Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор

 

ИзоОрг тенис отпсчгнтся к июкенер- jn.iM проОдсмам yiiiianjineMoro термоядерлого синтеза и мояот быть применено при со )дани11 сигтрмь; подачи тогшипл п термоидсфиый реактор типа TOKat-i.TK. Црл1,ю H3 :i6pc ггиил ппляетсп пош.гшонно надежности и радмациоитюй бе: оггпсност11 сист . мм подачи трития. Кяобретрннс отпосптся к инженерным проблемам yнp,n;I lP : Jlo термоядерного синтеза и мож(т ,1ть исПОЛЬЗОПШЮ при создании CHCTC -fLl подачи топлива гз TrjiMor/ieiniiir реак- TOpLi тина токампк. Целью изобретения пп. тяется попы- 111е. н.)сти и рлдп. ипюнной безопасности сисгоим нодпчи трития. На фиг.1 изо5) )атор трития, г родол1.11 Й рлчррп; ил фиг. 2 и 3 - позмоян1.:г. папи-титп его коиструктипиог о пыполнпиия , 11редлагяе - 1Й гсисч .чтс/; тритип (фиг.1) солор/гит гормртичиы цилиндрический корпус 1, ЗЛРКТ1-.ОГ1рОЯОДЯщую ленту I с. гг.-.опггло -I TpjieM три- .Vt CyPiHocTb изобретения заключается в том, что в генераторе трития предусмотрена сорбциоииал камера с гаэопоглотнтельным элементом, выполненным н пидё электропроподящей ле1гп,1, лентопротяжным механизмом и токоподводаьш для импульсного нагрева участка ленты с целью десорбции предварительно сробнрованного п ленте тритип. Благодаря этому существенно упгличипается время работы токамака, обеспечиваемого тритием без смены элементов генератора трития, снижается колт1честпо спободиого (не сорбиропаииого) трития в системе, а также уменьшается число разъемных соединений : в узлах стыкопки смен- inrx элементов генератор, трития с разрядной камерой . Лес это способствует гюп(,1 геник1 падежпости системы н улучггению уачорий ее радиационно-беэопасной эксплуатации. 3 ил. тия, ррап(а пщиеся ролики 3, оси которых закреплены на внутреинеГ стетгке корпуса I, saKHNibi 4, токопиоды 5 с герметичи;1 -1и изоляторами 6, плоские тор {оп1-ге стенки 7 со щелями и с гериетичиыми уплотнениями, гамеру & с О.чоког 9 траиспортиропки, сорбционную 10.с блоком 11 п зиема н нозирчта элсктропроподящей лент1.1, рыходн ; г агрубск 12 дополнительного к.чапана 13, входной патрубок 14, ак- Kysry-лятор i5 тритип, нагреплтсль 16, внутреннюю емкость 17 аккумулптсрп 15 трития, перегородки 18 с ром тритил, натрубок 19 дп-i г...;-;-. уг1Ной откачки, патрубок 20 для сш /и пс -и. корпуса 1 генератора трития i (П с: tank с;п О5 щ.-А ы

(5 I ) 5 (2) В ) /00

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТ

К А ВТОРСИОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОсУЛАРстненный нОмитет

ПО ИЗОВРЕТСНИЯМ И О1Ка),)тия

nw гкнт ссср (46) 23.02.91. Бюл. 1 7 (21) 4352752/25 (22) 30 ° 12.87 (72) I().A.K pee(I, В.А.Кир(()(пин, A,H.CaIfnTt

i(53) 621.039,6? (088,8) (56) G. ).((с1)лг(1 с, U. 1)1)1178е(-. Рлгг 1сл1 ГxpenictIce wit)t V)-a»i<(a Ti. itide

Соп а(пега Up I <7 50 VCi "Г((э1о(.

Тес))пс)1Г)ВУ", 1985, v. 8, ll ?, pt 2, р. ?3 95-2396.

