RU2043666C1 - Fusion reactor energy conversion system - Google Patents
Fusion reactor energy conversion system Download PDFInfo
- Publication number
- RU2043666C1 RU2043666C1 SU914929772A SU4929772A RU2043666C1 RU 2043666 C1 RU2043666 C1 RU 2043666C1 SU 914929772 A SU914929772 A SU 914929772A SU 4929772 A SU4929772 A SU 4929772A RU 2043666 C1 RU2043666 C1 RU 2043666C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- balls
- blanket
- lithium
- channels
- coolant
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено в термоядерных реакторных установках. The invention relates to nuclear engineering and can be used in thermonuclear reactor plants.
Известно техническое решение термоядерной электрической установки, содержащее контур охлаждения бланкета жидким металлом-сплавом на основе свинца. Недостатком данного технического решения является усложнение эксплуатации вследствие наличия специального литиевого контура (с литием для наработки трития), кроме того требуется решение проблемы стойкости конструкционных материалов в литии, вопросов безопасности и др. A technical solution of a thermonuclear electrical installation is known, containing a lead blanket cooling circuit for a liquid metal alloy. The disadvantage of this technical solution is the complication of operation due to the presence of a special lithium circuit (with lithium for tritium production), in addition, a solution to the problem of resistance of structural materials to lithium, safety issues, etc.
Известна система преобразования энергии опытного термоядерного реактора (ОТР) с трубчатым жидкометаллическим трактом охлаждения, выбранная в качестве прототипа. Система преобразования энергии термоядерного реактора содержит бланкет с каналами охлаждения жидкометаллическим теплоносителем, источник наработки трития с каналами прокачки через бланкет литийсодержащего материала, напорную и сливную аккумулирующие емкости, парогенератор, циркуляционный насос, выходной и напорный коллекторы. A known system of energy conversion of an experimental thermonuclear reactor (OTP) with a tubular liquid metal cooling path, selected as a prototype. The energy conversion system of a thermonuclear reactor contains a blanket with cooling channels for liquid metal coolant, a source of tritium production with channels for pumping lithium-containing material through the blanket, pressure and drain storage tanks, a steam generator, a circulation pump, and output and pressure collectors.
В состав системы преобразования энергии с трубчатым трактом охлаждения входят: первая стенка с каналами охлаждения; трубчатая система литиевой зоны; трубчатая система урановой зоны, силовой корпус с радиационной защитой, разъемы для стыковки и расстыковки многотрубчатого пучка подводящих и отводящих труб, напорную и сливную аккумулирующие емкости, парогенератор, насос, выходной и напорный коллекторы. Недостатком данного технического решения также является усложнение эксплуатации вследствие введения в состав бланкета каналов специального контура с Li17Pb83, находящимся в расплавленном состоянии и высокоагрессивным по отношению к современным конструкционным материалам (сталям и др.).The structure of the energy conversion system with a tubular cooling path includes: the first wall with cooling channels; tubular system of a lithium zone; uranium-zone tube system, radiation-protected power casing, connectors for docking and undocking the multitubular bundle of supply and outlet pipes, pressure and discharge storage tanks, steam generator, pump, output and pressure collectors. The disadvantage of this technical solution is also the complication of operation due to the introduction of a special circuit channels with Li 17 Pb 83 , which is in a molten state and highly aggressive with respect to modern structural materials (steel, etc.).
