聚变堆第一壁/包层结构材料要面对高温高热载荷冲击及高能高通量中子的长期辐照，其等离子体面壁材料还要经受等离子体中载能氢氦粒子的直接轰击，处在这一极端环境下材料的特性是未来聚变堆发展的关键。围绕这两种核材料开展了一些相关问题的研究，取得了一些重要成果：
    1．在国际上率先开展了一种新型纳米层状陶瓷-金属MAX相材料（Ti3SiC2和Ti3AlC2）抗辐照性能的研究,发现其辐照性能明显高于目前最佳的SiC，预期是未来很有发展前途的反应堆候选结构材料。研究表明在Si(Al)原子层面极低的Si(Al)填隙迁移能和较低的C原子Frenkel 缺陷再结合迁移能是其高抗辐照损伤的主要原因；而高剂量离子辐照生成的TiC纳米晶相是其高抗辐照损伤特性的又一重要因素。
    2.辐照温度是影响MAX相材料损伤的关键参数。研究发现辐照温度大于220°C时，就无TiC纳米晶相产生；存在一局部最低损伤温度350°C，而高于850 °C后，晶体损伤十分轻微和均匀。这一辐照温度特性很适合反应堆中不同工作温度部件的需求。
    3.系统研究了氘在C、W、Si单质等离子体壁材料的共沉积层滞留行为。阐明了沉积温度、等离子体压强和燃烧氦灰与氢同位素滞留的关系。首次发现He引入会减小C共沉积层中D的滞留，但使沉积层起泡、脱落等。这对聚变堆C面壁材料的使用提出了警示。
    4.对第一壁混合材料C-W、C-Si与D共沉积层的研究表明，沉积层生长速率、混合材料结构成分、D（He）滞留量处决于沉积温度。理论和实验都发现，在C-W混合材料中，D滞留量及不同滞留机理处决于材料中C的成分。从而解决了人们对C-W沉积层氢同位素滞留的争论。
       2009-2014年期间，该研究方向上承担国家自然科学基金面上项目2项，重大计划培育项目1项，国际合作项目1项，参与科技部ITER专项2项。在本领域权威或核心刊物Acta Materialia（1区）、J of Nuclear Materials等发表SCI论文12篇，获得科学发明专利1项。

相关人员:施立群，张斌，王月霞，李嘉庆