包层

包层是核聚变装置中”像毯子一样包裹”等离子体的设备，承担氚增殖、能量转换、中子屏蔽三大功能。D-T 反应产生的 14.1 MeV 高能中子大部分在包层中被减速和吸收，转化为热能。

三大主要功能

氚在天然环境中几乎不存在，且半衰期仅为 12.32 年，因此核聚变装置必须自行生产氚。通过包层内锂与中子的核反应生成氚。

D-T 核聚变能量约 80% 由中子承担，在包层内转化为热能用于发电。此外，还具有从高能中子和伽马射线保护超导线圈等外部设备的屏蔽功能。

锂 6 与中子的反应是氚生成的主要途径。Q 值 +4.78 MeV 的发热反应，即使热中子也能发生反应。锂 7 的反应在阈值 2.47 MeV 以上进行，反应后仍有中子剩余，因此具有中子倍增效果。

氚增殖比（TBR）1.05 以上是设计目标。这是为了补偿放射性衰变造成的每年约 5.5% 的损失、燃料处理系统的损失，以及未来反应堆的燃料供应余量。

为了实现 TBR，利用铍和铅进行中子倍增。铍在阈值 1.85 MeV 时发生 (n,2n) 反应，是最有效的倍增材料，但存在资源限制和毒性问题。铅的反应阈值较高（6.7-8.4 MeV），但资源丰富，可与锂合金使用。

氦气冷却具有化学惰性和中子吸收极小的优点，但因传热系数低需要高流速。水冷却可以利用轻水反应堆技术的积累，但发电效率受限。液体金属（锂或 Li-Pb 合金）可兼任增殖材料，但在强磁场中的 MHD 效应导致的压力损失是课题。

欧洲正在开发 HCPB（氦冷卵石床）和 WCLL（水冷锂铅）。日本以 WCCB（水冷陶瓷增殖）为基础概念。均采用低活化 ferritic 钢为结构材料，目标 TBR 为 1.05-1.15。

ITER 在专用端口安装测试包层模块（TBM），在核聚变环境下验证增殖包层性能。日本、欧洲、中国、韩国、印度正在开发各自的 TBM。预计在 2035 年左右的 D-T 运行期将进行正式的氚增殖试验。

结构材料候选有 F82H（日本）和 EUROFER97（欧洲）等低活化 ferritic 钢。目标是照射后 100 年衰减到可徒手处理的放射能水平。增殖材料的氚释放特性、铍的照射肿胀等，长时间照射下的材料健全性确认是重要课题。