Изобретение относится к конструкции первой стенки термоядерных установок и реакторов (ТЯУ и ТЯР) типа токамак.
Известна конструкция первой стенки термоядерного реактора ИТЕР [1] основными элементами которой являются защитные экраны из графитового композита УУКМ, прокладки, изготовленные из специального графитсодержащего материала (графит и медные волокна), охлаждающая панель, выполненная из бронзы БрК, и узлы крепления экранов к охлаждающей панели, в состав которых входят болт, шайба, втулка и вставка.
Недостатки такой конструкции заключаются в следующем. В процессе горения плазмы происходит эрозия графитового экрана, графит загрязняет плазму, вследствие чего горение плазмы становится неустойчивым и сокращается импульс ее горения. Наличие шайбы создает концентратор механических напряжений по краям графитового экрана, что приводит к неравномерному распределению давления по поверхности прокладки и вызывает неравномерную теплопроводность, повышенную температуру по краям графитового экрана и их повышенный эрозионный износ.
Наиболее близкий по технической сущности и достигаемому результату к предложенной является первая стенка термоядер- ного реактора ИТЭР [2] содержащая тугоплавкий защитный экран и охлаждающую панель, на которой закреплен защитный экран. Защитный экран выполнен в виде монолитной пластины. Для компенсации технологических зазоров и обеспечения плотного контакта графитового экрана и охлаждающей панели используется контактный слой из припоя. Монтаж защитного экрана на охлаждающей панели осуществляют с помощью самостопорящихся пружин.
Недостатки прототипа заключаются в следующем. На поверхности монолитных пластин при циклических нагружениях возникают термомеханические напряжения, в результате которых на поверхности защитного экрана образуются трещины, которые способствуют механическому разрушению пластин экранов и загрязнению плазмы частицами материала экранов, это приводит к сокращению срока горения плазмы и влечет за собой необходимость остановки реактора для замены экранов. Ограниченность контактирующей поверхности экранов с охлаждающей панелью приводит к неравномерности охлаждения, экранов, что ведет к значительным тепловым деформациям. Сложна подготовка поверхности охлаждающей панели к пайке после демонтажа защитных экранов. Невозможен визуальный контроль положения самостопорящихся пружин на охлаждающей панели. Вышеперечисленные недостатки приводят к снижению надежности и сокращению срока эксплуатации первой стенки термоядерного реактора.
Технический результат достигается за счет того, что в первой стенке, содержащей тугоплавкий защитный экран, закрепленный на охлаждающей панели, защитный экран набран из металлических пластин, соединенных со стороны охлаждающей панели пайкой, причем в каждой пластине выполнен паз со стороны охлаждающей панели, заполненный легкоплавким сплавом, а габаритные размеры пластин длина, ширина и высота выбраны из соотношения 1:1:2,5, кроме того, защитный экран окружен по периметру бандажной лентой, снабженной защелками.
На фиг. 1 изображена первая стенка ТЯР, продольный разрез; на фиг.2 положение при монтаже; на фиг.3 рабочее положение.
Первая стенка ТЯР содержит тугоплавкие экраны 1, закрепленные на охлаждающей панели 2. Защитные экраны выполнены в виде набора металлических пластин 3, изготовленных, например, из бериллия, и соединенных со стороны охлаждающей панели 2 пайкой 4 или сваркой. Пайка осуществлена на ограниченную высоту пластин 3. Соотношение габаритных размеров пластин длины, ширины и высоты выбраны из соотношения 1:1:2,5. В каждой пластине 3 защитного экрана 1 со стороны охлаждающей панели 2 имеются пазы 5, выполненные легкоплавким сплавом 6, например свинцово-оловянным припоем. По периметру защитный экран окружен бандажной лентой 7, изготовленной, в частности, из вольфрамового сплава и снабженной защелками 8.
Предложенная конструкция первой стенки ТЯР функционирует следующим образом.
В диверторном пространстве (не показано) ТЯР зажигают плазму. Защитный экран 1, который своими защелками 8 прикреплен к панели 2, разогревается за счет радиационного тепла светового излучения, бомбардировки поверхности экрана 1 ионизированными частицами и поглощения нейтронов. При разогреве экрана 1 легкоплавкий сплав 6 в пазах 5 переходит в жидкое состояние и заполняет технологический зазор, образующийся при монтаже защитного экрана 1 и охлаждающей панели 2. Тем самым между экраном и охлаждающей панелью 2 создается надежный тепловой контакт, что позволяет обеспечить равномерный теплосъем с поверхности экрана 1, обращенной к охлаждающей панели 2.
Поскольку пластины 3 выполнены с габаритными размерами, соответствующими соотношению 1:1:2,5, и припаяны друг к другу на ограниченном участке высоты пластин со стороны охлаждающей панели 2, в результате чего противоположные концы пластин 3 остаются "свободными", незафиксированными, поэтому величины термомеханических напряжений, возникающих в защитных экранах 1 из-за воздействия на них циклических тепловых нагрузок, как показали результаты расчетов, значительно уступают значениям термомеханических напряжений, при которых происходили разрушения пластин защитных экранов в прототипе.
По окончании срока ресурса защитного экрана 1 (или по иным причинам) он может быть легко демонтирован. Для этого защелки 8 на бандажной ленте 7 защитного экрана отжимают штифтами, которыми, например, может быть снабжен робототехнический комплекс, и освобождают их от зацепления с панелью 2. Затем производят нагрев экрана 1, и после распределения припоя 6 отделяют экран от охлаждающей панели 2. Для обеспечения надежного крепления защелок 8 к защитному экрану 1 применена бандажная лента 7, которая в данном случае является не только несущей конструкцией для крепления защелок 8, но и фиксирующей в одно целое пластины 3 детали.
Таким образом, изобретение позволяет увеличить срок эксплуатации первой стенки предложенной конструкции, повысить надежность в работе, а также упростить технологию монтажных и демонтажных работ по замене защитных экранов.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ПЕРВАЯ СТЕНКА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1994 |
|
RU2065626C1 |
ПЕРВАЯ СТЕНКА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2000 |
|
RU2179340C2 |
СЕГМЕНТ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1990 |
|
SU1819475A3 |
БЛАНКЕТ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1998 |
|
RU2154310C2 |
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2212717C1 |
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЗАКРЕПЛЕНИЯ СЕГМЕНТОВ БЛАНКЕТА НА КОРПУСЕ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1995 |
|
RU2079903C1 |
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 1993 |
|
RU2056650C1 |
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 1995 |
|
RU2086008C1 |
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2004 |
|
RU2267824C1 |
АМОРФНЫЙ ЛЕНТОЧНЫЙ ПРИПОЙ НА ОСНОВЕ МЕДИ | 2011 |
|
RU2464143C1 |
Использование: в термоядерной технике, в частности в конструкции первых стенок термоядерных реакторов. Сущность изобретения: первая стенка реактора содержит тугоплавкий защитный экран, набранный из металлических пластин, и охлаждающую панель. Металлические пластины соединены со стороны охлаждающей панели пайкой или сваркой и в них выполнены пазы, заполненные легкоплавким сплавом. Габаритные размеры пластин выбраны из соотношения 1 1 2,5. Защитный экран по периметру окружен бандажной лентой с защелками. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов | 1917 |
|
SU2A1 |
Там же, с.8-14, рис.2.4. |
Авторы
Даты
1995-10-20—Публикация
1992-12-28—Подача