Р»т<)()ское с.нндетсльство СССР

1)> < 380496, кл. Г; 21 В 1/00, 1986. (5 <) 11.1! ГРАТГ(I ТР1(Т1! Л,)<(1Я 1М11УЛ1)С110И

ПИЛА(В) 7 01 1111(Ë В ТП)110(1)1ГРЫ)1Й РГАКТОР (57) Hzo()p(IT»I((le отно:»тся к инженер(плм проб)де(<а)1 унрл»ллем го Teðìoядерного с((птсэл и мокс т быть примеl(Clio нри Го (д ill(fit с((Гт»мы подачи топливл I< 7 ермояд< р(п,lil релктор типа то к а(-(л к . 11ел(,ю и э ) б р е и с 1 (я я нл 1(е тс я

no»t,ïäcн11е нлдежност(1 ii рлд((лционной бе((опасности c lie T<.. мы tloIII III трития, lIaof)pe T(.1(не о71(осптс)1 и инженерным про Гг(емлм у((р ) f<;(я< ко(о термоядерного сиптезл lt ((ож(.т быть использов iiio Ilplt co 3 jlëí1ï(Г(!с тс <ы подл и(топлн()л и 7т(). (онд< рные релкT O P (l т И 11 а T! ) i!» М Л К, 1(елью It n()p<.T,э)(»кт(!)l!()r))одя— щу!. ленту 2 с гл",o o; < - (< ле 1 три(,7 89

Сущность изобретения злключлется в том, что в генераторе трития предусмотрена сорбциопная камера с гаэопоглотительным элементом, выполненным в виде электропроводящей ленты, лентопротяжным механизмом и токоподводлми для импульсного нагрева у асткл ленты с целью десорбции предварительно сробированного в ленте трития, Благодаря этому существенно увеличивается время рлботы токлмака, обеспечиваемого тритием без смены элеме((тов генератора трития, снижлет SI количество свободногo (не сорб)ировлииого) трития в cl(OTеме, а также уменьщаетсл число разъемных соединений . B узлах стыковки сменць(х элементов генератор." трития с разрядной камерой тсклмлка. Все это способствует поп(,я<(сник) нлдежпостп системы и улучп(ению условий (е радиационно-безопасной эксплуатации.

3 ил. тия, вращающиеся ролики 3, оси которых закреплены на внутренне((сте):ке корпуса l, зажимы 4, Tot(ot

Гер(1ст(1 (1(ыми уплотнениями 1 )м()pv

8 с б<(око(л 9 трл;(спортиро»ки, сорбItI(<)Iii1yi<) кл.(еру 10 .с блоком 1 ) нрие>ы и воэнрлтл элсктропроводящей л<1(77л, выходи патрубск 12 дополнительного кллпанл 13> входной патрубок 14, лккумулят< р 15 трития, нлгре();(т< ль 16, внутреншюю емкость 17 11 ку(<ул<11 !, л

15 трития, перегородки 18 с г ттгром трития, плтрубок 19 дп (с:.;",У(<н.й откачки, плтруб)ок 20 дл)) <о корпусл 1 rr 1(ep,7 Tnplt трнт((я

1531710 элпорный !>«ïòèï» ?1 с камерой 22 терл>ояде1>»п> с реактора. 11 генераторе концы электропроводящей ленты 2 (фиг.2) могут быть злкреплены на бобинах 23, каждая из которых размещена во внутреш»ей полости сорбционной камеры 10 и закреплена на соответствующей оси, проходящей через стенку камеры 10, Блок 9 транспортировки может представлят» собой шестер»»ю, причодимую в д«ижение электрическим двигателем (нл фиг.2 не показано) и эакрепле»»ную нл оси, про10 ходящей через внутренние стенки камеры 8, и систему роликов 3, прикрепленных к внутренней стенке камеры 8, причем дилметр шестерни выбран таким, чтобь> электропроводящая лента прижимлллсь роликами 3 к к»естерне ° Лента 2 глзопоглотителя может бить выполнена замкнутой (фиг.3).

R этом случае опл проходит через ролики 24,. которые прикреплены к внутр нним стенкам сорбционной клмерь» 10. 25

Генератор трития для импульсной и. дачи топлива (фиг. 1) в те рмоядерный реактор работает следующим образом .

