СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ СТЕНКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2020 года по МПК G21C15/00 

Описание патента на изобретение RU2740042C1

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в теплотехническом оборудовании энергетических установок, в частности, для отвода тепла в термоядерных реакторах типа токамак.

Известна охлаждаемая стенка ядерного реактора (патент РФ №2267174, МПК G21B 1/00 публ. 27.12.2005), содержащая каналы для прохождения охлаждающей жидкости, имеющие тепловой контакт с поверхностью, воспринимающей тепловой поток от плазмы.

Недостатком данного технического решения является ограниченный отвод энергии от горячей стенки.

Известен порт-лимитер термоядерного реактора, содержащий охлаждаемую стенку (Патент РФ №2267174, МПК G21B 1/00, публ. 27.12.2005), каналы для прохождения охлаждающей жидкости, имеющие тепловой контакт с поверхностью, воспринимающей тепловой поток от плазмы. Нагрев и испарение жидкости происходит на поверхности контакта.

Недостатком настоящего технического решения является низкая степень охлаждения при высокой интенсивности теплового потока, обусловленная небольшой площадью контакта охлаждающей жидкости и нагретой внутренней поверхностью сопел.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому изобретению является система, описанная в патенте РФ №2467416, МПК G21C 15/18, публ. 20.11.2012, в котором описана система охлаждения стенки ядерного реактора, содержащая поверхность приема теплового потока и прилагаемую к ней теплопроводящую зону, группу форсунок, каналы подвода охлаждающей жидкости. На поверхности приема теплового потока расположены несколько слоев металлических шариков, при этом вода, попавшая на их поверхность, испаряется и по каналам между шариками вырывается наружу, образуя паровую подушку, препятствующую попаданию распыляемой из форсунок воды на охлаждаемую поверхность. До внешнего слоя сферических элементов, на который попадает большая часть охлаждающей волы, тепло доходит через небольшие точечные контакты, поэтому поверхность и внутренние слои сферических элементов остаются горячими и тепло от них отводится недостаточно.

Недостатком указанного технического решения является недостаточная площадь теплопроводящей поверхности.

Технической задачей предлагаемого изобретения является развитие поверхности испарения охлаждающей жидкости и выравнивание температуры этой поверхности.

Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности парообразования и, как следствие, эффективности охлаждения стенок токамаков с высокой интенсивностью излучаемого теплового пока.

Это достигается тем, что известная система охлаждения стенки ядерного реактора содержащая поверхность приема теплового потока, примыкающие к ней не менее двух слоев сферических элементов, группу форсунок соединенную каналами подачи воды с общим коллектором, снабжена кожухом, подключенным к общему коллектору и имеющим выходной патрубок, при этом каналы подачи воды проходящие через четные из слоев сферических элементов считая от теплопроводящей поверхности, оканчивающиеся форсунками на выходе из сферических элементов второго из слоев, а поверхность приема теплового потока, совместно с кожухом образует полость сбора пара, соединенную с выходным патрубком.

Изобретение поясняется чертежом, где изображен разрез системы охлаждения стенки ядерного реактора.

Система охлаждения стенки ядерного реактора, содержит поверхность 1 приема теплового потока и примыкающие к ней не менее двух слоев 2 сферических элементов 3, каналы охлаждающей воды 4, берущие начало от общего коллектора 5 и проходящие через сферические элементы 3 четных из слоев 2, считая от поверхности приема тепла 1, и оканчивающиеся форсунками 6 на выходе из сферического элемента 3 второго из слоев, поверхность 1 приема теплового потока, совместно с кожухом 7 образует полость 8 сбора пара, а также выходным патрубком отвода пара 9.

Система охлаждаемая стенки ядерного реактора работает следующим образом.

Тепловой поток, излучаемый высокотемпературной плазмой, воспринимается поверхностью 1 приема теплового потока и за счет теплопроводности нагревает сферические элементы 3 первого из слоев 2. При этом максимальную температуру имеют поверхность 1 приема теплового потока и сферические элементы 3 первого из слоев 2. Поверхность 1 приема теплового потока выполняется из тугоплавких материалов: вольфрама, молибдена и т.п. Тепловой поток распределяется по сферическим элементам за счет механизма теплопроводности, однако в предлагаемой конструкции существует и параллельный путь теплообмена. При подаче воды по каналам охлаждающей воды 4 происходит мгновенное вскипание воды в тонком слое контакта с горячей поверхностью. Процесс носит взрывной характер, при котором часть микрокапель отбрасывается от горячей поверхности и подхваченная потоком образовавшегося пара, а часть микрокапель попадает на другой сферический элемент 3, где процессы повторяются. В результате образуется смесь фрагментов перегретого пара и микрокапель воды, которая за счет давления образовавшегося пара перемещаемая к выходному патрубку 9. Контактируя с сферическими элементами 3, перегретый пар отдает часть тепла и остывает, а микрокапли испаряются, выравнивая параметры пара. Движение пара как теплоносителя обеспечивает быстрый отвод тепла от поверхности приема теплового потока.

В плотно уложенных слоях 2 сферических элементов 3 траектория движение пара к выходу имеют извилистый характер, при этом происходит сепарация составляющих смеси. Более тяжелые составляющие при криволинейном движении отбрасываются на периферию траектории, т.е. на поверхность сферического элемента следующего слоя, где происходит нагрев и испарение микрокапель.

Использование изобретения обеспечивает развитие поверхности испарения охлаждающей жидкости, образующейся как суммарная поверхность всех сферических элементов. За счет того, что перенос тепла от поверхности приема теплового потока к сферическим элементам всех слоев происходит при кинетическом движении нагретого пара, обеспечивая выравнивание температуры элементов парообразования.

