Патенты автора Локтионов Владимир Дмитриевич (RU)
Термоядерный реактор // 2775749
Изобретение относится к устройству для осуществления термоядерных реакций синтеза. Реактор содержит вакуумную камеру, выполненную в виде полого цилиндра, внутренняя поверхность которого выстлана покрытием из пористого материала, смачиваемым расплавленным жидкометаллическим литием, и образующая цилиндрический отражатель, отрицательный и положительный электроды, расположенные в торцах вакуумной камеры и изолированные от вакуумной камеры, размещенные с внешней стороны вакуумной камеры пусковой подогреватель и магнитные системы. Линии магнитного поля магнитных систем проникают внутрь вакуумной камеры и формируют воздействие на плазменный шнур в сторону оси цилиндрической вакуумной камеры. В верхней части вакуумной камеры и над ее внутренней поверхностью расположен кольцевой эжектор для подачи расплавленного жидкометаллического лития и формирования цилиндрического отражателя, также реактор снабжен полостью сбора жидкометаллического лития, нагреваемой пусковым подогревателем, соединенной трубопроводом через циркуляционный насос и контурный теплообменник с кольцевым эжектором. Причем вакуумная камера расположена вертикально, а магнитные системы образуют кольцевые группы вокруг вакуумной камеры и расположены в виде вертикальной укладки. Техническим результатом является снижение потерь энергии от излучения с поверхности плазменного шнура на корпус вакуумной камеры, снижение утечек дейтерия и трития из зоны синтеза, возможность утилизации высокотемпературного тепла при упрощении конструкции. 1 ил.
Изобретение относится к средству предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора в условиях высокоинтенсивных тепловых воздействий от расплавленных материалов активной зоны при тяжелой аварии. В способе защиты ядерного реактора на верхней поверхности ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена, состоящую из части верхней поверхности ванны расплава и поверхностей теплопроводных элементов, расположенных на верхней поверхности расплава. Устройство защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях с формированием ванны расплава в корпусе реактора включает развитую поверхность теплообмена, состоящую, по крайней мере, из части верхней поверхности ванны расплава, а эта часть поверхности расплава находится между теплопроводными элементами, имеющими неотрицательную плавучесть в расплаве, и расположены на поверхности этой ванны расплава, и из тех частей внешних поверхностей этих элементов, которые расположены выше уровня этой части верхней поверхности ванны расплава. Техническим результатом является возможность уменьшения интенсивности тепловой нагрузки, действующей на корпус ядерного реактора со стороны ванны расплава, что дает возможность сохранить целостность корпуса реактора и предотвратить выход радиоактивных материалов за пределы реакторной установки при запроектных тяжелых авариях. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается способов и средств защиты и отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок в аварийных ситуациях, в том числе при тяжелых авариях (ТА), когда конструкция корпуса ядерного реактора подвергается высокоинтенсивному тепловому воздействию от активной зоны и расплавленных материалов активной зоны. Изобретение может быть использовано в системах защиты и аварийного отвода остаточного тепла от корпусов устройств локализации расплава при запроектных ТА. Способ и устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора основаны на совместном использовании различных схем охлаждения и охлаждающих сред (дисперсной жидкостной, парожидкостной, парогазовой, паровой). Распыливающие устройства располагают с зазором вокруг внешней стенки корпуса реактора, что позволяет интенсифицировать процесс охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при высоких интенсивностях тепловой нагрузки, действующей на корпус ядерного реактора. Техническим результатом является возможность сохранения целостности конструкции корпуса ядерного реактора и предотвращения выхода радиоактивных материалов за пределы реакторной установки при запроектных ТА. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается способов и средств защиты и отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок в аварийных ситуациях, в том числе при тяжелых авариях (ТА). Изобретение может быть использовано в системах защиты и аварийного отвода остаточного тепла от корпусов ядерного реактора и устройства локализации расплава при запроектных ТА. В изобретении предусмотрено совместное использование различных схем охлаждения и защиты (газовой, газожидкостной, дисперсной, жидкостной), основанных на одновременной или раздельной подаче путем распыливания охлаждающих и защитных сред на внешнюю охлаждаемую поверхность корпуса реактора в аварийных условиях. Распыливающие устройства располагают в зазоре вокруг внешней стенки корпуса реактора, что позволяет интенсифицировать процесс охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при высоких (свыше 2 МВт/м2) значениях тепловой нагрузки, действующей на корпус ядерного реактора. Техническим результатом является возможность сохранения целостности конструкции корпуса ядерного реактора и предотвращения выхода радиоактивных материалов за пределы реакторной установки при запроектных ТА. