3.2. Бланкет термоядерного реактора

Бланкет термоядерного реактора поглощает тепловое излучение плазмы, а также обеспечивает нейтронную защиту. Например, в проекте ИТЭР у бланкетной зоны существует несколько функций функции:

- утилизация энергии;

- накопление трития;

- усиление мощности;

- защита магнитных катушек и персонала от быстрых нейтронов и - квантов.

• Отводить большую часть энергии нейтронов и частиц, генерируемых в плазме;

• Обеспечивать защиту внутренних стенок вакуумной камеры и сверхпроводящих обмоток;

• Пассивно содействовать стабилизации плазмы.

Модули бланкета расположены на внутренней стенке вакуумной камеры. Каждый модуль соединен с трубопроводом, по которому постоянно циркулирует охлаждающая вода. Нержавеющая сталь и вода под давлением обеспечивают необходимую нейтронную защиту. Модуль состоит из отдельной первой стенки, представляющей из себя плоскую панель, соединенную со стальным защитным блоком. Когда модуль подвергается ремонту, часто заменяют только первую стенку или часть ее, чтобы свести к минимуму возможные загрязнения. Каждый модуль оснащен специальным устройством, которое предоставляет возможность извлекать сам модуль или его часть из камеры через экваториальный порт.

Для накопления трития в качестве материалов для бланкета используют литийсодержащие материалы Li₂O, LiAlO₂, Li₄SiO₂, LiOH, LiNO₂, металлический литий и эвтектику Li₁₇Pb₈₃. Их важными положительными свойствами являются способность размножать нейтроны и воспроизводить тритий, возможность эффективного безотходного выделения из них воспроизводимого трития в условиях безопасности для персонала и окружающей среды, радиационная стойкость, возможность использования в качестве первичного теплоносителя с высоким термодинамическим к. п. д. Некоторые положительные свойства присущи только эвтектике Li₁₇Pb₈₃:

- способность играть роль защиты, препятствующей выходу нейтронов и -излучения за пределы бланкета;

- пожарная безопасность при прямом контакте с воздухом и водой;

- радиационная безопасность в эксплуатации, причем даже в случае аварийной ситуации. Это связано с высоким сопротивлением выходу (дегазации) трития из жидкой фазы, причем в случае аварийного разлива жидкой эвтектики на воздухе это барьерное действие усиливается в связи с образованием поверхностной пленки;

- наиболее низкая стоимость и наличие разработанного эффективного экономичного и безопасного процесса приготовления эвтектики из свинца и лития;

- слабая растворимость трития в эвтектике и невысокая температура плавления  535 К, позволяющая реализовать эффективный процесс выделения трития непосредственно в самом бланкете вопреки барьерному воздействию границ фаз.

Отрицательными свойствами лития и литий - свинцовой эвтектики являются:

- большое сопротивление переходу трития из расплава металла через границу фаз в паровую фазу;

- увеличение удельного объема эвтектики при расплавлении на 3,6%, вызывающее опасность разрушения стальных стенок бланкета. Эта опасность исключается путем специального способа размещения эвтектики в бланкете;

- радиационное распухание эвтектики в твердом состоянии в результате накопления гелия;

- образование ²¹⁰Ро- высокотоксичного нуклида при нахождении эвтектики в бланкете. Однако возможное накопление этого нуклида не приведет к превышению допустимого уровня опасности для конструкции бланкета;

- коррозионное воздействие жидкой эвтектики, которое может быть значительным для стали аустенитного класса при температуре выше 700 К, ферритного- выше 800 К. Поскольку тритий должен выделяться при температуре не выше 700 К, то особых трудностей не предвидится;

- пожарная опасность лития в случае аварийной ситуации, при этом в сочетании со взрыво- и радиационной опасностью;

- высокая растворимость в литии изотопов водорода.

