ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2003 года по МПК G21B1/00 

Описание патента на изобретение RU2212717C1

Изобретение относится к термоядерной технике и может быть использовано при создании энергетических термоядерных установок типа токамак.

Известен лимитер термоядерного реактора, содержащий элемент с возобновляемым легкоплавким покрытием, резервуар с материалом покрытия, каналы охлаждения и нагреватели, при этом элемент с возобновляемым защитным покрытием выполнен в виде замкнутого кольцевого желоба, заполненного материалом покрытия и соединенного с резервуаром, а в полости замкнутого кольцевого желоба размещены каналы охлаждения, ниже которых расположены нагреватели. Легкоплавкий материал, заполняющий замкнутый кольцевой желоб, выбран с температурой плавления в диапазоне 180-670oС (см. патент РФ 1402160 "Возобновляемый лимитер термоядерного реактора-токамака, МПК G 21 В 1/00, 1994).

Недостатки известного лимитера заключаются в том, что данная конструкция может быть реализована лишь в том случае, когда рабочая поверхность лимитера находится в горизонтальном положении, иначе расплавленный материал наполнителя вытечет из желоба, что весьма ограничивает место расположения лимитера в реакторе. Кроме того, наличие жидкой фазы во время работы реактора в некоторых режимах работы (например, в режиме срыва плазмы) может привести к выбросу расплава наполнителя (частичному или полному) из желоба на окружающие конструкции, что загрязнит вакуумную камеру и приведет к работе загрязненных конструкций в неноминальных режимах.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому изобретению является порт-лимитер, содержащий теплоотводящие элементы со встроенными каналами охлаждения, образующие первую стенку с нанесенным бериллиевым покрытием (см. TECHNIKAL BASIS FOR THE ITER-FEAT OUTLINE DESIGN. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2000, Chapter II Section 2. Page 6,7).

Теплоотводящие элементы выполнены из биметаллических сталь-бронзовых панелей, скрепленных между собой сваркой с задней стороны или соединенных шпильками с использованием общей гребенки. А каналы охлаждения выполнены в виде змеевика, в котором теплоноситель проходит в одном направлении, начиная от первой стенки и далее в сторону вакуумного корпуса.

В связи с тем, что на лимитерах осуществляют зажигание и гашение плазмы, они испытывают весьма существенные тепловые нагрузки. Эти нагрузки близки к предельным для использованных в конструкции лимитеров материалов. К тому же распределение этих нагрузок может быть рассчитано лишь с определенной точностью и носит весьма неравномерный характер. В тексте (см. TECHNIKAL BASIS FOR THE ITER-FEAT OUTLINE DESIGN. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2000, Chapter II, Section 2.2, Page 7) приведены сведения по тепловым нагрузкам на лимитер во время зажигания на них плазмы.

Недостатки прототипа заключаются в том, что в первой стенке лимитера и в бериллиевом покрытии при циклических нагружениях возникают термомеханические напряжения, которые могут привести к отслоению бериллиевого покрытия от бронзовой части и загрязнению плазмы частицами материала пластин лимитера. Это приводит к сокращению срока горения плазмы и влечет за собой необходимость остановки реактора для замены лимитера.

Задачей, решаемой изобретением, является повышение надежности и обеспечение работоспособности порт-лимитера в условиях пикового воздействия тепловых нагрузок от плазмы, превышающих критические значения.

Технический результат, достигаемый изобретением, заключается в том, что возникающие в предлагаемой конструкции энергетические потоки выше критического уровня поглощаются и преобразуются в усилие по перемещению теплоотводящих элементов из нагруженной зоны, что предохраняет их от разрушения, повышая тем самым надежность всего лимитера, а также термоядерного реактора.

При этом усилия по перемещению теплоотводящих элементов возникают в момент превышения критических значений тепловых нагрузок от плазмы.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном порт-лимитере термоядерного реактора, содержащем теплоотводящие элементы со встроенными каналами охлаждения, торцевые поверхности теплоотводящих элементов образуют первую стенку, на которую нанесено бериллиевое покрытие, модульная конструкция лимитера снабжена корпусом, при этом теплоотводящие элементы выполнены в виде капсул и закреплены на корпусе, причем рабочие концы капсул расположены за пределами корпуса и направлены в сторону плазмы, а противоположные их концы соединены с термоприводами, закрепленными на корпусе.

Кроме того, в капсуле на ее боковой поверхности расположен фитиль.

