多场耦合环境中，等离子体在放电过程中会与偏滤器PFMs之间发生物理相互作用，导致PFMs承受着极高的热负荷、等离子体辐照和中子辐照等载荷[15]。在选择和设计偏滤器PFMs的过程中，必须在真实环境中对物理相互作用及其导致的结果进行评估[16-17]。
偏滤器作为聚变装置中热负荷最集中的部件[15]，主要承受两类热负荷：一是准稳态高温热负荷，能量通量在5～20 MW·m−2，特点是运行时间长。在ITER装置的氘-氚反应稳态运行阶段，偏滤器的打击点受到粒子流和能量流连续长脉冲（可达2 h）稳态轰击时，其热负荷能量通量峰值可达10 MW·m−2[18]。二是等离子体边缘的周期性剧烈扰动（如边界局域模，ELMs）产生的瞬态热负荷，其能量密度可达1 MJ·m−2，持续时间约为0.5 ms[12,19-20]。此外，还有等离子体的非正常运行导致的超高瞬态热负荷，如磁约束系统失效引发的等离子体破裂以及由等离子体位形控制失稳造成的垂直位移事件。稳态与瞬态热负荷的耦合效应会显著缩短PFMs的服役寿命，并诱发其表面产生塑性变形、开裂和局部熔化[15]。
国内外研究主要集中在稳态热负荷和类ELMs瞬态热负荷方面。在稳态热负荷下，ITER偏滤器的PFMs表面温度可达1 200 ℃[21- 22]。PFMs需在此高温下服役至少2 a，必将引发回复、再结晶和晶粒长大等显微组织演变[23]，导致PFMs力学性能、抗热冲击和抗辐照性能的退化[24]。因此，偏滤器PFMs的服役温度应控制在其再结晶温度以下，以确保其在服役寿命内正常运行。与稳态热负荷相比，瞬态热负荷对PFMs的表面损伤更严重，深度可达数百微米。
瞬态热负荷会使PFMs表面经历快速热循环，引起塑性变形和疲劳损伤，导致开裂、熔蚀、溅射、出现纳米丝状结构等现象[25-27]。研究[18]发现，热冲击强度对钨基PFMs的表面响应具有重要影响：当服役温度低于韧脆转变温度（DBTT）时，循环热冲击产生的热应力会导致材料脆性开裂；当服役温度高于DBTT时，则会导致疲劳裂纹[27-30]；当服役温度高于再结晶温度时，钨的近表面区域会发生显著的再结晶和晶粒长大[26]，导致热疲劳抗力降低[31-33]；当服役温度超过熔点时，钨会发生局部熔化，可能促使钨靶板与热沉界面分层剥离，导致冷却失效并引发部件整体过热，最终造成熔融损毁[34]。类ELMs瞬态热冲击还会导致PFMs与热沉材料的界面处产生温度梯度[35-38]，由于材料热膨胀系数差异，PFMs与热沉材料的界面附近会产生不可逆的塑性变形。最终，部件因循环热疲劳载荷作用而发生结构失效，引起PFMs温度急剧上升，熔蚀风险增加，甚至可能导致PFMs产生“瓦片式”剥落[39-40]。
托卡马克装置在正常运行期间会持续承受高通量氢、氦等离子体的轰击。在ITER中，氢、氦等离子体通量可达到1020～1024 mol·m−2·s−1[41]。受磁力线引导的氢和氦等带电粒子只有非常浅的穿透深度，主要影响偏滤器PFMs的近表面区域。鉴于聚变堆运行中强束流粒子与PFMs表面相互作用的复杂性，深入研究等离子体与PFMs的作用机制具有重要意义[42]。
