Генератор трития для импульсной подачи топлива в токамак

Авторы патента:

G21B1 - Термоядерные реакторы (заявляемые как управляемые)

Изобретение относится к инженерным проблемам управляемого термоядерного синтеза и может быть применено при создании системы подачи топлива в термоядерные реакторы типа "токамак". Целью изобретения является повышение безопасности эксплуатации, упрощение обслуживания и увеличение ресурса системы подачи трития. Сущность изобретения заключается в том, что в генератор трития введен аккумулятор трития, соединенный через клапан с герметичным корпусом генератора. Благодаря этому существенно увеличивается число разрядных импульсов токамака без смены генератора трития, снижается количество свободного (несорбированного) трития в системе. Все это способствует повышению надежности системы и улучшению условий ее радиационно-безопасной эксплуатации. 1 ил.

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСНИХ

РЕСПУБЛИК

„.Я0„„1566415 А 2 (S1) S С 21 В 1/00

ПРИ ГКНТ СССР

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

М А8ТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТ8ЕННЫЙ КОМИТЕТ

ПО ИЗОБРЕТЕНИЯМ И ОТНРЫТИЯМ (61) 1380496 (21) 4327349/24-25 (22) 16.11.87 (46) 23.05.90. Бюл. N 19 (72) Ю.А.Кареев, В.Д.Литвинова и

В.В.Фрунзе (53) 621,039.62(088.8) (56) Авторское свидетельство СССР

N1380496,,кл, G 21 В 1/00, 1986. (54) ГЕНЕРАТОР ТРИТИЯ ДЛЯ ИМПУЛЬСНОЙ ПОДАЧИ ТОПЛИВА В ТОКАМАК (57) Изобретение относится к инженерным проблемам управляемого термоядерного синтеза и может быть применено при создании системы подачи топлива в термоядерИзобретение относится к инженерным проблемам управляемого термоядерного синтеза, может-быть использовано при создании системы подачи топлива в термоядерные реакторы типа "токамак" и является усовершенствованием изобретения по авт.св. N. 1380496.

Цель изобретения вЂ” повышение безопасности эксплуатации, упрощение обслуживания и увеличение ресурса системы подачи трития.

На чертеже изображен генератор трития, продольный разрез.

Генератор трития содержит герметичный цилиндрический корпус 1, выполненный из нержавеющей стали, N элементов газопоглотителя 2 с тритием. И+1 токовводов 3 с герметичными изоляторами 4, клапан 5. соединенный одним концом с герметичным корпусом 1, а другим концомвЂ” с патрубком 6 Торцовая стенка корпуса 1

2 ные реакторы типа "токамак". Целью изобретения является повышение безопасности эксплуатации, упрощение обслуживания и увеличение ресурса системы подачи трития. Сущность изобретения заключается в том, что в генератор трития введен аккумулятор трития, соединенный через клапан с герметичным корпусом генератора. Благодаря этому существенно увеличивается число разрядных импульсов токамака без смены генератора трития, снижается количество свободного (несорбированного) трития в системе. Все это способствует повышению надежности системы и улучшению условий ее радиационно-безопасной эксплуатации. 1 ил. выполнена в виде разьемного фланца 7. В центре фланца, с его наружной стороны, установлен первый герметичный изолятор 4 с токовводом 3, который проходит сквозь фланец, а остальные N герметичных изоляторов 4 с соответствующими токовводами 3 установлены равномерно по окружности радиусом, равным, например, длине элемента газопоглотителя, вокруг первого герметичного изолятора 4. Элементы газопо лотителя 2 выполнены электропроводящими.

Каждый из них установлен с внутренней стороны фланца 7, параллельно плоскости фланца. Токовводы 3 являются одновременно опорой для элементов газопоглотителя 2.

Первый вывод каждо о из элементов газопоглотителя 2 закреплен на первом токовводе 3, а вторые выводы элементов газопоглотителя закреплены с соответствующими N токовводами 3. Элемент газопоглотителя может быть выполнен в виде пленки, 1566415 например, из титана, нанесенной на жесткую диэлектрическую подложку 8, или в виде ленточной фольги, например, иэ титана без подложки.

Генератор трития содержит также электропривод 9, управляющий работой клапана 5, с помощью которого происходит герметизация внутреннего объема 10 корпуса 1 генератора трития при его транспортировке, а также в случаях натекания из вакуумной камеры 11 токамака и при работе в режиме "перепосадки" трития íà N элементов газопоглотителя после исчерпания ресурса, блок 12 управления работой генератора и блок 13 электропитания элементов генератора для импульсной подачи топлива.