Кроме того, канал охлаждения выполнен в виде трубки Фильда, основанием которой служит рабочий конец капсулы, причем канал охлаждения установлен в капсуле с зазором, в котором имеется рабочая жидкость.

Кроме того, термопривод выполнен в виде двух коаксиальных сильфонов, которые одним торцом закреплены на передней стенке корпуса, а вторым соединены с фланцем капсулы, причем во фланце имеются перепускные отверстия, соединяющие полость между сильфонами с зазором в капсуле.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлен вид сбоку с разрезом; на фиг.2 показан теплоотводящий элемент с термоприводом; на фиг.3 представлено горизонтальное сечение по А - А на фиг.2.

Порт-лимитер термоядерного реактора состоит из корпуса 1, теплоотводящих элементов 2, которые выполнены в виде капсул и закреплены на корпусе 1. Рабочие концы капсул 2 расположены за пределами корпуса 1 и направлены в сторону плазмы, при этом их торцевые поверхности выполнены с бериллиевым покрытием 3 и образуют первую стенку лимитера. В корпусе 1 концы капсул 2 соединены с термоприводами 4, которые закреплены на передней стенке корпуса 1. Канал охлаждения 5 теплоотводящего элемента выполнен в виде трубки Фильда и установлен в капсуле 2 с зазором 6, в котором имеется рабочая жидкость. На боковой поверхности капсулы 2 расположен фитиль 7 для подвода рабочей жидкости из мест конденсации к первой стенке 17. Конец капсулы 2, соединенный с термоприводом 4, снабжен фланцем 8, выполненным с центральным отверстием, через которое канал охлаждения 5 выходит из капсулы 1, проходит через корпус 2 и соединяется с системой циркуляции теплоносителя. Термопривод 4 выполнен в виде двух коаксиальных сильфонов 9 и 10. Своими торцами 11 и 12 сильфоны 9 и 10 закреплены на передней стенке корпуса 1, а другими торцами 13 и 14 сильфоны 9 и 10 соединены с фланцем 8 капсулы 2, при этом сильфоны 9 и 10 охватывают капсулу 2. В рабочей полости 15 термопривода 4, образованной между внутренним контуром наружного сильфона 9 и внешним контуром внутреннего сильфона 10, а также в зазоре 6 имеется рабочая жидкость. Фланец 8 выполнен с перепускными отверстиями 16, посредством которых рабочая полость 15 термопривода 4 соединена с зазором 6 в капсуле 2.

Предложенный порт-лимитер функционирует следующим образом.

В термоядерном реакторе на порт-лимитере зажигают плазму. В это время первая стенка порт-лимитера испытывает весьма существенные циклические тепловые нагрузки. Подвод теплоносителя под давлением (1...10 МПа) по схеме Фильда к рабочим концам капсул 2 позволяет снимать тепловые потоки до 800 Вт/см2. Пока тепловая нагрузка от плазмы не превышает критического значения, капсула 2 лимитера остается неподвижной относительно корпуса 1 и тепло, приходящееся на первую стенку 17 с бериллиевым покрытием 3, отводится теплоносителем. В случае, если тепловой поток на первую стенку 17 превышает критическое значение, рабочая жидкость в зазоре 6 капсул 2 вскипает, давление в полости 6 и 15 резко увеличивается, что создает усилие, выводящее термоэлемент из зоны действия тепловой нагрузки. При этом окружающие теплоотводящие элементы модульной конструкции, находясь под нагрузкой, остаются в исходном положении. Таким образом происходит извлечение только тех теплоотводящих элементов 2 лимитера, на которых нагрузка превысила критическую. При этом происходит перераспределение избыточной энергии на близлежащие теплоотводящие элементы 2. Когда теплоотводящие элементы 2, извлеченные из зоны зажигания/гашения, охладятся теплоносителем до некоторой температуры, они самостоятельно возвращаются в исходное положение за счет упругости сильфонов 9 и 10, поскольку пары жидкости конденсируются и усилие, сдвинувшее их из базового положения, пропадает. Сконденсировавшаяся в полости 6 рабочая жидкость фитилем 7 подается к первой стенке 17 термоэлемента.

Поскольку все теплоотводящие элементы 2 работают механически независимо друг от друга, такой лимитер позволяет воспринимать высокую тепловую нагрузку от плазмы, "подстраиваясь" под нее. Подстройка лимитера автоматически приводит к тому, что тепловая нагрузка будет распределяться таким образом, что ни на одном теплоотводящем элементе 2 она не превысит критическую для его надежной работы.