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к охлаждаемой стенке реактора высокотемпературных процессов, к области металлургии, ракетному двигателестроению, системам аварийного охлаждения атомных реакторов и, в частности, диверторам, лимитерам и бланкетам термоядерных реакторов типа токамак. Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов содержит поверхность приема теплового потока и прилегающую к ней теплопроводящую зону, группу форсунок, регулярную совокупность игольчатых элементов, расположенных на поверхности теплопроводящей зоны, с нанесенным слоем нанотрубок, образующих нанорельеф. Указанная группа форсунок расположена напротив теплопроводящей зоны, а каждая форсунка группы выполнена двухкомпонентной газо-водяной. К группе форсунок подведены трубопроводы подвода сжатого инертного газа и охлаждающей воды. Излучаемый тепловой поток воспринимается поверхностью приема теплового потока, нагревает теплопроводящую зону и регулярную совокупность игольчатых элементов с нанесенным слоем нанотрубок, создавая вторичный тепловой поток, навстречу которому направлен мелкодисперсный двухкомпонентный газ для создания мелкодисперсной водяной «пыли». Техническим результатом является повышение теплоотдачи от корпуса высокотемпературного реактора путем того, что вода в микрокаплях за счет теплового потока с нанорельефа сразу превращается в пар, минуя фазу нагрева. 2 ил.
Охлаждаемая стенка токамака // 2725161
Изобретение относится к охлаждаемой стенке токамака. Стенка содержит поверхность приема теплового потока [1] и прилегающую к ней теплопроводящую зону [2], совместно с кожухом [3] образующую полость сбора пара, игольчатые теплопроводящие элементы [4], расположенные перпендикулярно теплопроводящей зоне [2] и имеющие с ней тепловой контакт. Игольчатые теплопроводящие элементы [4] образуют ряды. Все четные элементы в четном ряду выполнены полыми [5] и в нижней части имеют струйные распрыскиватели [6], а в верхней части полые элементы [5] соединены индивидуальными трубопроводами [7] с групповым трубопроводом [8] подачи воды. Тепловой поток, излучаемый высокотемпературной плазмой, воспринимается поверхностью приема теплового потока 1 и за счет теплопроводности материала теплопроводящей зоны 2 нагревает игольчатые теплопроводящие элементы 4 в кожухе 3, в том числе и полые элементы 5, к которым через индивидуальные трубопроводы 7 из группового трубопровода 8 подается вода. Перпендикулярное расположение игольчатых тепловыделяющих 4 и полых элементов 5 повышает эффективность отвода тепла от поверхности приема теплового потока 1. При этом максимальную температуру имеют поверхность приема теплового потока 1 и теплопроводяшая зона 2. Техническим результатом является повышение эффективности охлаждения стенок токамаков с высокой интенсивностью излучаемого теплового потока. 4 ил.
Термоядерный реактор // 2699243
Изобретение относится к термоядерному реактору. Реактор содержит вакуумную камеру, каналы подачи газообразных реагентов в камеру, входной и выходной коллекторы охлаждающего камеру теплоносителя. Камера выполнена в виде полого цилиндра, внутренняя поверхность которого покрыта пористым материалом, смачиваемым расплавленным литием и образующая цилиндрический отражатель, в стенке полого цилиндра выполнены продольные каналы для охлаждающего теплоносителя, подаваемого с помощью входного коллектора и отводимого с помощью выходного коллектора. Входной и выходной коллекторы выполнены со скользящими уплотнениями по торцевым сторонам вакуумной камеры, по оси торцевых сторон выполнены скользящие и изолированные металлические вводы каналов подачи газообразных реагентов, к которым прикладывается постоянное напряжение, вызывающее пробой газового наполнения камеры и формирование первичного плазменного шнура. С внешней стороны вакуумной камеры размещены СВЧ-излучатели, осуществляющие разогрев лития в пористом материале на внутренней поверхности вакуумной камеры, и магнитные системы, линии магнитного поля которых проникают внутрь вакуумной камеры и формируют воздействие на плазменный шнур в сторону оси цилиндрической вакуумной камеры, опирающейся на роликовые подшипники, обеспечивающие вращение камеры. Техническим результатом является регулирование тепловой мощности реактора, повышение стабильности плазменного шнура и увеличение его температуры. 3 ил.
