RU2206928C1 - Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor - Google Patents

Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2206928C1
RU2206928C1 RU2002114920A RU2002114920A RU2206928C1 RU 2206928 C1 RU2206928 C1 RU 2206928C1 RU 2002114920 A RU2002114920 A RU 2002114920A RU 2002114920 A RU2002114920 A RU 2002114920A RU 2206928 C1 RU2206928 C1 RU 2206928C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
wall
module
blocks
blanket
tritium
Prior art date
Application number
RU2002114920A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
И.В. Данилов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля"
Priority to RU2002114920A priority Critical patent/RU2206928C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2206928C1 publication Critical patent/RU2206928C1/en

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
    • Y02E30/10—Nuclear fusion reactors

Landscapes

  • Plasma Technology (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear fusion. SUBSTANCE: thermonuclear reactor blanket module has first wall of blanket 2 incorporating breeder components and breeder, and power plate 3. Blanket is made in the form of separate blocks mounted in a spaced relation to each other. Front walls of blocks function as first wall of module. Rear walls of blocks are fixed on power plate. Clearances provided in first wall reduce impact of heavy electromagnetic forces caused by pulses and plasma disruption onto this wall. EFFECT: reduction of stresses in first wall by minimum ten times. 2 cl, 5 dwg

Description

Изобретение относится к области управляемого термоядерного синтеза (УТС), в частности к конструкции тритийвоспроизводящих (бридинговых) модулей бланкета (ТМБ) термоядерного реактора. The invention relates to the field of controlled thermonuclear fusion (TCB), in particular, to the design of tritium-reproducing (bridging) blanket modules (TMB) of a thermonuclear reactor.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому изобретению является модуль бланкета термоядерного реактора, состоящий из первой стенки, бридинговой зоны, содержащей элементы размножителя и бридера, и силовой плиты (см. Керамический водоохлаждаемый бланкет. Промежуточный отчет 31.156 От. М., 1996, с.8-21, рис.3.1-3.8). The closest set of essential features to the proposed invention is the blanket module of a fusion reactor, consisting of a first wall, a bridging zone containing multiplier and breeder elements, and a power plate (see. Ceramic water-cooled blanket. Interim report 31.156 From M., 1996, p. .8-21, Fig. 3.1-3.8).

Первая стенка, выполненная в виде корпуса, охватывающего бридинговую зону с трех сторон, закреплена на силовой плите путем сварки ее по всему периметру. Первая стенка снабжена центральным ребром жесткости, предохраняющим ее от деформаций. The first wall, made in the form of a housing covering the bridging zone on three sides, is fixed to the power plate by welding it around the perimeter. The first wall is equipped with a central stiffener, which protects it from deformation.

Недостатки известной конструкции заключаются в том, что:
- большая поверхность первой стенки (порядка ~ 2 м2) и значительный вес модуля бланкета (до 4500 кг) приводят к возникновению большого вектора нагрузок на первую стенку и средства крепления модуля к вакуумному корпусу, что подтверждается в материалах ЕМ Loads on Breeding Blanket, Presented by Nobuharu Miki, VV & Blanket Div. Garching JWS, Breeding Blanket Meeting with Direkctor, Garching JWS, 25 July, 1997.The disadvantages of the known design are that:
- the large surface of the first wall (of the order of ~ 2 m 2 ) and the significant weight of the blanket module (up to 4,500 kg) lead to the appearance of a large load vector on the first wall and the means of fastening the module to the vacuum housing, as confirmed in the materials EM Loads on Breeding Blanket, Presented by Nobuharu Miki, VV & Blanket Div. Garching JWS, Breeding Blanket Meeting with Direkctor, Garching JWS, July 25, 1997.

