近日，俄羅斯科學院西伯利亞分院核物理研究所(INP SB RAS)與固體化學與機械化學研究所(ISSCM SB RAS)聯合宣布，在模擬聚變堆極端環境的實驗中，新型二硼化鈦(TiB?)陶瓷樣品展現出優異的抗熱沖擊與導熱性能，有望成為未來聚變裝置第一壁涂層的重要候選材料。
實驗在INP的BETA裝置中進行，通過電子束與激光脈沖模擬等離子體熱負荷。經上百次脈沖處理后，ISSCM自主制備的二硼化鈦樣品表面未出現明顯損傷，其性能優于商用材料。該材料兼具良好導熱性與金屬級導電性，可降低表面過熱并抑制電弧損傷，有助于維持等離子體純度。
當前，國際熱核實驗堆(ITER)等聚變裝置普遍選用鎢作為第一壁材料，但其高原子序數可能影響等離子體運行。研究團隊正探索在鎢表面涂覆低原子序數涂層的解決方案。此次二硼化鈦的研究成果，不僅為ITER等托卡馬克裝置提供材料選項，也為俄羅斯自主研發的氣體動態多鏡阱(GDMT)等聚變路線積累關鍵技術數據。
該研究標志著聚變堆關鍵材料研發取得階段性進展，為應對第一壁材料在高溫、高輻射環境下的腐蝕與侵蝕挑戰提供了新的技術方向。
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