Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора


 


Владельцы патента RU 2527941:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора. Устройство для контроля нарабатываемого трития содержит цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, выполненный из малоактивируемого материала, в котором расположены с чередованием между собой капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом. Капсулы выполнены из малоактивируемого материала и закрыты крышками из малоактивируемого материала. Капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом. Крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы. Крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера. Техническим результатом является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития за счет уменьшения объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем. 1 ил.

 

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащее выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала (В.К.Капышев Н.М.Юхнов, В.В.Поликша, A.M.Сидоров «Экспериментальная оценка параметров воспроизводства трития в экспериментальном бридинговом субмодуле бланкета ИТЭР», ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, вып.4, (2005), с.19-29).

В известном устройстве в качестве тритийвоспроизводящего материала использован карбонат лития Li2CO3, который спрессован в виде цилиндров, а нейтронно-физические детекторы изготовлены в виде проволоки или металлической фольги. Все капсулы выполнены идентичной формы в виде стаканов. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство содержит три капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, три капсулы с нейтронно-физическими детекторами, две пробки и шесть крышек. Длина контейнера равна 67 мм. Известное устройство размещают в зоне воспроизводства трития на короткое время, например на время длительности одного импульса горения плазмы, а затем после окончания импульса извлекают и доставляют в лабораторию для проведения соответствующего анализа нарабатываемого трития.

Недостатком известного устройства для контроля нарабатываемого трития является большой объем, занимаемый контейнером в бланкете, а также значительное количество малоактивируемого материала, используемого в устройстве, что негативно влияет на распределение нейтронного потока в месте расположения устройства, увеличивая возмущение потока и, следовательно, уменьшая достоверность последующего контроля, например, величины нарабатываемого трития в зоне воспроизводства.

Задачей настоящего изобретения является создание малогабаритного устройства для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, которое обеспечит достоверный контроль нарабатываемого трития.

Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития, что объясняется уменьшением объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном устройстве для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащем выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала,

согласно заявленному изобретению капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом, при этом крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы, а крышкой для последней капсулы служит торцевая пробка контейнера.

Исключение из устройства для контроля нарабатываемого трития крышки как самостоятельного конструктивного элемента при одновременном сохранении ее функции путем использования донышек капсул и одной из торцевой пробки контейнера в качестве крышек для капсул, позволяет значительно сократить объем устройства и количество конструкционного материала и, следовательно, обеспечить уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства в зоне воспроизводства.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлено устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора (общий вид, продольное сечение).

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора выполнено в виде контейнера 1 цилиндрической формы из малоактивируемого алюминиевого сплава, оба торца которого закрыты пробками 2 и 3 из малоактивируемого алюминиевого сплава. В пробке 2 выполнено отверстие для установки штифта 4. В контейнере 1 вдоль его оси расположены чередующиеся между собой три капсулы 5 с тритийвоспроизводящим материалом (карбонат лития Li2CO3) в виде прессованных цилиндров 6 и три капсулы 7 с нейтронно-физическими детекторами 8 в виде проволоки или металлической фольги. Капсулы 5 и 7 выполнены в виде стаканов из малоактивируемого алюминиевого сплава, при этом капсулы 7 размещены внутри капсул 5 так, что донышки первой, второй и третьей капсул 7 являются крышками для первой, второй и третьей капсул 5 соответственно, а донышки второй и третьей капсул 5 служат крышками для первой и второй капсул 7 соответственно. Третья капсула 7 закрыта торцевой пробкой 2, которая выполняет функцию крышки для последней третьей капсулы 7 и зафиксирована после загрузки всех капсул 5, 7 в контейнер 1 штифтом 4. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство имеет длину, равную 30 мм, что более чем в два раза меньше по сравнению с известным устройством, принятым за прототип.

Устройство для контроля наработанного трития работает следующим образом.