Задача, на решение которой направлено настоящее изобретение, заключается в повышении надежности термоядерного реактора. The problem to which the present invention is directed, is to increase the reliability of a fusion reactor.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении настоящего изобретения, заключается в том, что разбиение первой стенки и тритийвопроизводящей зоны модуля бланкета на отдельные блоки приводит к уменьшению вихревых токов, которые возникают от огромного электромагнитного воздействия при импульсах и срывах плазмы, и, как следствие, к снижению электромагнитных нагрузок на первую стенку в конструкции не менее чем в 10 раз. The technical result that can be obtained by implementing the present invention is that the partition of the first wall and the tritium-producing zone of the blanket module into separate blocks leads to a reduction in the eddy currents that arise from the huge electromagnetic effect during pulses and plasma breakdowns, and, as a result , to reduce electromagnetic loads on the first wall in the structure by at least 10 times.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном тритийвоспроизводящем модуле бланкета термоядерного реактора, состоящем из первой стенки, бридинговой зоны, содержащей элементы размножителя и бридера, и силовой плиты, бридинговая зона выполнена в виде отдельно установленных с зазорами между собой отдельных блоков, при этом передние стенки блоков являются первой стенкой модуля, а задние стенки блоков жестко закреплены на силовой плите. The specified technical result is achieved by the fact that in the well-known tritium-reproducing module of a blanket of a thermonuclear reactor, consisting of a first wall, a bridging zone containing elements of a breeder and a breeder, and a power plate, the bridging zone is made in the form of separate blocks separately installed with gaps, while the front the walls of the blocks are the first wall of the module, and the rear walls of the blocks are rigidly fixed to the power plate.

Кроме того, задние стенки блоков выполнены с верхними и нижними ребрами. In addition, the rear walls of the blocks are made with upper and lower ribs.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на на фиг.1 представлен общий вид модуля бланкета термоядерного реактора; на фиг.2 представлен вид первой стенки модуля со стороны плазмы; на фиг.3 показаны блоки модуля со стороны задних стенок; на фиг.4 представлен вид блока без задней стенки; на фиг.5 изображена задняя стенка блока. The invention is illustrated by drawings, where in Fig.1 shows a General view of the module blanket of a thermonuclear reactor; figure 2 presents a view of the first wall of the module from the plasma side; figure 3 shows the blocks of the module from the rear walls; figure 4 presents a view of a block without a back wall; figure 5 shows the rear wall of the block.

Тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора содержит первую стенку 1, бридинговую зону 2, выполненную из отдельных блоков, силовую плиту 3, коллектора 4 теплоносителя и коллектора 5 газа-носителя. Блоки 2 установлены с технологическими зазорами 6 между собой. Блок 2 бридинговой зоны разделен панелями охлаждения 7 на два сектора 8, содержащих элементы размножителя и бридера. Передние стенки блоков 2 образуют первую стенку 1. Боковые стенки 9 блоков 2 образованы панелями охлаждения 7. Зазоры 6 образуют в первой стенке 1 модуля вертикальные разрывы. Величину зазора 6 выбирают в зависимости от габаритов модуля, например при высоте модуля, равным 1 м, зазор составляет 3 мм. The tritium-reproducing blanket module of a thermonuclear reactor blanket comprises a first wall 1, a bridging zone 2 made of separate blocks, a power plate 3, a coolant collector 4, and a carrier gas collector 5. Blocks 2 are installed with technological gaps 6 among themselves. Block 2 of the breeding zone is divided by cooling panels 7 into two sectors 8, containing elements of the breeder and breeder. The front walls of the blocks 2 form the first wall 1. The side walls 9 of the blocks 2 are formed by cooling panels 7. The gaps 6 form vertical gaps in the first wall 1 of the module. The size of the gap 6 is selected depending on the dimensions of the module, for example, with a module height of 1 m, the gap is 3 mm.

Первая стенка 1 и панели охлаждения 7 в блоке 2 соединены коллектором теплоносителя 4. Для поглощения трития, выделяемого в бридинговой зоне, в каждом секторе 8 имеется коллектор 5 газа-носителя. Со стороны задней плиты секторы 8 перекрыты задней стенкой 10 блока 2, в которой установлены патрубки 11, 12 подвода и отвода теплоносителя, а также патрубки 13 и 14 подвода и отвода газа-носителя. Силовая плита 3 модуля выполнена со сквозными отверстиями 15 для размещения в них патрубков 11, 12 для теплоносителя и со сквозными отверстиями 16 для патрубков 13 и 14 подвода и отвода газа-носителя. Патрубки 11, 12 соединяют коллектор 4 теплоносителя с подводящей и отводящей магистралями для теплоносителя, а патрубки 13 и 14 соединяют коллектор 5 газа-носителя с магистралями для газа-носителя, которые расположены за пределами модуля со стороны силовой плиты 3. Задняя стенка 10 блоков 2 снабжена верхними и нижними ребрами 17, с помощью которых блоки 2 жестко закреплены с помощью сварки на силовой плите 3. The first wall 1 and the cooling panel 7 in block 2 are connected by a collector of a heat carrier 4. To absorb tritium released in the bridging zone, each sector 8 has a carrier gas collector 5. On the back plate side, sectors 8 are overlapped by the rear wall 10 of block 2, in which pipes 11, 12 for supplying and discharging the heat carrier, as well as pipes 13 and 14 for supplying and discharging the carrier gas, are installed. The power plate 3 of the module is made with through holes 15 for accommodating the nozzles 11, 12 for the coolant and with through holes 16 for the nozzles 13 and 14 of the inlet and outlet of the carrier gas. Pipes 11, 12 connect the collector 4 of the coolant with the inlet and outlet lines for the coolant, and the nozzles 13 and 14 connect the collector 5 of the carrier gas with the lines for the carrier gas, which are located outside the module from the side of the power plate 3. Rear wall 10 of blocks 2 equipped with upper and lower ribs 17, with which the blocks 2 are rigidly fixed by welding on the power plate 3.

