Термоядерный реактор



Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Термоядерный реактор

 


Владельцы патента RU 2535263:

Бойко Александр Николаевич (RU)
Шкилев Владимир Дмитриевич (MD)

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 энергетических установок типа токомак и может быть использовано при создании и проектировании магнитных термоядерных установок с активной зоной в виде тора. Изобретение решает скорее не научную проблему, а направлено на оптимизацию инженерной компоновки ее отдельных узлов.

В качестве аналога можно рассмотреть патент РФ [1] на квантовый ядерный реактор. Как утверждается в описании, это устройство помимо получения классической энергии в виде тепла способно вырабатывать и когерентное излучение (подобно лазерному), а также синтезировать новые элементы.

В качестве аналога можно рассмотреть конструкцию термоядерного реактора [2], заполненную под давлением 40 атмосфер газом, например водородом. Две боковые стенки реактора являются зеркалами, между которыми в центре камеры фокусируется энергия волн СВЧ-диапазона. Такая система является объемным резонатором радиоволн.

Однако эти проекты не относятся в полной степени к самому переспективному типу термоядерного реактора магнитного типа с активной зоной в виде тора (так называемого токамака).

В качестве прототипа выбран строящийся проект термоядерного реактора ИТЭР [3], содержащий активную зону в виде тора, систему охлаждения, систему магнитных ловушек плазмы и систему управления. Однако из-за того, что активная зона выполнена в виде обычного тора, возникает масса проблем - не создаются оптимальные условия для устойчивости плазмы, нет технологического пространства для гармоничного монтажа систем магнитных ловушек вокруг активной зоны. Ограниченная площадь теплосъема с активной зоны, имеющей форму обычного тора, создает неразрешимые инженерные теплофизические проблемы, особенно при переходе на строительство термоядерных реакторов энергетического назначения.

Предлагаемый энергетический реактор содержит активную зону в виде тора, систему охлаждения, систему магнитных ловушек плазмы и систему управления.

Особенность предлагаемого ректора заключается в том, что активная зона выполнена в виде вихревого тора, система охлаждения выполнена в виде проточно-испарительного теплообменника, имеющего также форму вихревого тора, эквидистантно расположенного относительно активной зоны, а часть магнитных ловушек размещена между витками вихревого тора.

К особенностям можно отнести и то, что активная зона снабжена двумя типами магнитных ловушек 3а и 3б, согласованных в работе между собой, причем один тип магнитных катушек равномерно распределен по поверхности вихревого тора, а вторая установлена по его оси.

На фиг.1 схематично изображена только активная зона строящегося термоядерного реактора ИТЭР, у которого активная зона выполнена в виде простого тора.

На фиг.2-7 показаны модификации активной зоны с нарастающим приближением к форме вихревого тора. На фиг.2 простой тор сделал первый шаг в формировании более сложного вихревого тора. Оба рисунка фиг.2 - это один и тот же рисунок активной зоны реактора с разных позиций (сверху и сбоку). Аналогично, с разных позиций, но попарно объединенных, показаны усложнения вида активной зоны термоядерного реактора с тремя витками (рис.3), четырьмя (рис.4), пятью, (рис.5), шестью (рис.6) и семью (рис.7) На фиг.8 представлена активная зона с большим числом витков.

На фиг 9 и 10 представлен термоядерный реактор, содержащий активную зону 1в виде тора, систему охлаждения 2, систему магнитных ловушек плазмы 3 и систему управления 4, отличающийся тем, что активная зона выполнена в виде вихревого тора 1, система охлаждения 2 выполнена в виде проточно-испарительного теплообменника, имеющего также форму вихревого тора, эквидистантно расположенного относительно активной зоны, а часть магнитных ловушек 3 размещена между витками вихревого тора 1.