Контейнер 1 с капсулами 5, содержащими карбонат лития (Li2CO3) с различным обогащением по изотопу 6Li и капсулами 7 с нейтронно-физическими детекторами 8, помещают в зону воспроизводства трития бланкета на короткое время, например на 10 мин - время длительности одного импульса горения плазмы. При этом возмущения нейтронных потоков в зоне расположения устройства практически отсутствовали. После облучения нейтронами, возникающими в результате термоядерного синтеза, контейнер 1 извлекают из бланкета и доставляют в лабораторию для анализа образовавшегося в карбонате лития трития и измерения величины активации детекторов для вычисления величины нейтронных потоков в месте нахождения капсул. После удаления штифта 4 и пробки 2 из контейнера 1 последовательно извлекают все капсулы 5 и 7. Далее из капсул 5 вынимают цилиндры 6 карбоната лития, а из капсул 7 извлекают нейтронно-физические детекторы 8. Анализ наработанного в карбонате лития трития производят сцинтилляционным методом. Используя вычисленные величины нейтронных потоков и количество наработанного в образцах карбоната лития трития, можно достоверно определить количество трития, нарабатываемого в бланкете термоядерного реактора.

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащее выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала, отличающееся тем, что капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом, при этом крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы, а крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается получения энергии за счет управляемой реакции синтеза легких ядер в высокотемпературной плазме с помощью установки типа «токамак».

Изобретение относится к области энергетики. В заявленном способе предусмотрено осуществление ядерной или термоядерной реакции путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе, при этом энергия взрыва превышает энергию теплоты для расплавления металлического тела, а теплота, образующаяся в теле от взрыва, утилизируется через прочный корпус.

Заявленная группа изобретений относится к средствам для исследований протекания реакций ядерного синтеза с участием ядер изотопов водорода. В заявленном изобретении предусмотрено образование металлического кристаллического тела (МКТ) его конденсацией из паров металла, внедрение в МКТ атомов изотопов водорода так, чтобы хотя бы часть атомов с ядрами водорода оказывалась на наименьшем возможном расстоянии друг от друга.

Изобретение относится к способам аварийного энергообеспечения собственных нужд АЭС. При полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции в течение времени, необходимого для восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Изобретение относится к физике высокотемпературной плазмы и может найти применение в управляемом термоядерном синтезе, в радиационном материаловедении, для исследований в физике космической плазмы.

Заявленное изобретение относится к средствам для осуществления термоядерного синтеза. Заявленное устройство включает замкнутую кольцевую (тороидальную) полость, где обеспечивается непрерывное взаимодействие встречных потоков ускоренных частиц и ионов.

Изобретение относится к катализаторам сжигания водорода. Описан катализатор сжигания водорода, включающий каталитически активный металл, нанесенный на носитель катализатора, образованный неорганическим оксидом, при этом носитель включает органический силан по меньшей мере с одной алкильной группой из трех или менее атомов углерода, путем замещения присоединенной к концу каждой из определенной части или ко всем гидроксильным группам на поверхности носителя; и каталитически активный металл нанесен на носитель катализатора, включающий присоединенный к нему органический силан.

Изобретение относится к области термоядерного синтеза. .

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в системах для пневматической транспортировки тритийвоспроизводящих детекторов в канале наработки трития бланкета термоядерного реактора.

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в системах для пневматической транспортировки тритийвоспроизводящих детекторов в канале наработки трития бланкета термоядерного реактора.

Заявленное изобретение относится к области энергетических установок типа токомак и может быть использовано при создании и проектировании магнитных термоядерных установок с активной зоной в виде тора. В заявленном термоядерном реакторе активная зона выполнена в виде вихревого тора, при этом система охлаждения выполнена в виде проточно-испарительного теплообменника, имеющего также форму вихревого тора, эквидистантно расположенного относительно активной зоны. Часть магнитных ловушек размещена между витками вихревого тора. Техническим результатом является увеличение объема активной зоны, увеличение площади теплообмена, возможность создания условий для более эффективной стабилизации плазмы и предотвращения касания плазмы стенок активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к области энергетики, в частности термоядерным взрывным устройствам. Термоядерное взрывное устройство (2), выполненное из металла, включает размещенную внутри него капсулу (1) из дейтерия или смеси дейтерия и трития и любого иного термоядерного топлива. При этом в общей конструкции термоядерного взрывного устройства имеется прямолинейный канал (3), проходящий через капсулу, в который по каналам (4) и (5) направляются предварительно ускоренные ядра дейтерия и трития, взаимодействие которых далее предусмотрено в капсуле. Прямолинейный канал может быть не сквозным через капсулу, имея в центре ее перегородку из материала самой капсулы. Техническим результатом является возможность оптимизации габаритов взрывного устройства. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления ядерных реакций. Заявленный способ характеризуется тем, что каналируемые ядерные частицы, ионы или излучения при каналировании фокусируются в определенном месте канала в кристаллической решетке фазы внедрения, нанотрубках или за их пределами. При этом в фазах внедрения или подобранных эндоэдральных структурах внедренные атомы также занимают эти же области в результате процессов адсорбции на выходе каналов, диффузии по каналам или предварительной имплантации в каналы. В случае предварительной имплантации в каналы имплантируемое ядро должно обладать некоторой энергией Е1, достаточной для того, чтобы после остановки попасть в место, где по условиям фокусировки пройдет следующее ядро с более высокой энергией. Следующее ядро, входящее в тот же канал с энергией Е2, превышающей энергию Е1 на величину большую, чем порог ядерной реакции, должно достигнуть точки, в которой остановилось первое ядро, с энергией, равной или большей порога ядерной реакции. Используемое в способе устройство мишени для нейтронной трубки включает закрепленную в корпусе (1) охлаждаемую мишень, имеющей слоистую конструкцию, в которой на охлаждаемой монокристаллической подложке (2) под тонким слоем монокристаллического палладия (4) располагается слой дейтерида лития-шесть (3); мишень бомбардируется ядрами трития. Техническим результатом является создание условий для повышения эффективности ядерных реакций. 2 табл., 7 ил.

