ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2005 года по МПК G21B1/00 

Описание патента на изобретение RU2267174C1

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

Известен порт-лимитер термоядерного реактора, содержащий соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера (ITER EDA DOCUMENTATION SERIES No. 16. INTERNATIONAL EXPERIMENTAL REACTOR. TECHNICAL BASIS FOR THE ITER FINAL DESIGN REPORT, COST REVIEW AND SAFETY ANALYSIS (FDR). International Atomic Energy Agency, Vienna, 1998, Chapter II-Section 4.1-Page 21, 22).

Панели соединены друг с другом с помощью электронно-лучевой сварки их задних торцевых стенок. При этом соединение вертикальных панелей между собой выполнено в виде глубоких (100-200 мм) и протяженных (более 2000 мм) сварных швов, а толщина швов соответствует примерно 5-7 мм, так как в противном случае возможны проплавления каналов охлаждения в панелях. За пределами сварного соединения между панелями должен быть выдержан технологический зазор.

Недостатки известного устройства заключаются в следующем:

- наличие глубоких и протяженных сварных соединений в пакете вертикальных панелей приводит в обязательном порядке к послесварочным поводкам, которые увеличивают опасность возникновения термомеханических напряжений в конструкции при срывах плазмы, что снижает надежность порт-лимитера;

- весьма низкая вероятность достижения высокой точности взаиморасположения панелей, так как наличие сварных соединений между панелями, а также возникающие послесварочные поводки панелей усложняют фиксирование панелей с технологическим зазором в пределах 1 мм, в результате чего ухудшаются условия теплосъема, что также снижает надежность порт-лимитера;

- необходимость использования сложного дорогостоящего оборудования при сборке пакета вертикальных панелей;

- повышенные требования к сварным соединениям и необходимость контроля качества.

Кроме того, известный порт-лимитер представляет собой неразъемную конструкцию, это приводит к тому, что в случае выполнения хотя бы одного некачественного шва, соединяющего панели, порт-лимитер подлежит отбраковке.

Задачей настоящего изобретения является создание порт-лимитера, который позволяет повысить его надежность, увеличить выход годных изделий, а также упростить технологический процесс изготовления порт-лимитера.

Технический результат заключается в снижении концентрации термомеханических напряжений в вертикальных панелях при срывах плазмы.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет обеспечить высокую точность взаиморасположения вертикальных панелей, за счет чего улучшаются условия теплосъема в каждой панели.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет упростить технологический процесс сборки порт-лимитера, которая может выполняться без применения сложной дорогостоящей оснастки.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет обеспечить надлежащий контроль качества соединений соединения панелей в порт-лимитере.

Кроме того, предлагаемый порт-лимитер позволяет упростить контроль качества сборки панелей благодаря доступности мест их соединения.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном порт-лимитере термоядерного реактора, содержащем соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера,

панели соединены посредством обоймы и крепежных элементов в виде шпилек и гаек, при этом на внутренней поверхности обоймы выполнены вертикальные пазы, в которых установлены панели, причем в панелях под шпильки имеются горизонтальные отверстия, выполненные по высоте панелей эквидистантно задней стенке.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлено продольное сечение порт-лимитера; на фиг.2 показан вид порт-лимитера в разрезе по А-А фиг.1.

Порт-лимитер термоядерного реактора выполнен в виде пакета 1 вертикальных панелей 2. Боковые торцевые стенки вертикальных панелей 2 со стороны плазмы образуют первую стенку 3, а противоположные - заднюю стенку 4 порт-лимитера. Вертикальные панели 2 снабжены каналами охлаждения 5. Соединение панелей 2 выполнено разъемным посредством обоймы 6 и крепежных элементов в виде шпилек 7 и гаек 8. Обойма 6 представляет собой конструкцию, охватывающую заднюю стенку 4 порт-лимитера. На внутренней поверхности обоймы 6 имеются вертикальные пазы 9, в которых установлены вертикальные панели 2. В панелях 2 и в обойме 6 по высоте эквидистантно задней стенке 4 выполнены сквозные горизонтальные отверстия 10. В горизонтальные отверстия 10 вставлены шпильки 7, которые с помощью гаек 8 стягивают панели 2 с обоймой 6.

Сборку и монтаж порт-лимитера термоядерного реактора осуществляют в следующем порядке.

Готовые панели 2 последовательно подают на сборочный стапель, устанавливают их в вертикальных пазах 9 обоймы 6. Далее в обойме 6 и панелях 2 выполняют сквозные горизонтальные отверстия 10. В отверстия 10 вставляют шпильки 7 и с помощью гаек 8 стягивают всю сборку панелей 2 в пакет 1, создавая требующиеся усилия затяжки, гарантирующие нераскрытие стыков панелей 2 в порт-лимитере под нагрузкой, а также сохранение взаимного положения панелей с сохранением необходимых технологических зазоров.

Предлагаемый порт-лимитер функционирует следующим образом.

