(НИЯУ МИФИ, 2015) БОБЫРЬ, Н. П.; АЛИМОВ, В. Х.; ХРИПУНОВ, Б. И.; СПИЦЫН, А. В.; ГОЛУБЕВА, А. В.; МАЙЕР, М.
Уменьшение накопления трития в материалах термоядерных реакторов является на сегодняшний день одним из основных требований к материалам, контактирующим с термоядерной плазмой [1, 2]. Благодаря таким качествам, как высокая температура плавления и высокая пороговая энергия физического распыления, вольфрам (W) является наиболее перспективным материалом для использования в качестве контактирующих с плазмой элементов дивертора. В процессе горения термоядерной плазмы вольфрам будет облучаться интенсивными потоками дейтерия и трития, а также ионами гелия энергией 3,5 МэВ и нейтронами энергией 14,1 МэВ, возникающими в результате D—T-термоядерной реакции. Имеющиеся данные [3, 4] указывают на то, что накопление изотопов водорода в вольфрамовых материалах, облученных водородной плазмой с высоким значением потока ионов, может достигать значения около 1022 ат./м2 при температуре облучения около 500 К, что значительно отличается от накопления водорода после облучения ионами водорода при невысоких значениях потока ионов. В случае эксплуатации термоядерного реактора накопление трития до значения ~1022 ат./м2 близко к предельному допустимому безопасному значению 700 г во всей вакуумной камере ИТЭР, и вследствие этого необходим поиск путей удаления трития из вольфрамовых компонентов, контактирующих с плазмой, при технологических остановках работы реактора. Одним из возможных путей удаления трития может быть изотопный обмен, т.е. замещение радиоактивного трития безопасным дейтерием или протием.