Технологический процесс выделения трития из бланкета с литий- свинцовой эвтектикой, размещаемой по ярусной схеме, может протекать как непрерывно, так и периодически. В первом случае выделение трития представляет собой молекулярную дегазацию, осуществляемую прямо в бланкете со специальным размещением эвтектики. Дегазация будет происходить при невысокой температуре  700 К. Выделяемый тритий будет откачиваться прямо из бланкета герметичными форвакуумными насосами с поддержанием допустимого давления на уровне до 10 Па. В целях повышения надежности процесса выделения может быть осуществлена циркуляция жидкой эвтектики за пределы бланкета для удаления пленок с поверхности ярусов и усиления перемешивания. Выделение трития по периодическому сценарию происходит в несколько этапов:

1. накопление трития в твердой эвтектике за время до 30 суток (время, безопасное для распухания);

2. расплавление эвтектики и выделение трития; при расплавлении эвтектики на любом ярусе сразу же будет выделяться тритий. Время, необходимое для расплавления эвтектики во всем бланкете и выделения до 90% накопленного трития, не превысит 1 сут. Выделяемый тритий при любом варианте будет смешан с радиогенным гелием, а также содержать высокотоксичный нуклид ²¹⁰Ро. Эти примеси необходимо выделять в качестве отходов технологического процесса.

Таблица 2. Основные параметры защитного бланкета ИТЭР

Кострукционные параметры	Съемные модули
- первая стенка, сред./максимум - порт лимитера, сред./максимум	0,25/0,5 3,0/8,0
Нейтронная нагрузка на стенку, - максимум - средняя	0,8 0,6
Материалы для исходного модуля: - материал, обращенный к плазме - теплоотвод - конструкционная сталь - теплоноситель	Be (S-65C VHP), 10 мм DS Cu Al25 IG SS 316L(N)-IG вода
Материалы для лимитеров: - материал, обращенный к плазме -теплоотвод - конструкционная сталь	Be (S-65C VHP), 5 мм DS Cu Al25 IG SS 316L(N)-IG
Теплоноситель первой стенки: - тип - температура на входе, ^оС - давление на входе, МПа - температура спекания, ^оС - давление спекания, МПа	вода 100 3,0 240 5,7

Целями проекта модуля бланкета ИТЭР являются:

- разработка и создание компонентов прототипа-бланкета, для того, чтобы оценить их запуск в промышленное производство;

- монтирование компонентов и их соединение с помощью болтов, сварки, режущих инструментов для дальнейшей перевозки компонентов;

- демонстрация эксплуатационных качеств путем тестирования образцов-компонентов при подходящих условиях;

- прототип выбирается исходя из результатов документации НИОКР для материалов, технологии сборки и нейтронно-физического расчета.

Первая стенка сделана из комбинации медного сплава для улучшенной передачи тепла теплоносителю, нержавеющей стали, исполняющей роль каркаса и со стороны плазмы облицована армирующим материалом (скорее всего это будет бериллий). Размеры модулей определяются размерами экваториальных портов, через которые они должны попадать в камеру.

Первые стенки модулей изготовляются с помощью метода горячего изостатического прессования (hot isostatic pressing). Пластины подвергаются обработке при 1000°C и 2 МПа на протяжении двух часов.

Дивертор отсасывает гелий и некоторые примеси, образовывающиеся в результате реакции.

Порты обеспечивают необходимые параметры и контроль плазмы.

Экваториальные порты являются главным путем доступа к плазме. Они используются для:

• диагностики плазмы;

• измерения потоков нейтронов;

• проверки модулей бланкета;

• проведения работ с элементами бланкета.

Верхние порты используются для диагностики, а также для подключения циклотронов, которые препятствуют возникновению разных видов магнитогидродинамических неустойчивостей

Порты были разработаны с учетом возможности быстро произвести замену вышедших из строя элементов бланкета, извлечения их из камеры для последующей проверки и ремонта.

Сверхпроводящие обмотки, создающие тороидальные и полоидальные поля, ограничивают, формируют и контролируют плазму в реакторе. Магнитная система ИТЭР представляет собой 18 тороидальных обмоток, 6 полоидальных, один центральный соленоид, корректирующие обмотки, а также множество сопутствующей аппаратуры.

Все эти катушки являются единой магнитной системой, позволяющей создавать необходимую конфигурацию магнитного поля в камере. Обмотки охлаждаются с помощью жидкого гелия, прокачиваемого криогенным циркуляционным насосом.