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, содержащее выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого 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.19-29).
В известном устройстве в качестве тритийвоспроизводящего материала использован карбонат лития Li2CO3, который спрессован в виде цилиндров, а нейтронно-физические детекторы изготовлены в виде проволоки или металлической фольги. Все капсулы выполнены идентичной формы в виде стаканов. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство содержит три капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, три капсулы с нейтронно-физическими детекторами, две пробки и шесть крышек. Длина контейнера равна 67 мм. 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 большой объем, занимаемый контейнером в бланкете, а также значительное количество малоактивируемого материала, используемого в устройстве, что негативно влияет на распределение нейтронного потока в месте расположения устройства, увеличивая возмущение потока и, следовательно, уменьшая достоверность последующего контроля, например, величины нарабатываемого трития в зоне воспроизводства.
Задачей настоящего изобретения является создание малогабаритного устройства для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, которое обеспечит достоверный контроль нарабатываемого трития.
Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития, что объясняется уменьшением объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном устройстве для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащем выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала,
согласно заявленному изобретению капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом, при этом крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы, а крышкой для последней капсулы служит торцевая пробка контейнера.
Исключение из устройства для контроля нарабатываемого трития крышки как самостоятельного конструктивного элемента при одновременном сохранении ее функции путем использования донышек капсул и одной из торцевой пробки контейнера в качестве крышек для капсул, позволяет значительно сократить объем устройства и количество конструкционного материала и, следовательно, обеспечить уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства в зоне воспроизводства.
Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлено устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора (общий вид, продольное сечение).
Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора выполнено в виде контейнера 1 цилиндрической формы из малоактивируемого алюминиевого сплава, оба торца которого закрыты пробками 2 и 3 из малоактивируемого алюминиевого сплава. В пробке 2 выполнено отверстие для установки штифта 4. В контейнере 1 вдоль его оси расположены чередующиеся между собой три капсулы 5 с тритийвоспроизводящим материалом (карбонат лития Li2CO3) в виде прессованных цилиндров 6 и три капсулы 7 с нейтронно-физическими детекторами 8 в виде проволоки или металлической фольги. Капсулы 5 и 7 выполнены в виде стаканов из малоактивируемого алюминиевого сплава, при этом капсулы 7 размещены внутри капсул 5 так, что донышки первой, второй и третьей капсул 7 являются крышками для первой, второй и третьей капсул 5 соответственно, а донышки второй и третьей капсул 5 служат крышками для первой и второй капсул 7 соответственно. Третья капсула 7 закрыта торцевой пробкой 2, которая выполняет функцию крышки для последней третьей капсулы 7 и зафиксирована после загрузки всех капсул 5, 7 в контейнер 1 штифтом 4. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство имеет длину, равную 30 мм, что более чем в два раза меньше по сравнению с известным устройством, принятым за прототип.
Устройство для контроля наработанного трития работает следующим образом.
Контейнер 1 с капсулами 5, содержащими карбонат лития (Li2CO3) с различным обогащением по изотопу 6Li и капсулами 7 с нейтронно-физическими детекторами 8, помещают в зону воспроизводства трития бланкета на короткое время, например на 10 мин - время длительности одного импульса горения плазмы. При этом возмущения нейтронных потоков в зоне расположения устройства практически отсутствовали. После облучения нейтронами, возникающими в результате термоядерного синтеза, контейнер 1 извлекают из бланкета и доставляют в лабораторию для анализа образовавшегося в карбонате лития трития и измерения величины активации детекторов для вычисления величины нейтронных потоков в месте нахождения капсул. После удаления штифта 4 и пробки 2 из контейнера 1 последовательно извлекают все капсулы 5 и 7. Далее из капсул 5 вынимают цилиндры 6 карбоната лития, а из капсул 7 извлекают нейтронно-физические детекторы 8. Анализ наработанного в карбонате лития трития производят сцинтилляционным методом. Используя вычисленные величины нейтронных потоков и количество наработанного в образцах карбоната лития трития, можно достоверно определить количество трития, нарабатываемого в бланкете термоядерного реактора.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ НАРАБАТЫВАЕМОГО ТРИТИЯ В БЛАНКЕТЕ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2014 |
|
RU2560528C1 |
СИСТЕМА ДЛЯ ПНЕВМАТИЧЕСКОЙ ТРАНСПОРТИРОВКИ ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩИХ ДЕТЕКТОРОВ В КАНАЛЕ НАРАБОТКИ ТРИТИЯ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2011 |
|
RU2484545C1 |
Керамический модуль бланкета для термоядерного реактора | 2023 |
|
RU2812963C1 |
БЛАНКЕТ-РАЗМНОЖИТЕЛЬ | 2021 |
|
RU2804452C1 |
ВАКУУМНАЯ КАМЕРА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2020 |
|
RU2726940C1 |
ВАКУУМНАЯ КАМЕРА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2018 |
|
RU2695632C1 |
ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩИЙ МОДУЛЬ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2210819C1 |
СИСТЕМА ПРОКАЧКИ ГАЗА-НОСИТЕЛЯ ТРИТИЙВОСПРОИЗВОДЯЩЕГО МОДУЛЯ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2003 |
|
RU2236711C1 |
БРИДИНГОВАЯ ЗОНА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2005 |
|
RU2283517C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 | 1996 |
|
RU2102807C1 |
Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора. Устройство для контроля нарабатываемого трития содержит цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, выполненный из малоактивируемого материала, в котором расположены с чередованием между собой капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом. Капсулы выполнены из малоактивируемого материала и закрыты крышками из малоактивируемого материала. Капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом. Крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы. Крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера. Техническим результатом является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития за счет уменьшения объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем. 1 ил.
Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащее выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала, отличающееся тем, что капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом, при этом крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы, а крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера.
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ СИНТЕЗА В ТВЕРДОМ ТЕЛЕ | 1991 |
|
RU2022373C1 |
БРИДИНГОВЫЙ ЭЛЕМЕНТ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА СИНТЕЗА | 2004 |
|
RU2267173C1 |
Усилитель постоянного тока с отрицательной обратной связью | 1957 |
|
SU117136A1 |
KR20090103545, 01.10.2009 |
Авторы
Даты
2014-09-10—Публикация
2013-03-12—Подача