Изобретение относится к способу осуществления управляемого термоядерного синтеза. Способ включает периодическое взрывание термоядерного взрывного устройства внутри реактора в виде прочного корпуса (1), в котором имеется вода (2), превращаемая в пар, используемый для потребных нужд, и отличается тем, что прочный корпус заполняется водой, которая при любом ее агрегатном состоянии остается должное время в пределах внутреннего пространства прочного корпуса, через который производится отбор утилизируемой теплоты, аккумулированной внутри этого корпуса. Способ реализуется в n-м количестве реакторов, взрывание термоядерного взрывного устройства (3) в которых производится в требуемой последовательности и в которых может быть разный тип реакции термоядерного синтеза. Периодически частично или полностью вода в реакторах заменяется новой водой, а удаленная вода из реакторов, где возникало нейтронное излучение в процессе взрыва термоядерного взрывного устройства либо происходило насыщение воды тритием, используется для выделения из нее компонентов, пригодных для реакции термоядерного синтеза. Техническим результатом является повышение эффективности преобразования полученной энергии и возможность возобновления ресурсов топлива за счет получения трития. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к средствам управляемого ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы и может быть использовано в термоядерных реакторах для защиты стенок. В заявленном способе предусмотрена организация потоков жидкого металла в тех местах первой стенки, на которые ожидаются наибольшие потоки высокоэнергетичных альфа-частиц, возникающих в результате синтеза. При этом для защиты первой стенки может использоваться литий как наиболее легкий из тугоплавких материалов. Толщина литиевого покрытия должна обеспечивать поглощение быстрых альфа-частиц в жидкой фазе материала, которое не будет приводить к его структурным изменениям. Слой жидкого рабочего металла создают путем инжекции в плазму частиц рабочего металла в жидком и/или твердом состоянии. Толщину упомянутого слоя выбирают больше глубины проникновения альфа-частиц с энергией не более 4 МэВ. Температуру поверхности первой стенки реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием поддерживают выше температуры плавления рабочего металла и ниже температуры его кипения. Техническим результатом является увеличение времени непрерывной работы реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы путем повышения износостойкости материалов первой стенки. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Заявленная группа изобретений относится к средствам для проведения реакции управляемого ядерного синтеза. Для этого осуществляют инжектирование ускоренных ионов легких элементов в вакуумированный кольцевой канал (1) со стенкой (2), выполненной из материала, способного к электризации, имеющий продольную ось (3) в виде выпуклой гладкой линии. При этом с помощью инжекторов (4a) и (4b) создают два пучка ионов, движущихся в канале в одном и том же или встречных направлениях, и транспортируют ионы этих пучков с многократным прохождением ими канала в направлении его продольной осевой линии. Для транспортирования пучков частиц используют канал (1), снабженный прилегающей к его внешней поверхности электропроводящей оболочкой или нанесенным на эту поверхность электропроводящим покрытием (5), на которое подается потенциал, индуцирующий на внутренней поверхности стенки канала 1 положительный заряд с получением потенциального барьера, превышающего наибольшую энергию инжектируемых в него ионов. Вблизи внутренней поверхности стенки канала установлена сетка (6), на которую также подается потенциал. Техническим результатом является повышение вероятности осуществления ядерных реакций при отсутствии необходимости создания высокотемпературной плазмы и использования сложных средств для создания магнитных полей особой конфигурации. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к оптическим системам для фокусировки пучка. Оптическая система содержит корпус (1) с входным отверстием (2) для ввода вдоль оптической оси (3) пучка лазерного излучения (4), который отражается от первого конического зеркала (5), проходит через цилиндрическое окно (6), кольцевое коническое зеркало (7) и, пройдя через кольцевое тороидальное зеркало (8) и главное тороидальное зеркало (9), выводится через выходное отверстие (10), фокусируясь в точке (11). Первое коническое зеркало 5 установлено с помощью поддержек (12) на диске (13), к которому прикреплено главное тороидальное зеркало (9) и цилиндрическое окно (6) с прикрепленным к нему кольцом (14). Техническим результатом является увеличение равномерности облучения термоядерной мишени путем формирования широкоугольного гомоцентрического пучка лазерного излучения, имеющего сплошную апертуру. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к устройству для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора. Заявленное устройство выполнено в виде контейнера (1), по оси которого расположены капсулы (5), содержащие металлические детекторы (7) нейтронного излучения и детекторы (6) наработки трития из тритийвоспроизводящего материала, оба конца которого закрыты пробками (2, 3) из малоактивируемого материала. Детекторы наработки трития выполнены в виде прессованных цилиндров с осевыми отверстиями, в которые установлены трубки (8) из малоактивируемого материала. Детекторы нейтронного излучения размещены внутри упомянутых трубок. Техническим результатом является сокращение времени демонтажа устройства при извлечении облученных детекторов нейтронного излучения и уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития, что повышает достоверность контроля. 2 ил.

