目前正在使用和研究的聚变堆结构材料包括奥氏体不锈钢、低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)、氧化物弥散强化钢(ODS)、钒合金、SiCf/SiC复合材料等。其中，ODS材料因为可以通过在钢的基体中分散出细小的氧化物颗粒来实现材料性能的增强，使其非常适应核反应堆环境。ODS FeCrAl合金除了具备ODS材料基本性能外，还对在高温环境中的液态金属具备优异的抗腐蚀能力，这对于聚变堆的高温液态金属冷却系统设计至关重要。

由于液态锂铅合金(LiPb)具有高热导率和低热膨胀系数，在传导和分散聚变堆巨大热量时非常有效，同时它能够在聚变反应中捕获中子进而增加氚产量，这使LiPb成为聚变堆中理想的冷却剂和氚增殖材料。

但是，LiPb作为腐蚀性流体对铁(Fe)、铬 (Cr)和镍 (Ni)的溶解度很大，而这些恰恰是钢的主要成分。钢由于金属元素的溶解会受到腐蚀，溶解腐蚀在流动条件下又进一步诱导了腐蚀-侵蚀的发生。针对这种情况，ODS FeCrAl合金则是一种很有前途的解决方案。

日本在ODS材料的研究和开发方面一直处于世界领先地位，近日，东京科学研究所发表在《Corrosion Science》上的一项最新研究揭示了氧化物分散强化 (ODS) FeCrAl 合金的特殊合金是如何抵抗聚变反应堆内恶劣环境的。

实验装置，(a) 用于腐蚀测试的搅拌锅，(b) 混合测试胶囊，(c) 样品架中的样品排列，以及 (d) 用于静态腐蚀测试的样品和坩埚。

研究人员在Masatoshi Kondo副教授的领导下，测试了两种类型的ODS FeCrAl合金——SP10和NF12。他们将这些合金暴露在600°C(873 K)下进行了1000小时的腐蚀测试，比较了搅拌流和静态条件下的腐蚀行为。

该团队使用了扫描透射电子显微镜(STEM)和电子能量损失谱(EELS)等先进冶金分析方法研究了合金在长时间暴露下的反应，通过微划痕测试来评估保护层在剪切方向上的附着强度。他们的研究目标是了解保护性氧化层是如何在合金上形成的，以及这些保护性氧化层是否能承受高温和腐蚀。

在873 K下经过1000小时液态LiPb搅拌流暴露后的预氧化样品的扫描电子显微镜(SEM)表面图像，(a-i) NF12上的氧化层，(a-ii) NF12上的剥离区域，(b-i) SP10上的氧化层，(b-ii) SP10上的剥离区域。

经研究发现，合金表面预先形成的氧化铝层(α-Al2O3层)最初显示了对腐蚀的抵抗，但逐渐开始从液态LiPb中吸收锂。这导致氧化铝层(α-Al2O3层)部分转变为另一种材料，即α 和γ-LiAlO2(锂铝酸盐)的混合物。令人惊讶的是，即使是没有预先形成氧化层的合金，在测试过程中也会自行形成保护性γ-LiAlO2层。

事实证明，即便在液态金属引起的机械应力和热变化下，α-Al2O3和γ-LiAlO2层也能牢固粘附在合金表面，具备强大的耐用性。可见，在聚变堆高温、高应力条件下保护层将作为一个可持续的盾牌，即使发生了初始磨损也能在很长时间内持续保护反应器组件。

这意味着，ODS FeCrAl合金能够形成坚固且自愈的保护层，可以使聚变反应堆运行更长时间，并减少维护频率。可以说，这项研究发现使我们离建造可靠的聚变反应堆更近了一步。除了聚变反应堆之外，这些材料还可以使聚光太阳能发电厂等其他高温系统受益。