Поскольку литий, обеспечивающий расширенное воспроизводство трития в реакторе, обладает уникальным комплексом физических и теплофизических свойств и как теплоноситель в настоящее время технологически освоен, его использование при создании термоядерного реактора рассматривается как наиболее удачное решение [1]. В реакторах с инерционным удержанием плазмы литий рассматривался как средство для защиты первой стенки [2-4]. В реакторе токамаке пленочная жидкометаллическая защита предлагалась для первой стенки и дивертора [5]. В конструкции бланкета опытного термоядерного реактора (ОТР) было заложено использование жидкого лития [6]. Разрабатываемые проекты реакторов типа ДЕМО также базируются на использовании высокотемпературного жидкого лития [7]. Для воспроизводства трития и одновременного снятия тепла предложена концепция самоохлаждаемого литий-литиевого бланкета [8]. Как при создании быстрых реакторов с их компактной энергонапряженной активной зоной нельзя было обойтись без жидкометаллического теплоносителя - натрия [9], так и энергетический термоядерный реактор с высокими тепловыми нагрузками невозможно создать без использования жидкого лития как хладагента.
1. Г.М. Грязнов, В.А. Евтихин, И.Е. Люблинский и др. Материаловедение жидкометаллических систем термоядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.
2. L.A. Booth, Central Station Power Generation by Laser-Driven Fusion. LA-4858-MS, v.1, Los Alamos Scientific Laboratory, 1972.
3. G.L. Kulcinski, First Wall Protection Schemes for Inertial Confinement Fusion Reactors. J.Nucl. Mater. 85&86 (1979) 87-97.
4. M. Tsuruki, S. Kawata, K. Niu, Research for Thermal Behavior of Liquid-Metal Wall in ICF Reactor. "Res. Rept. Inst. Plasma Phys. Nagoya Univ.", 1985, No742. Proc. of Collaboration Research Meeting on Development and Applications of High-Power Particle Beams, Nagoya, Nov. 13-14, 1984, p.165-175.
5. B.G. Karasev, I.V. Lavrentjev, A.F. Kolesnichenko et al., Research and development of the liquid metal systems for a tokamak reactor. Fusion Engin. and Design, 8 (1989) 283-288.
6. В.В. Орлов. Разработка опытного термоядерного реактора. ВАНТ, серия: Термоядерный синтез. 1986, вып. 2 (21), с. 3-5.
7. Ю.А. Соколов и др. Разработка концепции демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО. ВАНТ. Серия "Термоядерный синтез", вып. 1-2, 1997, с. 3-13.
8. D.L. Smith, Self-cooled liquid metal blankets. In: Tokamak Concept Innovations: Report of a Specialists' Meeting Atomic Energy Agency and Held in Vienna, 13-17 Jan. 1986. IAEA-TECDOC-373. Vienna: IAEA, 1986, p.414-417.
9. В.И. Субботин. Размышления об атомной энергетике. СПб.: ОЭЭП РАН, 1995.