В термоядерном реакторе на первой стенке порт-лимитера 3 зажигают плазму. Зажигание и гашение происходит на поверхности первой стенки 3. При этом конструкция порт-лимитера испытывает со стороны плазмы высокие переменные тепловые нагрузки, величины которых могут меняться в широком диапазоне от нуля до 8 МВт/м2 и более. Кроме того, между зажиганием и гашением плазмы порт-лимитер со стороны плазмы подвергается воздействию потоком быстрых нейтронов, которые приводят к значительным объемным энерговыделениям в конструкционных материалах. В процессе работы порт-лимитер подвергается воздействиям переменных динамических электромагнитных сил, вызывающих соответствующие механические нагрузки в виде распределенных сил и моментов, достигающих значений в сотни килоньютонов. Это приводит к появлению в конструкциях порт-лимитера высоких переменных термических и механических напряжений, которые компенсируются в панелях 2 за счет технологических зазоров между ними, точностью сборки, а также системой охлаждения, по которой вода подводится под давлением к каналам охлаждения 5, что выгодным образом влияет на ресурс порт-лимитера. Жесткое фиксирование панелей 2 в обойме 6, гарантирующее нераскрытие панелей 2 в пакете 1 со стороны плазмы, исключает возможность механического воздействия соседних панелей 2 друг на друга, что также повышает надежность порт-лимитера.

Похожие патенты RU2267174C1

название год авторы номер документа
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2004
  • Складнов Константин Сергеевич
RU2267824C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2003
  • Колганов В.Ю.
  • Складнов К.С.
RU2239245C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Колганов В.Ю.
  • Стребков Ю.С.
  • Скаднов К.С.
  • Чуянов В.А.
RU2212717C1
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2004
  • Колганов В.Ю.
RU2262143C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКОГО СОЕДИНЕНИЯ ВНУТРИКАМЕРНЫХ КОМПОНЕНТОВ С ВАКУУМНЫМ КОРПУСОМ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2015
  • Поддубный Иван Игоревич
  • Колганов Владимир Юрьевич
  • Хомяков Сергей Эмильевич
RU2579444C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ЗАДНЕЙ ПЛИТЫ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1999
  • Складнов К.С.
  • Москалев В.Н.
RU2167455C2
БРИДИНГОВАЯ ЗОНА ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩЕГО МОДУЛЯ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2003
  • Данилов И.В.
RU2251753C2
Лимитер 2018
  • Варава Александр Николаевич
  • Дедов Алексей Викторович
  • Захаренков Александр Валентинович
  • Комов Александр Тимофеевич
  • Локтионов Владимир Дмитриевич
  • Мясников Виктор Васильевич
  • Сморчкова Юлия Владимировна
  • Фрик Петр Готлобович
RU2687292C1
ПЕРВАЯ СТЕНКА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2000
  • Складнов К.С.
  • Стребков Ю.С.
  • Колганов В.Ю.
  • Давыдов Д.А.
RU2179340C2
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2000
  • Блинов Ю.В.
  • Лешуков А.Ю.
RU2178208C2

Иллюстрации к изобретению RU 2 267 174 C1

Реферат патента 2005 года ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к термоядерной технике и может быть использовано при создании энергетических термоядерных установок типа токамак. Порт-лимитер термоядерного реактора содержит соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера. Вертикальные панели соединены посредством обоймы и крепежных элементов в виде шпилек и гаек, при этом на внутренней поверхности обоймы выполнены вертикальные пазы, в которых установлены панели, причем в обойме и панелях под шпильки имеются горизонтальные отверстия, выполненные по высоте панелей эквидистантно задней стенке. Технический результат заключается в снижении концентрации термомеханических напряжений в вертикальных панелях при срывах плазмы. Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет обеспечить высокую точность взаиморасположения вертикальных панелей, за счет чего улучшаются условия теплосъема в каждой панели. 2 ил.

Формула изобретения RU 2 267 174 C1

Порт-лимитер термоядерного реактора, содержащий соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера, отличающийся тем, что порт-лимитер снабжен обоймой, размещенной со стороны задней стенки и имеющей на внутренней поверхности вертикальные пазы, в которых установлены панели, при этом в обойме и панелях выполнены сквозные горизонтальные отверстия, расположенные по высоте панелей эквидистантно задней стенке, а в отверстиях установлены крепежные элементы в виде шпилек, стянутых по торцам обоймы гайками.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2005 года RU2267174C1

Устройство для электрической сигнализации 1918
  • Бенаурм В.И.
SU16A1
International experimental reactor
Technical basis for the ITER final design report
Cost review and safety analysis (FDR)
International Atomic Energy Agency
Vienna, 1998
Chapter
Очаг для массовой варки пищи, выпечки хлеба и кипячения воды 1921
  • Богач Б.И.
SU4A1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Колганов В.Ю.
  • Стребков Ю.С.
  • Скаднов К.С.
  • Чуянов В.А.
RU2212717C1
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 A, 26.09.1978.

RU 2 267 174 C1

Авторы

Складнов К.С.

Стребков Ю.С.

Даты

2005-12-27Публикация

2004-04-26Подача