目前主流研究方法为等离子体辐照技术，通过分析辐照后材料表面的溅射行为和微观结构演变等，评估PFMs的抗辐照性能，包括氢-氦协同效应、缺陷团簇迁移、表面起泡及气体滞留等[43-44]。研究人员研究了金属/合金材料中氦原子迁移以及氦泡形成机制，通过模拟研究了钨中氦原子与辐照空位的相互作用及其微观机理[45-47]，针对钨中低能氦注入后的滞留、脱附行为及氦-空位复合体团簇的形成机制也进行了深入研究[48-49]。FU等[50-51]通过建立钨-氦相互作用的紧密结合势模型研究基态和激发态下氦原子的聚集和成核行为，发现氦原子填入空位后会引起电子电荷重排，使空位周围的钨原子呈阳离子特性，增强原子间排斥作用，从而扩大空位体积并促进氦泡生长。WANG等[52]、YIN等[53]和谢莎等[54]也采用模拟和试验研究了钨及钨合金的氦辐照缺陷及氦原子分布、扩散和聚集的微观机理。
目前，对氢辐照的研究主要以氢同位素氘和氚对金属材料的辐照效应为主。在辐照时氘/氚粒子率先进入材料表层并持续积累，饱和后继续向深层扩散，并在本征缺陷处发生聚集形成氦泡。高热负荷协同会加剧氢向深层渗透，引发氢脆，显著损害PFMs的抗热冲击性能；该效应在边界局域模（ELMs）条件下更为明显。氢同位素辐照引起的另一个问题是滞留，注入的氢同位素可被空位、位错、晶界和杂质等缺陷捕获，导致滞留。不同类型的缺陷与氢同位素的结合能存在差异，因此可通过不同脱附温度区间来判定滞留缺陷类型。研究[55-57]表明，相比杂质、位错和晶界，氢原子同空位的结合能更强，脱附过程中氢同位素释放的难易顺序依次为位错、空位、团簇。当PFMs被加热至300～600 K时，滞留在杂质、位错和晶界等缺陷的氢原子首先被释放并扩散出去；随着温度升至800～1 200 K，滞留在空位的氢原子才逐渐脱附。
长期辐照会在PFMs内部引发累积性损伤及高密度缺陷网络，并加剧氢同位素滞留、劣化表面物化特性，可能导致等离子体稳定性被破坏甚至聚变反应中断。辐照引起的滞留和气泡等损伤是限制钨基PFMs应用的主要瓶颈。钨基PFMs对于氘/氚辐照损伤的耐受程度，一方面依赖于材料自身的属性，另一方面也深受辐照条件的影响，通常氘滞留量随着辐照剂量、温度及注入能量的增加而增大[58-60]。
聚变反应会产生能量高达14 MeV的高能中子。这些中子具有极强的穿透能力，其穿透深度取决于所采用的PFMs材料及冷却剂的种类。PFMs经过高能中子辐照后会发生离位损伤，产生如Frenkel对、离位峰、位错环、堆垛层错、贫原子区和微空洞等辐照缺陷。辐照缺陷会作为捕获源吸收氢同位素，导致滞留量的增加[56]。
中子辐照还会引发材料中元素的嬗变反应。例如，高能中子辐照后，铍和碳中生成高含量氦，形成氦泡，钨中生成铼、钽、铪、锇等[61]嬗变元素。铼对钨基体具有显著的韧化作用，锇则是脆性诱导相[62]。
中子辐照严重影响PFMs和散热器的导热性能，引起PFMs表面温度急剧上升，严重危害聚变反应堆的安全运行。研究[63]发现，在ITER装置中受中子辐照后，碳纤维材料的热导率几乎下降了一个数量级；相比之下，钨的热导率在中子辐照后衰减幅度较小，室温下衰减25%～30%，在高于1 000 ℃下衰减幅度减弱。石墨因具有六方晶格结构，中子诱导缺陷易出现在基面或基面间，对辐照损伤尤为敏感[64]。