Осущест»ля>с>т десорбцик> тритиn " 30 лккумуля тор е 15 и ри дис тлнцио н»»ом нагреве нагревателем 16 перегородок

18 с геттером трития, нл«ример, тритидом урлнл ° Затем открывают дополнительный кллплн 13 и выделяющийся три35 тий через плтрубки 14 и 12 поступаст в сорбционную камеру 10, Рлсположеннля « этой клмере лентл 2 с газопоглотите»лем трит>»я поглощает глзообраэный тритий. После окончания про- 4 цесса поглощения при помощи блока 9 транспортировки осуществляют протяж-ку ленты 7. та»< > чтобы уч 1còок ленть»

2, »»асье»он>»»»й тр»<т»»ел оказался в

1 между зажимами 4, Таким обрлзом, генератор трития подготовлен к подаче трития »> камеру 22 термоядерного реактора. Затем открь>лают дистанционно злпорньсй вентиль 21 и подают

50 импульс напряжения через токовводы

5 с герметичными изоляторлми 6 на ленту 2 с глзопоглотителем, при этом с элемента ленты 2, нлходящегося между за> имлл»и 4, «ыделяется глзо55 обрлзньпс тритий вследств»»р быстрого импульсного «агре«л >лементл током.

Так как внутренний об>ъем, ограниченнь:й герметич>.ым «!J! >1>»»»>ичс>свил> кс рпусол> 1, л тлкжс камера ?2 т »- вл рного рс кторл вперед !»<>п.>ч и ";>ития отвлкуумирс>«лны, то нл,, ..:»«щийся тритий устремляется в > амеру 22 термояцерного реактора. Закрывают дистанционно злпорный вентиль 21 и с помощью блока 9 трлнспортировки прот»»ги»»> т ленту ? нл дг»инс,;>л»>»»ую

jlJ!и!!с. с .р з»»ел е»! тл илходящг Гоcн еж ду ес зажимами 4. При дальнейшем г»еремещ. ни» ленты десорбир.>«а»>»»ьи элемент«> г -эопоглоти fpn»» перемещаются «сорбционную камеру 10, где проис«»одит их повторное насыщение тритием. Для проведения повторной подачи трития в камеру 22 термоядерного реактора открывают элпориый нент»ц»ь 21 и влкуумируют объем, огрлничен»гый корпусом 1, средствами вакуумной откачки клмеры 22, Осуществляют быстрый импульсный нагрев элемента газопоглотителя током последующим выделением трития, поступлением его в камеру 22 и перс>движением ленть, 2 газопоглотителя с помощью блока 9 транспортировки в камеру 10.

Тлким образом, имеется возможность периодически подлвлть тритий в камеру 22 прй перемотке ленты 2.

Через патрубок 19 непрерывно откачи«лк>т форвлкуум»»ым»»асосом во прел»я работы генератора тритий, просочившийся через щели стенок 7 иа утилизлц:пс>, при этом достигаются относительно чистые в рлдиационн»H QTHf>U»p нии условия работы блока 9 транспоргировки, что существенно для проведения его ремонта °

Предложенный генератор трития д.пя импульсной подачи топлив» в термоядерный реактор позволяет повысить рлдилц»»онную безопасность и надежность системы топливоподачи. Объясняется это тем„ что в процессе работы не требуется осуществля ть отсоедине" пие генератора трития от патрубка термоядерного реактора и присоединять другой такой же генератор с лентой гаэопоглотителя, насьпценной трнтием, При этом персонал не соприк.асается с поверхностями, загрязненными поглощенным тритием — радиоактивным изотоп< м водорода. Повью»ение илдеж= ности достигается нследс.твие однократного присоединения предлагаемого генератора трития к плтрубку термо.ядерного реактора и проверки на вя5 11 куумную герметичность, что обеспечивается наличием в генераторе трития перемещаемой и периодически насыщаемой тритием ленты газопоглотителя в течение длительного времени, Ф о р м у л а и 3 о б р е т е н и я

Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор, содержащий запорный вентиль, соединяющий патрубок для напуска газа в герметичный цилиндрический корпус с плоской торцовой стенкой, внутри которого размещен элемент газопоглотителя трития, выполненный в виде электропроводящей ленты, имеющей электрический контакт с зажимами двух токовводов, введеных B объем герметичного цилиндрического корпуса через герметичные изоляторы, отличающийся тем, что, с целью повьштения радиационной безопасности н надемности, в него введены камера с блоком транспортировки электропроводящей ленты и цатрубком

3E7lO 6 вакуумной откачки, сорбционная камера, дополнительный клапан r. вход" ным и выходным патрубками, аккумулятор трития и направляющие ролики, при этом выход аккумулятора трития присоединен r входному патрубку дополнительного клапана, выходной патрубок которого соединен с сорбционной камерой, имеющей общую стенку с камерой блока транспортрровкн электропроводящей ленты гаэопоглотителя, причем в плоской торцовой стенке корпуса н общей стенке выполнены две щели с герметичными уплотнениями, через которые электропроводящая лента введена в камеру с бло" ком транспортировки и в сорбционную камеру, а герметичные изоляторы раэ-.