Целью изобретения является упрощение конструкции и эксплуатации бланкета термоядерного реактора. Поставленная задача достигается за счет того, что в системе преобразования энергии термоядерного реактора, содержащей бланкет с каналами охлаждения жидкометаллическим теплоносителем, источник наработки трития с каналами прокачки через бланкет литийсодержащего материала, напорную и сливную аккумулирующие емкости, парогенератор, циркуляционный насос, входной и напорный коллекторы. Литийсодержащий материал выполнен в форме шаров, каналы прокачки литийсодержащего материала совмещены с каналами теплоносителя, при этом к трубопроводам подвода теплоносителя к бланкету подключена емкость с узлом ввода литийсодержащих шаров в каналы бланкета, а к трубопроводам отвода теплоносителя от бланкета подключена емкость с узлом сбора шаров и устройством выделения наработанного трития из шаров, причем литийсодержащие шары выполнены из ситаллов, а узлы ввода и сбора шаров снабжены шнеками. The aim of the invention is to simplify the design and operation of the blanket of a thermonuclear reactor. The task is achieved due to the fact that in the energy conversion system of a fusion reactor containing a blanket with cooling channels with a liquid metal coolant, a tritium production source with pumping channels through a blanket of lithium-containing material, pressure and drain storage tanks, a steam generator, a circulation pump, input and pressure collectors. The lithium-containing material is made in the form of balls, the channels for pumping lithium-containing material are combined with the coolant channels, while a container with a node for introducing lithium-containing balls into the channels of the blanket is connected to the pipelines for supplying the coolant to the blanket, and a container with a ball collecting unit and a device is connected to the pipes for transferring heat from the blanket. the allocation of accumulated tritium from the balls, and lithium-containing balls are made of glass, and the nodes of the input and collection of balls equipped with screws.
На чертеже приведена предлагаемая система. The drawing shows the proposed system.
Вокруг тороидальной камеры 1 термоядерного реактора типа ТОКОМАК размещены каналы 2 охлаждения жидкометаллическим теплоносителем (свинцом и эвтектическим сплавом свинец-висмут), подключенные к выходному ("горячему") коллектору 3. Последний связан трубопроводом с напорной аккумулирующей емкостью 4, выходной патрубок которой соединен с пароперегревателем 5 и испарителем 6 парогенератора. Последний посредством трубопровода сообщен со сливной аккумулирующей емкостью 7 с размещенными в ней главным циркуляционным насосом 8, напорный патрубок которого подключен к напорному ("холодному") коллектору 9. В каналах 2 бланкета помещен выполненный в виде шаров 10 керамический литийсодержащий материал-ситалл. К каналам 2 подключена емкость 11 загрузки ситалловых шаров с газовыми штуцерами и загрузочным люком 12. Емкость 11 сообщена со шнековым устройством 13 ввода шаров 10 из емкости 11 в трубопровод, каналов 2 охлаждения бланкета, к выходному ("горячему") участку трубопровода каналов охлаждения бланкета подключена через задвижку 14 емкость 15 (экстрактор) выведения отработанного трития с электрообогревом и газовым штуцером. В емкости 15 установлено шнековое устройство 16 выгрузки шаров. В напорном и сливном участках трубопроводов установлены перфорированные решетки 17, исключающие поступление шаров из бланкета в аккумулирующие емкости, парогенераторы и главный циркуляционный насос. К газовому объему сливной емкости подключена система выведения трития из газа, например, окислением с последующей конденсацией образовавшихся паров или др. Around the toroidal chamber 1 of the TOKOMAK-type fusion reactor,
Работа предлагаемого технического решения осуществляется следующим образом. Через люк 12 производится загрузка шаров 10 в емкость 11. После заполнения контура жидкометаллическим теплоносителем с циркуляцией теплоносителя (с расходом существенно меньше номинального и соответствующего, например, расходу жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) в нерабочем участке цикла с "погасшей" плазмой или без циркуляции включается шнековое устройство 13 и ситалловые шары, имеющие плотность меньше, чем плотность ЖМТ, заполняют каналы 2 бланкета. Задвижка 14 при этом закрыта. Количество поданного в бланкет литийсодержащего материала контролируется либо по полному удалению шаров из емкости 11, либо по появлению шаров перед задвижкой 14, либо другим способом. The work of the proposed technical solution is as follows. Through the hatch 12, the
Далее термоядерный реактор вводится в работу по прямому назначению. Решетки 17 исключают вынос шаров в остальные участки контура ЖМТ как при нормальной циркуляции, так и при прекращении циркуляции. Выделяющееся в шарах за счет нейтронно-физических реакций тепло отводится омывающим их ЖМТ. В случае утечки трития из шаров он поступает в газовый объем контура ЖМТ, откуда выводится системой 18. Основная масса образующегося из лития трития находится в объеме материала шаров. По истечении промежутка времени, необходимого для наработки из лития трития, производится гидровыгрузка шаров 10 из каналов 2 бланкета в емкость 15 путем открытия задвижки 14, выгрузка может производиться в экстрактор порциями с последующим нагревом и вакуумированием последнего, либо полностью с выводом шаров из емкости 15, например, шнековым устройством 16 для последующей переработки вне контура. Next, a fusion reactor is put into operation for its intended purpose.