现阶段国内外对中子辐照的研究主要通过数值模拟或者利用核裂变中子和散裂中子源进行[65]。这是由于中子辐照试验周期长、成本高、样品带放射性，而且现有试验条件也无法满足聚变反应产生的高剂量辐照需求。研究人员[66-67]提出采用重离子（如W+、W4+、Fe3+、Cu+等）辐照模拟中子辐照进行PMFs辐照研究。重离子质量大、能量高，可以在短短几天内将每原子位移数提至200次，试验周期显著缩短，同时还能够灵活控制试验参数（如温度、损伤率、损伤程度等），实现对辐照区域的原位观察。
KURISHITA等[68]在JMTR上研究了中子辐照对超细W-0.5TiC复合材料组织和性能的影响，发现：辐照后纯钨、W-0.5TiC-H2和W-0.5TiC-Ar等3种材料的晶粒内均出现了小黑斑或I型位错环等缺陷；W-0.5TiC复合材料的缺陷密度显著低于纯钨。HATANO等[69]对中子和离子辐照后钨中的氢及其同位素的滞留特性进行了研究，发现相比未辐照时，辐照后钨的氘滞留原子分数大幅增加。为减轻钨以及钨基材料辐照损伤，设计时应从材料成分、组织以及结构方面尽量避免辐照缺陷的产生。吴玉程等[65]利用铁离子对第二相增强钨基复合材料进行辐照试验，发现未辐照试样的微观结构无明显缺陷，经辐照后，W-1%Pr2O3、W-1%La2O3和W-1%ZrC（质量分数）复合材料中均形成由高密度位错环聚集构成的曲线状位错网络，W-1%TiC中仅存在弥散分布的细小位错环，未形成网络结构，说明W-1%TiC的抗铁离子辐照损伤能力显著优于其他材料。
目前，热核聚变材料研究主要在实验室或测试装置中进行，且往往仅聚焦于单一服役条件[15]。然而，未来实际运行的聚变反应堆偏滤器需要面临热负荷、等离子辐照与中子辐照协同作用的复杂环境，多种负荷的协同作用将显著缩短PFMs服役寿命，这对PFMs材料选择和冷却系统研发提出了更严苛的要求。
偏滤器在苛刻环境中服役，其位形、结构设计及材料选择十分重要。偏滤器组件主要包括内外靶板（直接面向等离子体的壁材料，即PFMs）、支撑系统、冷却系统、抽气系统，经过数十年探索，已发展出多种偏滤器组件设计方案。以ITER为例，偏滤器主要由54个盒式组件（CA）构成，每个CA包括一个盒体（CB）和5个PFC，PFC由内靶板、内返流板、拱顶板、外返流板和外靶板组成[70]。此外，每一个模块中还包含用于等离子体控制、评估和优化的诊断组件。针对我国CFETR偏滤器的工程概念设计也提出了3种几何构型，即类ITER偏滤器、雪花偏滤器和超级X偏滤器[71]。
为适应极端服役环境，偏滤器普遍采用模块化设计以支持损伤部位的快速更换，主要有3种结构：平铺的板瓦式结构、刷式结构和串连的整体式结构。板瓦式结构组件主要通过钎焊将PFMs靶板与热沉材料连接，要求材料兼具高热导率与高温强度，且连接界面需保证优异的热接触性和机械完整性；该结构的潜在风险在于单个PFMs单元脱落可能引发相邻单元过热及接头失效的级联失效。ITER中低热负荷的拱顶区域就采用此设计，其组件主要由具有超蒸发冷却结构的PFMs扁平瓦片组成[15]。刷式结构的优势在于PFMs上细密沟槽形成的类刷毛单元可显著缓解PFMs与热沉材料因热膨胀失配产生的界面应力和等离子体热冲击引发的瞬态热梯度应力，从而提升部件的热机械可靠性[72]。整体式组件是目前高热负荷区域的主流和最优设计，具有强度高、传热效率极佳、可靠性高等优点；ITER中偏滤器的内/外垂直靶板均采用了此设计。