Активная зона 1 снабжена двумя типами магнитных ловушек 3, согласованных в работе между собой, причем один тип магнитных ловушек 3 равномерно распределен по поверхности вихревого тора, а второй тип магнитных ловушек 3 установлен по его оси. Все типы магнитных ловушек 3 однотипны, поскольку кривизна на всех участках цилиндрического тора 1 одинакова. Магнитная ловушка 3, согласованно работающая с магнитными ловушками 3 по оси, обеспечивает условия для зажигания и поддержания устойчивости плазмы вдоль всей активной зоны.

Работает предлагаемый термоядерный реактор следующим образом. Как и в токомаке активная зона выполнена в виде тора, но тора не простого, а вихревого. Перед запуском реактора вихревой тор вакуумируется, обезгаживается и заполняется термоядерным газообразным топливом (например, смесью трития и дейтерия, или на основе гелия). Затем с помощью магнитных ловушек 3 создается тородоидальное магнитное поле, повторяющее форму спирального тора активной зоны 1. Возникающее электрическое поле вызывает протекание тока через термоядерное топливо и зажигание в активной зоне 1 высокотемпературной плазмы. В результате выбора формы активной зоны 1 в виде вихревого тора обеспечиваются более стабильные условия для стабилизации плазмы и предотвращения касания плазмы бесконечно, но многократно выше, чем у реактора с активной зоной 1 в виде простого тора. Для дополнительного разогрева плазмы можно использовать как микроволновое излучение на резонансных частотах, так и инжекцию в плазму предварительно ускоренных нейтральных атомов дейтерия или лития.

Помимо снятия ряда проблем по устойчивости плазмы, выбор активной зоны в виде вихревого тора позволят существенно увеличить объем активной зоны и увеличить площадь теплообмена, что снимает ряд технологических ограничений по организации теплоотвода от активной зоны 1 и других элементов инженерного назначения, которые трудно вписываются в активную зону с простым тором.

Литература, принятая во внимание

1. Патент РФ №2087951 «Квантовый ядерный реактор».

2. Патент РФ №2076358 «Термоядерный реактор».

3. Федеральная целевая программа РФ «Международный термоядерный реактор ИТЭР» на 2002 - 2005 годы. www.programs-gov.rn/ext/113/content.htm - 3k -.

1. Термоядерный реактор, содержащий активную зону в виде тора, систему охлаждения, систему магнитных ловушек плазмы и систему управления, отличающийся тем, что активная зона выполнена в виде вихревого тора, система охлаждения выполнена в виде проточно-испарительного теплообменника, имеющего также форму вихревого тора, эквидистантно расположенного относительно активной зоны, а часть магнитных ловушек размещена между витками вихревого тора.

2. Термоядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что активная зона снабжена двумя типами магнитных ловушек, согласованных в работе между собой, причем один тип магнитных ловушек равномерно распределен по поверхности вихревого тора, а второй установлен по его оси.



 

Похожие патенты:

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

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 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.

Заявленное изобретение относится к способу увеличения эффективности преобразования энергии лазерного термоядерного синтеза. В заявленном способе поглощающий теплоноситель формирует сплошную завесу вокруг источника ионизирующего излучения, что реализуется посредством заявленного устройства. Устройство содержит корпус (1) реакционной камеры, в которую вводятся лазерные пучки (2) через окна (3), слой поглощающего теплоносителя (4), первую стенку (5), фокусируясь на термоядерной мишени (6), доставленной механизмом подачи мишеней (7), закрепленном во входном цилиндрическом канале (8), за которым следуют сферический канал (9) и выходной цилиндрический канал (10). После инициирования термоядерной реакции ионизирующее излучение проходит через первую стенку, поглощаясь в слое теплоносителя, и далее не может покинуть реакционную камеру, распространяясь по траекториям лазерного излучения. Техническим результатом является увеличение эффективности преобразования энергии потока выделенного в ходе термоядерной реакции ионизирующего излучения в тепловую энергию в реакторе с инерциальным удержанием плазмы. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх