Детальная информация

В статье рассмотрена специфика применения свинец-литиевого теплоносителя в качестве теплоносителя бланкета термоядерного реактора как одного из возможных тритийвоспроизводящих материалов. Рассмотрены наиболее важные аспекты проектирования в обоснование применения свинец-литиевой эвтектики при создании жидкометаллического контура охлаждения бланкета, а также основные требования, предъявляемые к теплоносителю. Подробно рассмотрены проблемы взаимодействия свинецлитиевого теплоносителя с конструкционными материалами и снижения магнитногидродинамического сопротивления путем применения электроизолирующих покрытий на стенках каналов токамака. Даны рекомендации по снижению локальных местных сопротивлений в контурах с жидкометаллическим теплоносителем. Показаны экспериментально полученные характеристики теплообмена без магнитного поля в каналах круглого сечения. Рассмотрено влияние очистки водородом теплоносителя на теплообмен. Предложены направления дальнейших исследований в обоснование применимости свинец-литиевого теплоносителя для охлаждения бланкета токамака.

The article considers the specifi cs of using lead-lithium coolant as a coolant for a thermonuclear reactor blanket as one of the possible tritium-reproducing materials. The most important aspects of the design to justify the use of lead-lithium eutectic in the creation of a liquid metal cooling circuit of the blanket, as well as the basic requirements for the coolant, are considered. The problems of interaction of lead-lithium coolant with structural materials and reduction of magnetic hydrodynamic resistance through the use of electrically insulating coatings on the walls of tokamak channels are considered in detail. Recommendations are given for reducing local resistances in circuits with a liquid metal coolant. The experimentally obtained characteristics of heat transfer without a magnetic fi eld in circular channels are shown. The effect of hydrogen purifi cation of a coolant on heat transfer is considered. The directions of further research are proposed to substantiate the applicability of a lead-lithium coolant for cooling a tokamak blanket.