Дозагрузка емкости 11 через люк 12 производится при уменьшении расхода и соответственно давления ЖМТ в этой емкости. Дозаполнение шарами 10 каналов 2 повторяется аналогично описанному выше. The reloading of the tank 11 through the hatch 12 is carried out with a decrease in the flow rate and, accordingly, the pressure of the LMC in this tank. Filling with
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU914929772A RU2043666C1 (en) | 1991-04-22 | 1991-04-22 | Fusion reactor energy conversion system |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU914929772A RU2043666C1 (en) | 1991-04-22 | 1991-04-22 | Fusion reactor energy conversion system |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2043666C1 true RU2043666C1 (en) | 1995-09-10 |
Family
ID=21571021
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU914929772A RU2043666C1 (en) | 1991-04-22 | 1991-04-22 | Fusion reactor energy conversion system |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2043666C1 (en) |
-
1991
- 1991-04-22 RU SU914929772A patent/RU2043666C1/en active
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
В.А. Глухих и др. Магнитная гидродинамика в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1987, с.238-248. * |
Е.В. Муравьев и др. Жидкометаллическое охлаждение гибридного реактора токамака. ВАНТ СЕРИЯ "Термоядерный синтез" 1985 г., вып. 4, стр.24-29. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5282230A (en) | Passive containment cooling system | |
EP2518733B1 (en) | High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method | |
CN104205239B (en) | System for discharging residual power of pressurized water nuclear reactor | |
CN102956275A (en) | Pressurized water reactor with compact passive safety systems | |
CN105405479A (en) | Comprehensive passive safety system for pressurized water reactor nuclear plant | |
CA2806041A1 (en) | Nuclear power plant | |
CN105551539B (en) | A kind of reactor fusant out-pile gaseous-waste holdup system | |
US20230223160A1 (en) | Reactor secondary side passive residual heat removal system | |
CN114121313B (en) | Passive safety system of compact reactor | |
JPH0216496A (en) | Isolation condenser with stop cooling system heat exchanger | |
CN114743697A (en) | Passive residual heat removal system based on sea cooling time-limit-free heat pipe reactor | |
RU2043666C1 (en) | Fusion reactor energy conversion system | |
CN214377694U (en) | Emergency waste heat discharge system of reactor | |
US4313795A (en) | Nuclear power plant with on-site storage capabilities | |
CN105448357B (en) | Containment cooling system of floating nuclear power station | |
CN115331849A (en) | Passive residual heat removal system and method for nuclear reactor | |
JP2011196700A (en) | System and method for removing residual heat | |
RU2726226C1 (en) | Melt retention system in reactor housing | |
RU2642970C2 (en) | Atomic liquid-salt reactor (versions) | |
RU2348994C1 (en) | Nuclear power plant | |
CN112382420B (en) | Passive residual heat removal system based on water cooler | |
RU2073916C1 (en) | System for boron fast inserting to first circuit of nuclear water-moderated water-cooled energy plant | |
JP2019100799A (en) | Recovery method and recovery device of liquid metallic sodium | |
CN117133492A (en) | Heavy water vacuum drainage system and method for heavy water pile | |
CN216592292U (en) | Modularized phase change heat storage coupling spiral buried pipe heat extraction system |