Такое крепление блоков 2 на плите 3 не требует больших трудозатрат, так как осуществляется в легкодоступных местах. Кроме того, вес закрепляемого блока 2 и протяженность сварного соединения не требует больших запасов прочности. А сварка патрубков 11, 12 теплоносителя и патрубков 13, 14 газа-носителя с соответствующими магистралями за пределами самого модуля упрощает процесс сварки и позволяет обеспечить герметичное соединение, что повышает надежность модуля, и, следовательно, термоядерного реактора. Such fastening of the blocks 2 on the plate 3 does not require large labor costs, as it is carried out in easily accessible places. In addition, the weight of the fixed block 2 and the length of the welded joint does not require large safety margins. And welding of the nozzles 11, 12 of the coolant and the nozzles 13, 14 of the carrier gas with the corresponding lines outside the module itself simplifies the welding process and allows for a tight connection, which increases the reliability of the module, and, therefore, the thermonuclear reactor.

Предложенный тритийвоспроизводящий модуль термоядерного реактора функционирует следующим образом. The proposed tritium-reproducing module of a thermonuclear reactor operates as follows.

В термоядерном реакторе зажигают плазму. Тритийвоспроизводящие модули бланкета работают в условиях циклического нагружения при изменении плотности теплового потока плазмы от нуля до нескольких МВт/м2. От воздействия теплового и нейтронного излучения плазмы модули бланкета разогреваются. Поглощенное первой стенкой 1 тепло отводится теплоносителем. В блоках 2 нагретый теплоноситель от первой стенки 1 проходит через бридинговую зону и по коллекторам поступает в магистраль. В бридинговой зоне поддерживается температура от 250 до 600oС.Plasma is ignited in a fusion reactor. Tritium-reproducing blanket modules operate under cyclic loading when the plasma heat flux density changes from zero to several MW / m 2 . From the effects of thermal and neutron radiation of the plasma, the blanket modules are heated. The heat absorbed by the first wall 1 is removed by the heat carrier. In blocks 2, the heated coolant from the first wall 1 passes through the bridging zone and enters the highway through the collectors. In the bridging zone, the temperature is maintained from 250 to 600 o C.

Под действием нейтронного потока в бридинговой зоне в процессе реакции деления происходит выделение трития. Прокачиваемый через бридинговую зону газ-носитель собирает выделяемый тритий и через патрубки 14 поступает в отводящую магистраль. Under the influence of a neutron flux in the bridging zone, tritium is released during the fission reaction. The carrier gas pumped through the bridging zone collects the released tritium and through the nozzles 14 enters the discharge line.

Вихревые электромагнитные токи, образующиеся на первой стенке, "разрываются", что снижает интенсивность их воздействия на ее конструкцию при импульсах и срывах плазмы не менее чем в ~ 10 раз, это существенно повышает эксплуатационную стойкость модуля бланкета, что повышает надежность термоядерного реактора. The eddy electromagnetic currents generated on the first wall “break”, which reduces the intensity of their impact on its structure with pulses and plasma breakdowns by at least ~ 10 times, which significantly increases the operational stability of the blanket module, which increases the reliability of the thermonuclear reactor.

Таким образом, предлагаемый тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора позволяет снизить напряжения в конструкции, возникающие от воздействий электромагнитных нагрузок при импульсах и срывах плазмы, что повышает надежность термоядерного реактора. Выполнение модуля в виде отдельных блоков и закрепление их на задней силовой стенке позволяет упростить конструкцию модуля, его изготовление и сборку. Thus, the proposed tritium-reproducing module of a blanket of a thermonuclear reactor can reduce the voltage in the structure arising from the effects of electromagnetic loads during pulses and plasma breakdowns, which increases the reliability of the thermonuclear reactor. The implementation of the module in the form of separate blocks and fixing them on the rear power wall allows you to simplify the design of the module, its manufacture and assembly.

