目前正在使用和研究的聚變堆結構材料包括奧氏體不銹鋼、低活化鐵素體/馬氏體鋼(RAFM)、氧化物彌散強化鋼(ODS)、釩合金、SiCf/SiC復合材料等。其中，ODS材料因為可以通過在鋼的基體中分散出細小的氧化物顆粒來實現材料性能的增強，使其非常適應核反應堆環境。ODS FeCrAl合金除了具備ODS材料基本性能外，還對在高溫環境中的液態金屬具備優異的抗腐蝕能力，這對于聚變堆的高溫液態金屬冷卻系統設計至關重要。

由于液態鋰鉛合金(LiPb)具有高熱導率和低熱膨脹系數，在傳導和分散聚變堆巨大熱量時非常有效，同時它能夠在聚變反應中捕獲中子進而增加氚產量，這使LiPb成為聚變堆中理想的冷卻劑和氚增殖材料。

但是，LiPb作為腐蝕性流體對鐵(Fe)、鉻 (Cr)和鎳 (Ni)的溶解度很大，而這些恰恰是鋼的主要成分。鋼由于金屬元素的溶解會受到腐蝕，溶解腐蝕在流動條件下又進一步誘導了腐蝕-侵蝕的發生。針對這種情況，ODS FeCrAl合金則是一種很有前途的解決方案。

日本在ODS材料的研究和開發方面一直處于世界領先地位，近日，東京科學研究所發表在《Corrosion Science》上的一項最新研究揭示了氧化物分散強化 (ODS) FeCrAl 合金的特殊合金是如何抵抗聚變反應堆內惡劣環境的。

實驗裝置，(a) 用于腐蝕測試的攪拌鍋，(b) 混合測試膠囊，(c) 樣品架中的樣品排列，以及 (d) 用于靜態腐蝕測試的樣品和坩堝。

研究人員在Masatoshi Kondo副教授的領導下，測試了兩種類型的ODS FeCrAl合金——SP10和NF12。他們將這些合金暴露在600°C(873 K)下進行了1000小時的腐蝕測試，比較了攪拌流和靜態條件下的腐蝕行為。

該團隊使用了掃描透射電子顯微鏡(STEM)和電子能量損失譜(EELS)等先進冶金分析方法研究了合金在長時間暴露下的反應，通過微劃痕測試來評估保護層在剪切方向上的附著強度。他們的研究目標是了解保護性氧化層是如何在合金上形成的，以及這些保護性氧化層是否能承受高溫和腐蝕。

在873 K下經過1000小時液態LiPb攪拌流暴露后的預氧化樣品的掃描電子顯微鏡(SEM)表面圖像，(a-i) NF12上的氧化層，(a-ii) NF12上的剝離區域，(b-i) SP10上的氧化層，(b-ii) SP10上的剝離區域。

經研究發現，合金表面預先形成的氧化鋁層(α-Al2O3層)最初顯示了對腐蝕的抵抗，但逐漸開始從液態LiPb中吸收鋰。這導致氧化鋁層(α-Al2O3層)部分轉變為另一種材料，即α 和γ-LiAlO2(鋰鋁酸鹽)的混合物。令人驚訝的是，即使是沒有預先形成氧化層的合金，在測試過程中也會自行形成保護性γ-LiAlO2層。

事實證明，即便在液態金屬引起的機械應力和熱變化下，α-Al2O3和γ-LiAlO2層也能牢固粘附在合金表面，具備強大的耐用性。可見，在聚變堆高溫、高應力條件下保護層將作為一個可持續的盾牌，即使發生了初始磨損也能在很長時間內持續保護反應器組件。

這意味著，ODS FeCrAl合金能夠形成堅固且自愈的保護層，可以使聚變反應堆運行更長時間，并減少維護頻率。可以說，這項研究發現使我們離建造可靠的聚變反應堆更近了一步。除了聚變反應堆之外，這些材料還可以使聚光太陽能發電廠等其他高溫系統受益。