Похожие патенты RU2212717C1

название год авторы номер документа
ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩИЙ МОДУЛЬ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Данилов И.В.
RU2206928C1
ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩИЙ МОДУЛЬ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Данилов И.В.
RU2212718C1
ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩИЙ МОДУЛЬ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Данилов И.В.
RU2210819C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2004
  • Складнов Константин Сергеевич
RU2267824C1
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2004
  • Колганов В.Ю.
RU2262143C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2004
  • Складнов К.С.
  • Стребков Ю.С.
RU2267174C1
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2000
  • Блинов Ю.В.
  • Лешуков А.Ю.
RU2178208C2
СИСТЕМА ПРОКАЧКИ ГАЗА-НОСИТЕЛЯ ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩЕГО МОДУЛЯ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2003
  • Данилов И.В.
RU2236711C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2003
  • Колганов В.Ю.
  • Складнов К.С.
RU2239245C1
ВАКУУМНОЕ ПЕРЕКРЫТИЕ ПОРТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Колганов В.Ю.
RU2235372C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 212 717 C1

Реферат патента 2003 года ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к термоядерной технике, в частности к конструкциям порт-лимитеров термоядерных реакторов. Порт-лимитер термоядерного реактора содержит корпус 1 и теплоотводящие элементы 2. Теплоотводящие элементы закреплены на корпусе и выполнены в виде капсул со встроенными каналами охлаждения. Торцевые поверхности капсул образуют первую стенку, на которую нанесено бериллиевое покрытие 3. Причем рабочие концы капсул расположены за пределами корпуса и направлены в сторону плазмы. Противоположные концы капсул соединены с термоприводами 4, закрепленными на корпусе. Технический результат заключается в том, что возникающие в предлагаемой конструкции энергетические потоки выше критического уровня поглощаются и преобразуются в усилие по перемещению теплоотводящих элементов из нагруженной зоны, что предохраняет их от разрушения, повышая тем самым надежность всего лимитера, а также термоядерного реактора. 3 з.п.ф-лы, 3 ил.

Формула изобретения RU 2 212 717 C1

1. Порт-лимитер термоядерного реактора, содержащий теплоотводящие элементы со встроенными каналами охлаждения, при этом торцевые поверхности теплоотводящих элементов образуют первую стенку, на которую нанесено бериллиевое покрытие, отличающийся тем, что он снабжен корпусом, при этом теплоотводящие элементы выполнены в виде капсул и закреплены на корпусе, причем рабочие концы капсул расположены за пределами корпуса и направлены в сторону плазмы, а противоположные их концы соединены с термоприводами, закрепленными на корпусе. 2. Порт-лимитер по п. 1, отличающийся тем, что в капсуле на ее боковой поверхности расположен фитиль. 3. Порт-лимитер по п. 1, отличающийся тем, что канал охлаждения выполнен в виде трубки Фильда, основанием которой служит рабочий конец капсулы, причем канал охлаждения установлен в капсуле с зазором, в котором имеется рабочая жидкость. 4. Порт-лимитер по п. 1, отличающийся тем, что термопривод, выполнен в виде двух коаксиальных сильфонов, которые одним торцом закреплены на передней стенке корпуса, а вторым соединены с фланцем капсулы, причем во фланце имеются перепускные отверстия, соединяющие полость между сильфонами с зазором в капсуле.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2003 года RU2212717C1

Technical Basis For The ITER-Feat Outline Design, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2000, Chapter II Section 2, р.6,7
ВОЗОБНОВЛЯЕМЫЙ ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА-ТОКАМАКА 1986
  • Мазуль И.В.
  • Прокофьев Ю.Г.
  • Саксаганский Г.Л.
  • Серебренников Д.В.
SU1402160A1
ПЕРВАЯ СТЕНКА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1994
  • Журавлев О.И.
  • Сидоров А.М.
RU2065626C1
US 4116264 А, 26.09.1978
Plant description document, G AO FDR1 61-07-13 R.1.0, 2001, Chapter 2.3., с
Печь-кухня, могущая работать, как самостоятельно, так и в комбинации с разного рода нагревательными приборами 1921
  • Богач В.И.
SU10A1

RU 2 212 717 C1

Авторы

Колганов В.Ю.

Стребков Ю.С.

Скаднов К.С.

Чуянов В.А.

Даты

2003-09-20Публикация

2002-07-15Подача