Claims (2)

1. Модуль бланкета термоядерного реактора, состоящий из первой стенки, бридинговой зоны, содержащей элементы размножителя и бридера, и силовой плиты, отличающийся тем, что бридинговая зона выполнена в виде отдельно установленных с зазорами между собой отдельных блоков, при этом передние стенки блоков являются первой стенкой модуля, а задние стенки блоков жестко закреплены на силовой плите. 1. The blanket module of a thermonuclear reactor, consisting of a first wall, a bridging zone containing multiplier and breeder elements, and a power plate, characterized in that the bridging zone is made in the form of separate blocks that are separately installed with gaps, the front walls of the blocks being the first the module wall, and the rear walls of the blocks are rigidly fixed to the power plate. 2. Модуль бланкета термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что задние стенки блоков выполнены с верхними и нижними ребрами. 2. The blanket module of the fusion reactor according to claim 1, characterized in that the rear walls of the blocks are made with upper and lower ribs.
RU2002114920A 2002-06-05 2002-06-05 Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor RU2206928C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002114920A RU2206928C1 (en) 2002-06-05 2002-06-05 Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002114920A RU2206928C1 (en) 2002-06-05 2002-06-05 Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2206928C1 true RU2206928C1 (en) 2003-06-20

Family

ID=29211969

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002114920A RU2206928C1 (en) 2002-06-05 2002-06-05 Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2206928C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2491663C1 (en) * 2012-02-17 2013-08-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Device to fix blanket module on vacuum vessel of thermonuclear reactor
RU189965U1 (en) * 2018-09-13 2019-06-13 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" BRIDING AREA OF THE THERMO-NUCLEAR REACTOR

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Chapter 2.3, с. 5-8, 15. *
Plant description document, *
Керамический водоохлаждаемый бланкет. Промежуточный отчет 31.156 От. - М., 1996, с.8-21, рис.3.1-3.8. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2491663C1 (en) * 2012-02-17 2013-08-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Device to fix blanket module on vacuum vessel of thermonuclear reactor
RU189965U1 (en) * 2018-09-13 2019-06-13 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" BRIDING AREA OF THE THERMO-NUCLEAR REACTOR

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Najmabadi Overview of ARIES-RS tokamak fusion power plant
US5174945A (en) Controlled thermonuclear fusion power apparatus and method
US4859399A (en) Modular fusion power apparatus using disposable core
RU2206928C1 (en) Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor
JP4034823B2 (en) Passive emergency hydrogen reduction system for water-cooled nuclear reactors.
Spaeh et al. Design progress of structural components of the EU DEMO EC equatorial launcher
Emmert et al. Possibilities for breakeven and ignition of D-3He fusion fuel in a near term tokamak
Moir The High‐Yield Lithium‐Injection Fusion‐Energy (HYLIFE)‐II inertial fusion energy (IFE) power plant concept and implications for IFE
KR101967583B1 (en) Cooling system comprising thermal insulating barrier for external cooling in nuclear reactor vessel
RU2212718C1 (en) Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket
US4367193A (en) Modular fusion apparatus using disposable core
Parker ITER in-vessel system design and performance
RU2210819C1 (en) Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket
Dietz et al. Engineering and design aspects related to the development of the ITER divertor
US5049350A (en) Controlled thermonuclear fusion power apparatus and method
Chen et al. Neutronic design issues of the WCLL and HCPB power plant models
Parker et al. Progress in the design of in-vessel components for ITER
US4836972A (en) Controlled thermonuclear fusion device and method
Tomabechi ITER: concept definition
Peacock et al. A proposed scraper element to protect the end of the W7-X divertor target elements
Sager et al. Fusion Engineering Device (FED) first wall/shield design
Lipa et al. Towards long pulse high performance discharges in TORE SUPRA: Upgrading of inner vessel components (CIEL PROJECT)
Sako et al. Design study of swimming pool type tokamak reactor (SPTR)
RU1819475C (en) Segment of blanket of thermonuclear reactor
Hagenson et al. Engineering design of a compact RFP reactor (CRFPR)

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20070606