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления // 2695129
Группа изобретений относится к ядерной энергетике. Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (ТА) заключается в том, что систему охлаждения корпуса ядерного реактора оснащают группой распыливающих устройств, которая при возникновении аварийной ситуации подает путем распыливания на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора охлаждающую среду, состоящую из жидкой фазы. В системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора. С зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора устанавливают экран-дефлектор. Обеспечивают отвод из этого зазора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды. Температура охлаждающей газожидкостной среды имеет температуру меньше температуры кипения жидкой компоненты этой газожидкостной охлаждающей среды. Имеется также устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА. Группа изобретений позволяет уменьшить риск разрушения корпуса ядерного реактора при ТА. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления // 2695128
Изобретение относится к средствам отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок при тяжелых авариях (ТА), подвергающихся высокоинтенсивному тепловому воздействию от расплавленных материалов активной зоны. Изобретение может быть использовано в системах аварийного отвода остаточного тепла от корпусов ядерного реактора и устройства локализации расплава при запроектных ТА. Предложенный способ и устройство охлаждения корпуса ядерного реактора основаны на использовании диспергированной газожидкостной охлаждающей среды для интенсификации процесса внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при высоких (свыше 2 МВт/м2)) значениях тепловой нагрузки, воздействующих на корпус ядерного реактора. Техническим результатом является возможность сохранения целостности конструкции корпуса реактора и предотвращение выхода радиоактивных материалов за пределы корпуса реактора при запроектных ТА. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Лимитер // 2687292
Изобретение относится к оборудованию для оснащения термоядерных реакторов типа токамак. Лимитер содержит емкость 1, заполненную литием 2 и имеющую тепловой контакт с оммическим или СВЧ-нагревателями 3, кольцо 4, зафиксированное вращающимися опорами 5, неподвижно закрепленными на корпусе токамака, внутренняя поверхность кольца 4 выстлана пористым материалом 6, смачиваемым расплавленным литием, а нижняя часть кольца 4 погружена в литий в емкости 1, через зубчатое зацепление 7 кольцо 4 приводится во вращение электродвигателем 8, емкость 1 имеет входящий и выходящий трубопроводы 9 и 10 для расплавленного лития. Пористый материал 6 на внутренней поверхности кольца 4, пропитанный расплавленным литием, образует литиевый отражатель, возвращающий тепловое излучение плазме 11, находящейся в фокусе отражателя. Перед началом рабочего цикла реактора включаются нагреватели 3, осуществляющие разогрев лития 2 в емкости 1 до температуры его плавления. При полном расплавлении лития 2 в емкости 1 при помощи электродвигателя 8 кольцо 4 приводится во вращение и расплавленный литий в жидком состоянии всасывается из емкости 1 в пористый материал 6, которым покрыта внутренняя поверхность кольца 4. Техническим результатом является повышение устойчивости плазменного шнура при уменьшении потерь от излучения и повышении чистоты газового состава плазмы. 2 ил.
Изобретение относится к способу защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны. В заявленном известном способе защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, помещают элементы с коэффициентами теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава, с плотностями, большими плотностей оксидных компонентов расплава, до образования ванны расплава, внутрь корпуса реактора. При этом предусмотрено обеспечение целостности стенки корпуса ядерного реактора и удержания высокотемпературных материалов расплавленной активной зоны внутри корпуса реактора. Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшения эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) на стенку корпуса реактора в области его контакта с верхним металлическим слоем расплава при формировании стратифицированной ванны расплава в нижней части корпуса реактора при аварии. 2 н. п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для уменьшения последствий тяжелых аварий с расплавлением активной зоны. Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшение эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) и ее более равномерное распределение по внутренней поверхности стенки корпуса реактора при формирования бассейна расплава в его нижней части при тяжелой аварии. В нижней части корпуса реактора располагают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, примерно равной плотности расплавленной стали. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.
ПАССИВНАЯ ЗАЩИТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА // 2522943
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для повышения степени надежности реакторного блока, повышения интенсивности и регулируемости охлаждения кориума в процессе локализации аварии на АЭС. Пассивная защита ядерного реактора содержит корпус ядерного реактора, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом. В средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки на половину толщины блока. На внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз, выполненный на упруго отжимаемой пластине. Технический результат - уменьшение теплового потока от ядра кориума к корпусу реактора и при отводе тепла от внешней поверхности корпуса контролируемое снижение температуры корпуса до значений, гарантировано сохраняющих его механическую прочность, что предотвращает прорыв кориума в подреакторное пространство. 4 ил.