Похожие патенты RU2740042C1

название год авторы номер документа
Охлаждаемая стенка токамака 2016
  • Варава Александр Николаевич
  • Дедов Алексей Викторович
  • Комов Александр Тимофеевич
  • Мясников Виктор Васильевич
  • Захаренков Александр Валентинович
RU2641651C1
Охлаждаемая стенка токамака 2019
  • Варава Александр Николаевич
  • Дедов Алексей Викторович
  • Захаренков Александр Валентинович
  • Комов Александр Тимофеевич
  • Локтионов Владимир Дмитриевич
  • Мясников Виктор Васильевич
  • Сморчкова Юлия Владимировна
  • Фрик Петр Готлобович
RU2725161C1
ПРИЕМНАЯ ПЛАСТИНА ДИВЕРТОРА СТАЦИОНАРНОГО ТЕМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2020
  • Вертков Алексей Викторович
  • Жарков Михаил Юрьевич
  • Люблинский Игорь Евгеньевич
RU2738809C1
Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов 2019
  • Комов Александр Тимофеевич
  • Захаренков Александр Валентинович
  • Варава Александр Николаевич
  • Дедов Алексей Викторович
  • Локтионов Владимир Дмитриевич
  • Сморчкова Юлия Владимировна
  • Фрик Петр Готлобович
RU2728279C1
МИШЕНЬ ДЛЯ ОТВОДА ТЕПЛА ИЗ ПОТОКА ПЛАЗМЫ 1992
  • Муравьев Е.В.
  • Петров В.С.
  • Чуянов В.А.
RU2061261C1
ПЕРВАЯ СТЕНКА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1994
  • Журавлев О.И.
  • Сидоров А.М.
RU2065626C1
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления 2018
  • Локтионов Владимир Дмитриевич
RU2695128C1
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления 2018
  • Локтионов Владимир Дмитриевич
RU2695129C1
СИСТЕМА ПАССИВНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ 2011
  • Варава Александр Николаевич
  • Ильин Александр Валентинович
  • Лактионов Владимир Дмитриевич
  • Мясников Виктор Васильевич
RU2467416C1
БЛАНКЕТ-РАЗМНОЖИТЕЛЬ 2021
  • Дэвис, Томас
  • Миддлбург, Саймон
  • Эстбери, Джек
  • Камал, Гурдип
RU2804452C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 740 042 C1

Реферат патента 2020 года СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ СТЕНКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к средству отвода тепла в термоядерных реакторах типа токамак. Система содержит поверхность 1 приема теплового потока и примыкающие к ней не менее двух слоев 2 сферических элементов 3, каналы охлаждающей воды 4, берущие начало от общего коллектора 5 и проходящие через сферические элементы 3 четных из слоев 2, считая от поверхности приема тепла 1, и оканчивающиеся форсунками 6 на выходе из сферического элемента 3 второго из слоев, поверхность 1 приема теплового потока совместно с кожухом 7 образует полость 8 сбора пара, соединенную с выходным патрубком отвода пара 9. Тепловой поток, излучаемый высокотемпературной плазмой, воспринимается поверхностью 1 и за счет теплопроводности нагревает сферические элементы 3 первого из слоев 2. Причем максимальную температуру имеют поверхность 1 приема теплового потока и сферические элементы 3 первого из слоев 2. Тепловой поток распределяется по сферическим элементам 3 за счет механизма теплопроводности по параллельному пути теплообмена. При подаче воды по каналам 4 происходит мгновенное вскипание воды в тонком слое контакта с горячей поверхностью. Процесс носит взрывной характер, при котором часть микрокапель отбрасывается от горячей поверхности и подхватывается потоком образовавшегося пара, часть микрокапель попадает на другой сферический элемент 3, где процессы повторяются. Техническим результатом является повышение эффективности охлаждения стенок токамака. 1 ил.

Формула изобретения RU 2 740 042 C1

Система охлаждения стенки ядерного реактора содержит поверхность приема теплового потока, примыкающие к ней не менее двух слоев сферических элементов, группу форсунок, соединенную каналами подачи воды с общим коллектором, отличающаяся тем, что снабжена кожухом, подключенным к общему коллектору и имеющим выходной патрубок, при этом каналы подачи воды, проходящие через четные из слоев сферических элементов, считая от теплопроводящей поверхности, оканчиваются форсунками на выходе из сферических элементов второго из слоев, а поверхность приема теплового потока совместно с кожухом образует полость сбора пара, соединенную с выходным патрубком.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2020 года RU2740042C1

СИСТЕМА ПАССИВНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ 2011
  • Варава Александр Николаевич
  • Ильин Александр Валентинович
  • Лактионов Владимир Дмитриевич
  • Мясников Виктор Васильевич
RU2467416C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2004
  • Складнов К.С.
  • Стребков Ю.С.
RU2267174C1
СИСТЕМА ОГРАНИЧЕНИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 1992
  • Муравьев В.П.
RU2030801C1
ПОРТ-ЛИМИТЕР ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2002
  • Колганов В.Ю.
  • Стребков Ю.С.
  • Скаднов К.С.
  • Чуянов В.А.
RU2212717C1
Гладильный пресс для влажно-тепловой обработки швейных изделий 1959
  • Галынкер И.И.
  • Харченко Н.Р.
SU127992A1
JP 6732670 B2, 29.07.2020
JP 6715428 B2, 01.07.2020
CN 110895974 A, 20.03.2020.

RU 2 740 042 C1

Авторы

Комов Александр Тимофеевич

Дедов Алексей Викторович

Захаренков Александр Валентинович

Фрик Петр Готлобович

Варава Александр Николаевич

Сморчкова Юлия Владимировна

Даты

2020-12-31Публикация

2020-09-15Подача