Аккумулятор 14 трития соединен с дополнительным клапаном 15 посредством трубопровода 16, а герметичный цилиндрический корпус 1 соединен посредством трубопровода 17 с дополнительным клапаном 15, снабженным электроприводом 18 с дистанционным управлением. Блок 13 электропитания элементов генератора и блок 19 электропитания аккумулятора трития размещены за биологической защитой, что позволяет управлять работой генератора дистанционно.

Генератор трития для импульсной подачи топлива в токамак работает следующим образом.

Подачу трития в камеру 11 токамака производят путем нагрева элемента газопоглотителя 2 при протекании через него импульсного тока, подводимого по токовводам 3. Циклы повторяют до тех пор, пока не будет выделен третий из каждого элемента

35 гаэопоглотителя 2. Затем перекрывают клапан 5, открывают клапан 15 и проводят процесс перепосадки трития из аккумулятора

14 на элементы газопоглотителя 2, выполняемый при определенных температурах аккумулятора 14 и элементов газопоглотителя 2.

После окончания процесса перепосадки (гидрирования) отключают нагрев аккумулятора 14 и элементов газопоглотителя 2, с помощью дополнительного клапана 15 отсекают внутренний отдел аккумулятора 14 от внутреннего объема 10 генератора трития, открывают клапан 5, соединяющий внутренний объем генератора трития с вакуумной камерой 11 токамака. Генератор трития готов к работе, Применение предлагаемого генератора трития для импульсной подачи топлива в токамак позволяет упростить обслуживание термоядерного реактора и снизить вероятность утечек трития благодаря исключению операций по замене генераторов трития, исчерпавших запас трития.

B результате упрощается выполнение требований, необходимых для обеспечения радиационно-безопасных условий эксплуатации термоядерного реактора, Формула изобретения

Генератор трития для импульсной подачи топлива в токамак по авт.св.

N 1380496,отлича ющийся тем,что,с целью повышения безопасности эксплуатации, упрощения обслуживания и увеличения ресурса, в него дополнительно введен аккумулятор трития, соединенный через клапан с герметичным корпусом генератора.

1566415

Составитель Н.Васильев

Техред М.Моргентал Корректор И.Муска

Редактор Н.Тупица

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

Заказ 1225 Тираж 351 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5

Генератор трития для импульсной подачи топлива в токамак

Изобретение относится к термоядерной энергетической технологии, в частности к замкнутым плазменным ловушкам с пространственной осью, и может быть использовано при создании реакторов типа дракон, "восьмерка Спитцера", винтовой тор и др

Магнитная система плазменной ловушки со стеллараторной конфигурацией магнитного поля // 1562957

Изобретение относится к термоядерной энергетической технологии, в частности к магнитным системам ловушек стеллараторного типа, и может быть использовано при создании энергетических реакторов

Линия передачи электромагнитных импульсов для z-пинчевых нагрузок // 1558232

Изобретение относится к электротехнике и плазменной технике, в частности к линиям передачи энергии от мощных импульсных источников, и может использоваться в термоядерной энергетике

Способ установки полоидальных витков управления положением плазменного шнура // 1556401

Способ подавления тиринг-неустойчивости в плазме токамака // 1536447

Изобретение относится к термоядерной энергетической технологии, в частности к термоядерным устройствам типа токамак, и может быть использовано при создании энергетических реакторов

Генератор трития для импульсной подачи топлива в термоядерный реактор // 1531710

Устройство для генерации нейтронного и рентгеновского излучений // 1529983

Генератор трития // 1528233

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

Способ получения высокотемпературной плазмы // 1526480

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

Способ магнитного удержания термоядерной плазмы в замкнутой ловушке // 1518830

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

Термоядерный реактор // 2100849

Формирователь таблеток термоядерного топлива непрерывного действия // 2100850

Конструкция тепловой защиты, охлаждающий элемент и способ его изготовления // 2101887

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

Электромагнитная система токамака // 2107338

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

Ядерное энергетическое устройство // 2107340

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

Способ осуществления реакции термоядерного синтеза // 2109352

Изобретение относится к термоядерной энергетике и технике мощных источников нейтронного излучения

Способ и устройство для генерирования тепла // 2115178

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

Легкогазовый инжектор таблеток термоядерного топлива непрерывного действия // 2119687

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

Способ осуществления низкотемпературного ядерного синтеза на тяжелых атомных ядрах // 2123730

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

Способ осуществления реакции термоядерного синтеза // 2123731

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