Изобретение относится к термоядерному синтезу. Электроизолирующее устройство для крепления модуля бланкета на вакуумном корпусе термоядерного реактора содержит гибкую полую опору с фланцами, болт и закрепительную гильзу. Одним фланцем опора установлена в посадочное гнездо вакуумного корпуса с образованием резьбового соединения с ним, а другим с обеспечением электроизоляции соединена с модулем бланкета посредством болта. В торце резьбовой части болта выполнено монтажное отверстие, а головка болта расположена в полости гибкой опоры. Закрепительная гильза состоит из двух элементов, неподвижно соединенных между собой по конической поверхности, на которую нанесен электроизолирующий слой. Гильза имеет головку, соответствующую по форме монтажному отверстию болта, и тонкостенный цилиндрический конец. Гильза головкой установлена в упомянутое отверстие болта, а тонкостенным концом закреплена путем его деформации в модуле. Технический результат - исключение самоотворачивания болта гибкой опоры с одновременным сохранением электроизоляционных свойств устройства. 3 ил.

Изобретение относится способу измерения пространственного распределения ионной температуры водородной плазмы и характеризуется тем, что измеряют энергетическое распределение атомов перезарядки, поступающих из плазмы, калиброванным многоканальным анализатором, каждый канал которого регистрирует атомы определенной энергии. Каждому зарегистрированному атому соответствует электрический импульс на выходе анализатора, и одновременно регистрируют фотоны спектрально-селективным прибором (ССП), имеющим с анализатором общий входной коллиматор. При этом регистрируют атомы с энергией Еi i-м каналом анализатора и регистрируют фотоны с длиной волны λ0-Δλ i-м каналом ССП, где λ0 - длина волны водородной линии, излучающейся покоящимся атомом, a Δλ - смещение длины волны, обусловленное эффектом Доплера для энергии Еi. Возникшие электрические импульсы с выхода детектора совпадений подают на счетчик импульсов и по соотношению количества импульсов, зарегистрированных в различных каналах анализатора, определяют энергетическое распределение атомов перезарядки и соответственно ионную температуру Тion в данном ЛОИ. Далее получают значения Tion(j) для j локальных областей измерения и зависимость Tion(L), где L - координата вдоль линии наблюдения, т.е. пространственное распределение ионной температуры. Технический результат изобретения заключается в обеспечении возможности измерений без использования зондирующих атомных пучков, а также в повышении достоверности и точности измерений. 3 ил.
Наверх