nnica第一壁
第一壁（first wall）是核聚变反应堆中最靠近燃烧等离子体的壁。这一层壁正面承受来自等离子体的猛烈热流与粒子，保护着位于其外侧的发电核心部件。本页将从直觉到研究前沿，依次介绍第一壁处于怎样严酷的环境、为什么材料选择如此困难，以及它作为反应堆构成要素承担着什么职责。
先建立直觉（高中水平）
Section titled “先建立直觉（高中水平）”在核聚变反应堆的中心，燃烧着约 1 亿度的等离子体。这个温度比太阳中心还要高。包裹着这团火焰的容器，其最内侧的壁就是第一壁。正如其名，它是从等离子体看过去「最先撞上的壁」。
请想象一下。把手伸到篝火旁，即使隔着一段距离也会感到暖意，对吧。第一壁的处境就像是把整面墙壁而不只是手掌，紧贴到这团篝火上。而且它面对的是与篝火根本无法相提并论的超高温等离子体。第一壁承受的热流强度，按单位面积计算高达每平方米数百千瓦到数兆瓦。可以想象成：1 平方米上持续注入着相当于数百台到数千台家用微波炉的热量。
麻烦的是，问题并不只有热。核聚变反应发生时，会产生以极高速度飞行的中子（neutron）这种粒子。中子不带电，无法被磁铁偏转，会直接穿透壁体并在途中留下能量。此外，等离子体还会把带电粒子和高速原子猛烈地砸向壁面。
也就是说，第一壁同时承受着「被热灼烧」「被中子从内部破坏」「被粒子削蚀表面」这三重折磨。能在这样的环境中坚持多年的材料并不多。正因如此，第一壁用什么材料，是核聚变反应堆设计中尤其令人头疼的问题。
第一壁的作用用一句话概括就是「盾」。它以自身的受损为代价，保护着外侧回收热量的装置（包层）以及超导磁体等精密部件。盾太薄太弱，里面的东西就会遭殃；太结实太厚，热量又传不出去。如何取得这个微妙的平衡，正是第一壁设计的功夫所在。
用物理来理解（本科水平）
Section titled “用物理来理解（本科水平）”让我们定量地把握第一壁承受的负荷。第一壁的负荷大致可分为两类：由降落到表面的热造成的表面热负荷，以及由中子带来的中子壁负荷。
表面热负荷来自等离子体的电磁波辐射（轫致辐射和同步辐射），以及从刮削层（scrape-off layer）漏出的带电粒子和中性粒子。在 ITER 的第一壁中，这一表面热负荷被设计为稳态约 到 MW/m。这里 MW/m 表示每平方米有多少兆瓦的热量流入，是衡量第一壁严酷程度的基本尺度。作为参考，热量更加局部集中的偏滤器，其数值会大出几个数量级（详情请参阅 偏滤器）。
另一方面，中子壁负荷是核聚变反应产生的高速中子带入壁体的能量通量。在氘与氚的反应（D-T 反应）中，每一次反应释放 MeV 的能量，其中 MeV 由中子带走。这些中子穿过第一壁抵达包层，在那里转化为热量用于发电。ITER 第一壁的中子壁负荷约为 到 MW/m。在以发电为目标的未来堆中，预计这一数值会提高到 到 MW/m。
材料能否承受表面热负荷，取决于能否通过热传导把热量导向内部散走。稳态下壁体内部的温度梯度可以用傅里叶定律来估算。
这里 是热流密度（单位为 ）， 是材料的热导率（单位为 ）， 是温度梯度。这个式子说明的是：即使承受相同的热流密度 ，热导率 越大的材料，越能把内部的温升抑制得更小。因此第一壁材料不仅需要高熔点，还需要高热导率。实际上，ITER 在表面的护甲材料下方铺设了热导率高的铜合金——铬锆铜（CuCrZr）作为散热片，并在其中通入冷却水把热量带走。
杂质混入的角度在定量上也很重要。当材料原子混入等离子体，这些原子会通过辐射夺走能量，使等离子体冷却。这种辐射损失随原子序数 增大而更加显著。粗略地说，杂质的辐射功率随 的幂次增长，因此高原子序数的元素即便微量也会冷却等离子体。为此，例如钨这样的重元素，在等离子体中的浓度必须抑制在 左右以下。反之，轻元素即便混入一些也可以容忍。这种「可容许混入浓度」的差异，极大地左右着材料选择。
深入理论（研究生水平）
Section titled “深入理论（研究生水平）”在决定第一壁寿命的物理过程中，我们深入探讨表面削蚀的溅射（sputtering）、体内劣化的中子辐照损伤，以及燃料吸纳的氚滞留。
溅射是入射离子把动量传递给表面原子、将原子从表面弹出的现象。把放出的原子数按每个入射粒子表示，就称为溅射产额（sputtering yield）。溅射对入射能量存在阈值，该阈值由表面结合能以及入射粒子与靶原子的质量比决定。由动量和能量守恒可知，入射粒子能传给靶原子的最大能量比例，可以用质量比 、 写成如下形式。
