ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2006 года по МПК G21B1/00 

Описание патента на изобретение RU2267824C1

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 электроннолучевой 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.

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 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 соединения панелей в пакете.

Кроме того, обеспечивает ремонтопригодность порт-лимитера, так как на любой стадии сборки панелей в пакет возможна замена панели или бронзовых стержней.

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 бронзовых стержней, которые установлены в сквозные отверстия, выполненные в панелях в виде двух рядов, расположенных по высоте панелей эквидистантно задней стенке, при этом панели соединены со стержнями паяным швом.

Кроме того, бронзовые стержни выполнены полыми.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлен общий вид с боку порт-лимитера; на фиг.2 показан пакет панелей в разрезе по А-А фиг.1.

Порт-лимитер термоядерного реактора выполнен в виде пакета 1 вертикально установленных и неразъемно соединенных панелей 2. Торцевые стенки вертикальных панелей 2 со стороны плазмы образуют первую стенку 3, а противоположные торцевые стенки панелей 2 - заднюю стенку 4 порт-лимитера. Вертикальные панели 2 снабжены каналами охлаждения 5. Панели 2 соединены между собой бронзовыми стержнями 6, которые установлены в сквозные горизонтальные отверстия 7, выполненные в панелях 2 в виде двух рядов, расположенных по высоте панелей 2 эквидистантно задней стенке 4. При этом каждая панель 2 закреплена на стержнях 6 с помощью пайки 8, причем стержни 6 выполнены полыми. Крепление панелей 2 двумя рядами горизонтальных стержней 6 обеспечивает жесткое фиксирование панелей 2 в пакете 1 на определенную глубину от задней стенки 4, что гарантирует нераскрытие панелей 2 в пакете 1 со стороны плазмы.

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

Готовые панели 2 последовательно подают на сборочный стапель, укладывают их в пакет 1. Далее в пакете 1 панелей 2 в два ряда выполняют сквозные горизонтальные отверстия 7, вставляют в них полые бронзовые стержни 6, предварительно покрытые припоем 8. Для обеспечения контакта внешней поверхности полых стержней 6 с панелями 2, стержни 6 подвергаются раздаче, например, гидравлическим давлением изнутри. Затем внутри стержней 6 размещают нагреватели, производящие местный нагрев панелей 2 до температуры плавления припоя 8. После расплавления припоя 8 нагрев прекращается, припой 8 застывает. Затем в полых стержнях 6 размещают устройства диагностики пайки и осуществляют контроль качества соединения каждого стержня 6 с панелями 2. При этом сборка панелей 2 в пакет 1 позволяет осуществлять их соединение с высокой точностью, обеспечивающей технологический зазор в пределах 1 мм.

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 обеспечивает надежный режим работы. Жесткое фиксирование панелей 2 в пакете 1, 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 RU2267824C1

название год авторы номер документа
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2004
  • Складнов К.С.
  • Стребков Ю.С.
RU2267174C1
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
ПЕРВАЯ СТЕНКА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1994
  • Журавлев О.И.
  • Сидоров А.М.
RU2065626C1
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
ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩИЙ МОДУЛЬ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Данилов И.В.
RU2206928C1
СПОСОБ ТЕПЛОСЪЕМА С ПОВЕРХНОСТИ ЭНЕРГОПРИЕМНИКА ДИВЕРТОРА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1988
  • Мазуль И.В.
  • Муравьев Е.В.
  • Саксаганский Г.Л.
SU1672858A1

Иллюстрации к изобретению RU 2 267 824 C1

Реферат патента 2006 года ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к термоядерной технике и может быть использовано при создании энергетических установок типа токамак. Порт-лимитер содержит соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера. Панели соединены посредством бронзовых стержней, которые установлены в сквозные отверстия, выполненные в панелях в виде двух рядов, расположенных по высоте панелей эквидистантно задней стенке. При этом каждая панель закреплена на бронзовых стержнях с помощью пайки, причем стержни выполнены полыми. Технический результат заключается в снижении концентрации термомеханических напряжений в вертикальных панелях при срывах плазмы. Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет обеспечить высокую точность взаиморасположения панелей, за счет чего улучшаются условия теплосъема в каждой панели. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Формула изобретения RU 2 267 824 C1

1. 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 панели соединены посредством бронзовых стержней, которые установлены в сквозные отверстия, выполненные в панелях в виде двух рядов, расположенных по высоте панелей эквидистантно задней стенке, при этом панели соединены со стержнями паяным швом.2. Порт-лимитер по п.1, отличающийся тем, что бронзовые стержни выполнены полыми.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2006 года RU2267824C1

Устройство для электрической сигнализации 1918
  • Бенаурм В.И.
SU16A1
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 2 267 824 C1

Авторы

Складнов Константин Сергеевич

Даты

2006-01-10Публикация

2004-04-26Подача