_#_ мещены диаметрально в герметичном цилиндрическом корпусе, на внутрен" ней поверхности которого закреплены направляющие ролики, оси которых параллельны плоской торцовой стенке

g5 герметичного цилиндрического корпуса.

1531 7 I0 с2

Составитель Н.Васильев

Редактор Т.Куркова Техред M.Кодаинц Корректор С,Черни

Заказ 874 Тираж 263 Поднисное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, %-35, Рауаская наб., д. 4/5

Производственно-издательский комбинат "Патент", r. Ужгород, ул. Гагарина, 101

Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к управляемому термоядерному синтезу и может быть использовано в установках, использующих радиоактивный протон водорода - тритий в качестве компоненты термоядерного топлива, С целью повышения эффективности процесса выделения трития в генератор трития введены дополнительно электроды, сепараторы , фильтр, причем электроды установлены внутри цилиндрической камеры с торцовых сторон, один нз электродов со стороны, противоположной патрубку, подпружинен, стенки цилиндрической камерм выполнены из изоляционного материала, напршчер алунда, внутри цилиндрической камеры к торцовой стороне электрода прикреплены фильтр и сепаратор, а свободное пространство между сепаратором и поро;пком тритида заполнено смесью порошка тритида с изоляционным порошком , например AlgO, причем смесь порошков отделена от порошка тритяда вторым сепаратором, 2 ил

Изобретение относится к области управляемого термоядерного синтеза и плазменной технологии и может быть использовано для получения высокотемпературной плазмы с целью изучения ее свойств, а также для генерации нейтронного излучения

Изобретение относится к области управляемого термоядерного синтеза и может быть использовано в термоядерной энергетике

Изобретение относится к области термоядерной энергетической технологии, в частности к термоядерным устройствам с магнитным удержанием, и может быть использовано при создании энергетического термоядерного реактора

Изобретение относится к термоядерным установкам стеллараторного типа

Изобретение относится к диагностическим устройствам, используемым в термоядерных исследованиях

Изобретение относится к управляемому термоядерному синтезу и может использоваться в термоядерной энергетике

Изобретение относится к области термоядерной энергетической технологии, в частности к термоядерным реакторам с магнитным удержанием плазмы, и может быть использовано при создании систем введения топлива в термоядерный реактор на основе легкогазовых пушек

Изобретение относится к области термоядерной энергетической технологии , в частности к методам контроля работоспособного состояния электрических цепей установки типа Токамак , и может быть использовано при эксплуатации реакторов данного типа

Изобретение относится к системам тепловой защиты из огнеупорного композитного материала, которые охлаждаются потоком жидкости, и более точно касается конструкции тепловой защиты для отражателя камеры удерживания плазмы в установке термоядерного синтеза, охлаждающего элемента, который использован в конструкции тепловой защиты, и способа изготовления такого охлаждающего элемента

Изобретение относится к экспериментальным установкам управляемого термоядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы и, в частности, к сферическим токамакам

Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано для получения электрической энергии

Изобретение относится к термоядерной энергетике и технике мощных источников нейтронного излучения

Изобретение относится к методам получения тепловой энергии и устройствам, генерирующим тепловую энергию, основанным на использовании в качестве рабочего вещества изотопов водорода

Изобретение относится к управляемому термоядерному синтезу и может быть применено для ввода топлива в плазму термоядерных установок

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может использоваться в управляемых источниках ядерной энергии

Изобретение относится к области ядерной физики и технике высоких плотностей энергии и может быть использовано для осуществления реакции термоядерного синтеза, генерации термоядерных нейтронов, -частиц и -квантов
Наверх