偏滤器内/外靶板与等离子体边缘磁面相交，成为能量沉积的主要区域，尤其是靶板打击点处承受极高的局部热流密度。相比之下，拱顶因位于内/外靶板构成的“V”形屏蔽空间内部，所受热负荷较低，其主要功能是实现中性粒子与杂质的有效滞留。ITER组织于2011年就提议将垂直靶板的装甲材料由碳纤维复合材料更换为钨[73]。ITER的钨组件由特定方向排列的穿管结构模块构成，包括CuCrZr冷却管，铜过渡层和最外层的钨块。相较于其他PFC构型，这种穿管设计优势在于高热负荷下，热量能够相对均匀地从CuCrZr冷却管周向传导至冷却水，有效缓解热应力问题，大幅提升PFC的可靠性[74]。因此，在CFETR的第一个运行阶段也采用类似ITER的水冷整体技术（靶板PFMs为钨，热沉材料为CuCrZr合金，二者之间的中间层为铜）。
偏滤器PFMs的选择和研发是保证聚变堆正常稳态运行的关键之一，应主要从以下几个方面[75-76]考虑：
（1）PFMs需要具备高熔点、高热导率、良好的高温强度及合适的热膨胀系数（与热沉材料相匹配）等特性。这些特性可有效避免等离子体放电产热引起的温度积累，从而抑制材料开裂或PFMs/热沉材料连接界面的失效。材料需在承受高通量辐照与高热负荷的同时有效散热，通过冷却系统将热量高效地传输到未来聚变堆电站[77]。
（2）若选用低原子序数的PFMs，必须确保其与热核聚变等离子体具有良好的兼容性，并表现出低韧致辐照及优良的抗物理/化学溅射性能。若选用高原子序数的PFMs（如钨），则必须控制进入等离子体的净杂质不超过临界杂质浓度，避免辐照损伤产生的杂质冷却和稀释等离子体。
（3）PFMs应优先考虑具有较低的氢同位素滞留特性，避免氢同位素滞留及再循环，这与等离子体密度控制、氚自持燃烧、未来聚变堆发电的经济性密切相关。另外，氚具有放射性，会影响未来聚变堆装置及人员的安全。
（4）PFMs需具备良好的抗中子辐照能力，因为中子辐照会引发离位损伤、元素嬗变和微观结构演化，显著影响材料的物理性能和服役寿命。
目前尚无PFMs能满足上述所有要求[76]。不过，针对不同型号的托卡马克装置，已探索了多种适配其需求的偏滤器PFMs，主要分为两大类[78]：低原子序数材料，如碳基材料中的石墨、碳纤维复合材料以及铍；高原子序数材料，如钼和钨。
碳基材料，尤其是碳纤维复合材料（CFCs）凭借其高热导率、低辐照能量损失以及与等离子体良好的兼容性，曾是国内外众多托卡马克装置的主流选择，积累了丰富的试验数据和工程经验。自20世纪70年代后期PLT装置首次采用碳基限制器替代钨限制器以来，国际上主要托卡马克装置相继开展了碳壁试验，显著提升了等离子体约束性能和长脉冲运行能力。采用CFCs作为偏滤器材料的代表性装置包括美国的DIII-D、NSTX以及韩国的KSTAR等[75]。然而，碳基材料抗溅射性能弱、化学腐蚀速率高，难以承受高热负荷区的极端环境，此外较高的氚滞留特性也导致其不再被列为ITER中PFMs的候选材料。
铍作为低原子序数材料，具有高热导率、强吸氧能力、低辐射能量损失及低氚滞留量等优势，曾在ISX-B、UNITOR等装置中用作第一壁材料。但铍的局限性也十分突出，其熔点低（1 278 ℃）、蒸气压高、溅射率偏大，还具有生物毒性[15, 79]。更重要的是，在中子辐照环境下，铍会因晶体结构改变和嬗变反应（产生氢、氘、氚、氦）而发生肿胀（形成氦泡）和性能退化，这限制了其在聚变堆偏滤器高热负荷部件中的应用[80]。
相较之下，高原子序数材料因其潜在的更长服役寿命，在聚变研究早期就被用于制造偏滤器靶板[79, 81]。以EAST装置为例，其偏滤器历经多代升级，靶板材料从316L不锈钢、石墨最终推进到钨[82]；金属钨具有熔点极高（3 410 ℃）、弹性模量大、热导率高、蒸气压低、氘/氚滞留量极低（仅为石墨的1/10）等优势，同时还具有低放射性、不与氢发生反应以及优异的抗等离子体侵蚀能力等综合优势[83]。
随着聚变研究进入ITER之后的阶段，DEMO与未来聚变堆电站的建设将对偏滤器材料提出更苛刻的要求。这些装置的线性尺寸预计比ITER大50%，聚变功率分别高出5倍甚至7倍[80]，因此PFMs面临更极端的环境，对其性能的要求也更为严格。从目前的研究来看，钨是最有前景的偏滤器面向等离子体服役材料[74, 84-85]。然而，钨固有的脆性问题（低温脆性、再结晶脆性和辐照脆性[86]）限制了其广泛应用。这些问题直接导致钨的杂质容忍度低（较碳基材料低2～3个数量级）、抗热冲击能力、物理溅射和辐照效应差，使钨在聚变工程化应用中面临加工难度大、再结晶温度偏低、韧脆转变温度（DBTT）过高多重障碍，极大制约了其工程化应用潜力。
为了改善钨材料的脆性、提高其高温强度并抑制再结晶行为，通过以下方式对钨进行改性：
（1）合金化[87]：通过添加合金元素改变钨材料的成分，提高位错可动性，从而改善韧性。例如，添加铼、锆和钒等合金化元素可以改善钨的塑性和韧性，其中钒还能提升钨的抗热负荷能力[88-91]。黄胜猛等[92]研究了W-xRe合金（x =3, 5, 10，质量分数/%）的激光热冲击性能，发现随着铼添加量增加，合金的晶粒明显细化，致密性、力学性能和抗热冲击损伤性能提高。研究[93-94]指出，引入铼不仅可以提高钨合金的强度，还能增强其室温延展性。铼元素可以将钨的首选滑移系从{110}变为{112}，{112}滑移系相比{110}滑移系多了6组滑移面，同时适当含量的铼会引入额外的d价电子，因此钨的塑性改善。然而，添加铼会降低钨的热导率，导致辐照脆化效应，还会增加成本。综上，合金化对钨材料性能的影响有利有弊，应最大化发挥性能优势，尽量减小负面影响。
（2）复合化[95-96]：通过引入钨纤维形成钨纤维增强钨基复合材料（Wf/W复合材料），可借助钨纤维塑性变形、界面摩擦拔出及裂纹桥接等多重能量耗散机制来显著提升钨基材料的断裂韧性[97-98]。Wf/W复合材料的设计理念是“裂而不断”，即在钨基体开裂后依靠钨纤维维持构件继续服役而不至于失效[97]。因此，Wf/W复合材料的性能在很大程度上取决于钨纤维的性能。研究[99]表明，纯钨丝的室温极限强度约为2 900 MPa，1 900 K退火30 min后的极限强度仅为900 MPa，而掺钾钨丝的室温极限强度约为2 700 MPa，2 173 K退火30 min后的极限强度保持在2 000 MPa；掺钾钨丝表现出优异的高温延性。需要注意的是，钨纤维与钨基体之间的结合强度过高易导致钨纤维在烧结过程中发生回复再结晶，使塑性和强度急剧下降。为了降低界面结合强度[100]，需要借助铜、钼、ZrO2、Er2O3和Y2O3等[101-102]界面材料对钨纤维表面进行改性处理。
（3）弥散强化[103]：通过在钨基体中引入纳米级氧化物或碳化物弥散相，可显著提高钨合金的断裂韧性、抗热冲击及抗等离子体辐照性能。TAN等[104]研究了100次脉冲热载荷作用下钨、W-1TaC、W-1TiC复合材料的热负荷耐受性，发现TaC、TiC颗粒弥散分布在钨基体中，有效抑制了基体的塑性变形以及裂纹形成与扩展，显著提高了热负荷耐受性。YAO等[105]研究了低能氦离子辐照条件下改进湿化学法制备的W-Y2O3复合材料与商业纯钨的抗辐照性能，发现氦离子辐照后纯钨表面存在明显的绒毛结构，而W-Y2O3复合材料仅显示初始表面形态，表面粗糙度相比纯钨降低了0.241 μm，仅为0.154 μm；可见添加纳米级Y2O3颗粒可以增强钨基体的抗辐照能力。纳米级氧化物/碳化物可以有效钉扎晶界和位错，提高晶界强度，抑制晶粒长大，形成高密度相界面网络，为湮灭等离子体辐照产生的点缺陷提供高效捕获位点[106-107]。这种协同强化机制使氧化物/碳化物弥散强化钨合金成为极具工程应用价值的偏滤器PFMs之一。但是，氧化物陶瓷相固有的低导热性、低熔点特性，使其在高热通量/辐照工况下易发生熔蚀与溅射，且烧结过程中氧化物易沿晶界偏聚粗化，削弱界面稳定性。碳化物弥散强化钨合金中碳化物不仅可以有效净化晶界氧杂质，增强晶界结合强度，改善抗热冲击与抗辐照性能，还可以通过高密度缺陷捕获位点抑制氢/氦辐照损伤。然而，碳元素引发的氘滞留问题成为应用中的重大障碍。综上，现有氧化物/碳化物掺杂制备的材料仍无法满足聚变堆PFMs的综合服役需求。
目前虽已开发出多种高性能钨基材料，但完全满足聚变堆偏滤器要求的钨基PFMs尚未获得，已有钨基材料在力学性能、抗热震性和抗氢/氦等离子体辐照性能等方面仍需进一步提升。此外，当前多数性能评估基于简化试验条件，难以真实反映聚变反应堆环境。
未来聚变装置中的偏滤器面临着更高热负荷、更强等离子体辐照和更强中子辐照等多重极端环境协同作用的严峻挑战，现有材料难以满足未来更大功率托卡马克对偏滤器PFMs的要求。铍和钼等材料目前已经不用作偏滤器PFMs，钨基材料被认为是未来托卡马克中最有希望的PFMs。但钨基材料的缺点为存在高原子序数杂质辐射、低温脆性、再结晶脆性和中子辐射脆化等，因此有必要深入探究钨基PFMs的强化与韧化机制。目前钨基PFMs的强化手段主要有合金化、复合化及第二相颗粒弥散强化等，各种强化或者韧化策略都需要充分考虑未来聚变堆中真实的多负载协同效应下的损伤机理。
在设计和制备满足未来大尺寸聚变装置中偏滤器的钨基PFMs时，可以从以下几个方面展开探索：
（1）系统优化晶粒尺寸、第二相颗粒的含量与分布以及界面结构设计，制备高性能钨基材料。同时，发展高效、低成本的制备工艺，在相对温和的条件下实现高性能钨基材料的制备。
（2）明确第二相种类和成分配比对力学性能、抗热震性和抗等离子体辐照性能的影响规律，建立显微组织与宏观性能之间的关系。
（3）重点评估所添加第二相或合金元素在高热流与强辐照环境下的稳定性，避免因引入新组元导致诸如碳引起的氘滞留等衍生问题。
（4）在高性能PFMs的研发与评价中，应充分考虑热−力−辐照协同载荷下的损伤机理，结合模拟与试验验证，深入揭示其损伤起源与演变机制。
来源：阿又科学科普