核聚变反应堆的结构材料
核聚变反应堆的结构材料需要同时具备耐受 100-200 dpa（每个原子的位移次数）高通量辐照的耐辐照性、提高发电效率所需的高温强度、反应堆停止后约 100 年程度可浅地处置的低活化特性。适合低活化的元素是 Si、V、Cr、Ti、Fe、C、W，应避免 Ni、Mo、Nb、Co。
低活化铁素体/马氏体钢（RAFM 钢）
Section titled “低活化铁素体/马氏体钢（RAFM 钢）”RAFM 钢是开发最深入的候选材料，从传统的高铬铁素体钢将 Mo、Nb、Ni 置换为 W、V、Ta 实现低活化。正在开发日本的 F82H（8Cr-2W-V-Ta）、欧洲的 EUROFER97（9Cr-1.1W-V-Ta）、中国的 CLAM 等。
通过马氏体转变和回火处理，以固溶强化、析出强化（M23C6 型碳化物）、位错强化、晶粒细化强化的复合机制实现强度。使用温度范围下限 350-400 ℃（辐照引起的 DBTT 上升）、上限 550 ℃（蠕变强度下降）。焊接后淬火马氏体变脆，因此必须在 720-760 ℃ 进行焊后热处理。
氧化物弥散强化（ODS）钢
Section titled “氧化物弥散强化（ODS）钢”ODS 钢是将 Y2O3 或 Y2Ti2O7 纳米氧化物粒子弥散在 RAFM 钢中的先进材料。通过机械合金化法制备，通过 Orowan 机制的弥散强化显示 RAFM 钢 3-4 倍的蠕变强度。9Cr-ODS 可使用到 700 ℃，14Cr-ODS 可使用到 800 ℃，但制造成本高，大型材料制造和熔化焊接困难。
V-4Cr-4Ti 合金可使用到 700 ℃，与液体锂的共存性优异。面向自冷包层，但需要将氧浓度抑制到 200 ppm 以下的杂质控制，以及强磁场中 MHD 压力损失降低所需的绝缘膜开发。
SiC/SiC 复合材料
Section titled “SiC/SiC 复合材料”SiC 纤维和 SiC 基体的复合材料可在 1000 ℃ 以上使用，面向追求 50% 以上发电效率的未来反应堆。采用 Hi-Nicalon Type S、Tyranno SA3 等第三代纤维，通过 CVI 法或 NITE 法形成基体。破坏韧性比单质 SiC 提高 5-10 倍，但气密性确保和接合技术是课题。
中子辐射损伤
Section titled “中子辐射损伤”14.1 MeV 中子形成缺陷级联，引起辐照硬化、DBTT 上升、肿胀、辐照蠕变。核嬗变产生 He（RAFM 钢中 10-12 appm/dpa）和 H，在 550 ℃ 以上氦脆化显著。
材料辐照试验主要在核裂变堆（HFIR、JOYO 等）进行，但中子能量和 He/dpa 比与核聚变环境不同。IFMIF-DONES 用 40 MeV 重质子束和液体锂靶模拟核聚变中子环境，具有 50 dpa/年的辐照能力设施，目标在 2030 年代开始运行。