Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора



Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора
Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2560528:

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

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 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, выполненное в виде контейнера, по оси которого расположены капсулы, содержащие металлические детекторы нейтронного излучения и детекторы наработки трития из тритийвоспроизводящего 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.21).

В известном устройстве в качестве тритийвоспроизводящего материала использованы керамические соединения: карбонат лития (Li2CO3) и ортосиликат лития (Li4SiO4), а металлические детекторы нейтронного излучения являются поглотителями тепловых нейтронов и выполнены в виде фольги или проволоки. Все капсулы имеют идентичную форму в виде стакана. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство содержит четыре капсулы с тритийвоспроизводящим материалом и две капсулы с тритийвоспроизводящим материалом и детекторами, при этом упомянутые две капсулы расположены между капсулами с тритийвоспроизводящим материалом. Контейнер закрыт торцевыми пробками. Контейнер, пробки и капсулы выполнены из малоактивируемого материала. 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 уменьшение достоверности контроля при измерении нейтронного излучения облученных датчиков в лаборатории вследствие достаточно большой временной задержки из-за длительного процесса демонтажа контейнера при извлечении облученных детекторов из капсул, что объясняется большим количеством капсул и сложностью их извлечения из протяженного по длине (147 мм) и малого по диаметру (9 мм) контейнера, а также трудностью при освобождении тритийвоспроизводящего материала и детекторов нейтронного излучения из капсул. Кроме этого, на достоверность контроля величины нарабатываемого трития влияет увеличение возмущения нейтронного потока в месте расположения известного устройства из-за большого объема, занимаемого контейнером в бланкете термоядерного реактора, а также из-за значительного количества конструкционного материала, используемого в устройстве.

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

Техническим результатом настоящего изобретения 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 позволяет получить достоверные данные по активационному анализу и количеству нарабатываемого трития.

Указанный технический результат достигается тем, что известное устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, выполненное в виде контейнера, по оси которого расположены капсулы, содержащие металлические детекторы нейтронного излучения и детекторы наработки трития из тритийвоспроизводящего материала, согласно изобретению снабжено трубками из малоактивируемого материала, при этом детекторы наработки трития представляют собой прессованные цилиндры с осевыми отверстиями, в которые установлены упомянутые трубки, а детекторы нейтронного излучения размещены внутри трубок.

Вышеприведенные отличительные признаки, использованные в устройстве для контроля нарабатываемого трития, обеспечивают уменьшение длины устройства и количества элементов, выполненных из малоактивного конструкционного материала, что позволяет получить достоверные данные по активационному анализу и количеству нарабатываемого трития за счет сокращения времени демонтажа устройства при извлечении облученных детекторов нейтронного излучения и уменьшения возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг 1 представлено устройство для контроля нарабатываемого трития (общий вид), а на фиг. 2 показана часть устройства (в увеличенном масштабе).

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора выполнено в виде контейнера 1 цилиндрической формы из малоактивируемого материала, оба торца которого закрыты пробками 2 и 3 из малоактивируемого материала. В пробке 2 выполнено отверстие для установки штифта 4 для фиксации трех капсул 5, установленных в контейнере 1 по его оси. Капсулы 5 выполнены в виде стаканов из малоактивируемого материала, внутри которых размещены детекторы 6 наработки трития и детекторы 7 нейтронного излучения. Детекторы 6 наработки трития выполнены в виде прессованных цилиндров из тритийвоспроизводящего материала (например, карбонат лития (Li2CO3)) с различным изотопным составом лития, в которых выполнены осевые отверстия. В осевые отверстия цилиндров установлены трубки 8, выполненные из малоактивируемого материала, например из алюминиевого сплава. Детекторы 7 нейтронного излучения, которые представляют собой проволоку или металлическую фольгу, расположены внутри трубок 8. Трубка 8 размещена так, что ее закрытый конец размещен внутри капсулы 5, а открытый конец трубки 8 выходит за пределы капсулы 5 и входит в осевое отверстие дна соседней капсулы 5. Свободное пространство в контейнере 1 заполнено газом, например азотом. Устройство имеет длину, равную 30 мм, что более чем в три раза меньше по сравнению с известным устройством, принятым за прототип.

Устройство для контроля наработанного трития работает следующим образом.

Собранный контейнер 1 с капсулами 5, содержащими детекторы 6 наработки трития из тритийвоспроизводящего материала (карбонат лития (Li2CO3) с различным обогащением по изотопу 6Li), трубки 8 с установленными в них детекторами 7 нейтронного излучения, помещают в зону воспроизводства трития бланкета на короткое время, например на 10 мин, - время длительности одного импульса горения плазмы. При этом в зоне расположения устройства вследствие малого объема, занимаемого устройством в бланкете, возмущения нейтронных потоков практически отсутствовали. После облучения нейтронами, возникающими в результате термоядерного синтеза, контейнер 1 извлекают из бланкета и производят его демонтаж. После удаления штифта 4 и пробки 2 из контейнера 1 последовательно и без затруднения извлекают капсулы 5 и трубки 8. Далее из капсул 5 также легко вынимают детекторы 6 (прессованные цилиндры из карбоната лития), а из трубок 8 извлекают детекторы 7 (проволоку или фольгу). Детекторы 6 наработки трития и детекторы 7 нейтронного излучения доставляют в лабораторию для анализа образовавшегося в карбонате лития трития и измерения величины активации детекторов 7 для вычисления величины нейтронных потоков в месте нахождения капсул 5. Анализ наработанного в карбонате лития трития производят сцинтилляционным методом. Используя вычисленные величины нейтронных потоков и количество наработанного трития в прессованных цилиндрах карбоната лития, можно достоверно определить количество трития, нарабатываемого в бланкете термоядерного реактора.

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, выполненное в виде контейнера, по оси которого расположены капсулы, содержащие металлические детекторы нейтронного излучения и детекторы наработки трития из тритийвоспроизводящего материала, отличающееся тем, что оно содержит трубки, выполненные из малоактивируемого материала, а детекторы наработки трития выполнены в виде прессованных цилиндров с осевыми отверстиями, при этом упомянутые трубки установлены в осевые отверстия цилиндров, а детекторы нейтронного излучения размещены внутри трубок.



 

Похожие патенты:
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).

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.

Изобретение относится к средствам управляемого ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы и может быть использовано в термоядерных реакторах для защиты стенок.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к устройству для электрического соединения внутрикамерных компонентов с вакуумным корпусом термоядерного реактора. Заявленное устройство содержит установленные в единый пакет токопроводящие пластины. Пластины имеют фланцы для крепления к внутрикамерному компоненту и вакуумному корпусу. Поверхность пластин между фланцами имеет форму симметричной волны по меньшей мере одного полного периода. Техническим результатом является увеличение нагрузочной способности по току и податливости устройства в целом за счет создания в токопроводящих пластинах участков с встречно направленным током, перпендикулярным тороидальной составляющей магнитного поля. 3 ил.
Наверх