【第52期】核聚变堆材料辐照损伤机制与界面设计

时间：2022年10月15日（周六）10:00-12:00

地点： 物理所D楼211

报告人：吴学邦 （中国科学院合肥物质科学研究院固体物理所）

报告题目：核聚变堆材料辐照损伤机制与界面设计

报告摘要：核聚变能是解决人类能源问题的重要途径。核聚变能最终应用的关键之一是材料问题，特别是作为堆芯高温等离子体外围第一道屏障的第一壁材料。金属钨具有高熔点、高热导率等优点，被视为未来核聚变堆最有前景的第一壁材料。然而，在聚变服役环境下，钨要承受极其苛刻的服役环境：氢氦等离子体辐照、高能中子离位损伤和高热冲击的共同作用，使得钨存在氢泡、氦泡与离位损伤等问题，导致其服役性能严重退化，影响聚变堆的安全性与经济性。报告人主要介绍近年来围绕钨中氢与辐照孔洞之间的相互作用机理，以及基于界面调控改善钨材料力学与抗辐照性能等方面的研究进展。

报告人简介

吴学邦，中国科学院合肥物质科学研究院固体物理所研究员，博士生导师，内耗与固体缺陷研究部主任，中科院材料物理重点实验室副主任。主要从事核聚变堆金属材料的辐照损伤机制与微结构设计研究工作。先后主持国家重点研发计划青年项目与课题各1项、基金委重点项目子课题、面上及青年等科研任务。入选安徽省杰青、中科院青年创新促进会优秀会员。以第一或通讯作者在Nature Materials、Acta Materialia等期刊上发表SCI论文50余篇，论文总引用1500余次；合作申请发明专利10项；登记软件著作权 8 项。

邀请人：鲁振

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