当这个 乘以入射能量所得的值超过表面结合能时，溅射便开始。轻原子铍的表面结合能小，阈值约为 eV 之低；而重原子钨的阈值高达约 到 eV。也就是说，只要把等离子体边缘的粒子能量抑制得较低，钨几乎不会被削蚀。这正是钨作为第一壁材料极具吸引力的重要原因。
被弹出的原子会在附近的其他位置再沉积（redeposition），形成多种元素混合的混合层。通过这种沉积与再溅射的反复，壁面的组成在运行过程中时刻变化。不仅要考虑材料本身的性质，预测这种动态的表面演化，对第一壁的寿命评估也不可或缺。
支配体内劣化的是中子辐照损伤。高速中子把晶格原子弹出后，损伤量用表示每个原子被弹出多少次的 dpa（displacements per atom）来评估。在 ITER 中第一壁的寿命损伤约为数 dpa，但预测发电堆将达到 到 dpa。辐照产生的点缺陷和位错环在使材料硬化的同时也使其变脆，并推高从韧性向脆性转变的转变温度（韧脆转变温度）。此外，核嬗变产生的氦在晶界聚集后，还会引发材料膨胀变脆的氦脆化。如何抑制这些辐照效应，是材料科学的核心课题（材料方面的详情请参阅 面向等离子体材料）。
谈论第一壁时不可忽视的，是氚滞留（tritium retention），即作为燃料的氚在壁中的蓄积。来自等离子体的氢同位素会吸附在壁材料表面、向内部扩散，并被辐照产生的缺陷和再沉积层俘获而不断蓄积。氚是放射性物质，因此堆内蓄积量受到安全上严格的上限约束。选择不易滞留氚的材料，并准备回收已蓄积部分的手段，对反应堆的安全性和燃料收支两方面都至关重要。顺带一提，包层反而承担着「增殖」氚的作用，在第一壁的内侧生成燃料（详情请参阅 包层）。
综合这些物理，可知第一壁材料所要求的条件涉及多个方面：高熔点、高热导率、低溅射产额、低活化、低氚蓄积，以及对辐照的坚韧性。满足全部条件的完美材料并不存在，在哪里妥协的选择史，正是第一壁材料演变本身。
研究前沿（博士水平）
Section titled “研究前沿（博士水平）”第一壁材料的选择，经过漫长的试错，正逐渐收敛到一个方向。其象征就是从铍到钨的流变。
ITER 最初计划在第一壁的主表面材料采用铍（beryllium）。铍的原子序数为 4，非常轻，即便混入等离子体辐射损失也小；它具有捕捉氧、减少杂质的吸气（getter）效应；而且氚的蓄积相对较少——这些都是它的优点。另一方面，它的熔点约为 度 C，偏低，并且有毒性、处理起来费事，这些是它的弱点。基于这一设计，热量集中的偏滤器很早就选定了钨。
此后，随着研究推进，把第一壁也统一为钨（tungsten）的趋势愈发增强。ITER 已决定转向全钨第一壁。钨的熔点约为 度 C，是金属中最高的，溅射产额低，且氚蓄积比铍更少——这些都是对发电堆决定性重要的性质。全钨化的背景，一方面是铍运用伴随的安全管理成本，另一方面是着眼于未来发电堆必然采用钨系材料，希望把经验知识集中到那里的判断。难点在于：因原子序数高，必须把向等离子体的混入抑制到极限；以及中子辐照下的脆化。如何控制这些，是当前正在活跃研究的课题。
再往前看的研究前沿，是把固体壁本身替换为液态金属的液态金属壁（liquid metal wall）这一概念。其设想是让锂、锡或其合金以薄膜形式流动，以此作为第一壁的表面。如果是液体，即使溅射削蚀了表面，也会不断补充新鲜的表面，从而没有了损耗的概念，也能在原理上回避固体因辐照损伤而脆化的问题。它还有通过对流带走热量的优点。研究中正在探讨用毛细多孔系统（capillary porous system）保持液态金属的方式，以及以薄膜形式流动的方式。另一方面，在磁场中流动的导电液体会受到磁流体力学（MHD）力的作用而使流动紊乱，液态金属向等离子体蒸发混入，以及循环系统的腐蚀等，通向实用化仍留有诸多课题。
这里把阅读论文时高频出现的关键词以英文并列列出。第一壁作为面向等离子体部件（plasma-facing component，PFC）之一来处理。材料相关方面，sputtering yield、redeposition、tritium retention、neutron irradiation damage（dpa）、helium embrittlement、low-activation material 高频出现。作为设计思想的 full-tungsten wall，以及作为先进概念的 liquid metal wall、capillary porous system、flowing liquid lithium 等，掌握这些有助于跟上最新的讨论。