近日，俄罗斯科学院西伯利亚分院核物理研究所(INP SB RAS)与固体化学与机械化学研究所(ISSCM SB RAS)联合宣布，在模拟聚变堆极端环境的实验中，新型二硼化钛(TiB₂)陶瓷样品展现出优异的抗热冲击与导热性能，有望成为未来聚变装置第一壁涂层的重要候选材料。
实验在INP的BETA装置中进行，通过电子束与激光脉冲模拟等离子体热负荷。经上百次脉冲处理后，ISSCM自主制备的二硼化钛样品表面未出现明显损伤，其性能优于商用材料。该材料兼具良好导热性与金属级导电性，可降低表面过热并抑制电弧损伤，有助于维持等离子体纯度。
当前，国际热核实验堆(ITER)等聚变装置普遍选用钨作为第一壁材料，但其高原子序数可能影响等离子体运行。研究团队正探索在钨表面涂覆低原子序数涂层的解决方案。此次二硼化钛的研究成果，不仅为ITER等托卡马克装置提供材料选项，也为俄罗斯自主研发的气体动态多镜阱(GDMT)等聚变路线积累关键技术数据。
该研究标志着聚变堆关键材料研发取得阶段性进展，为应对第一壁材料在高温、高辐射环境下的腐蚀与侵蚀挑战提供了新的技术方向。
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