RU2210819C1 - Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket - Google Patents

Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket Download PDF

Info

Publication number
RU2210819C1
RU2210819C1 RU2002116353A RU2002116353A RU2210819C1 RU 2210819 C1 RU2210819 C1 RU 2210819C1 RU 2002116353 A RU2002116353 A RU 2002116353A RU 2002116353 A RU2002116353 A RU 2002116353A RU 2210819 C1 RU2210819 C1 RU 2210819C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
zone
beryllium
lithium
block
tritium
Prior art date
Application number
RU2002116353A
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 RU2002116353A priority Critical patent/RU2210819C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2210819C1 publication Critical patent/RU2210819C1/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

  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Abstract

FIELD: thermonuclear reactors incorporating tritium-breeding modules. SUBSTANCE: module has first wall, breeding area including beryllium zone and lithium-containing ceramics zone, base plate, and gas-carrier pumping loop; breeding area is made in the form of separate blocks each provided with two inlet and two outlet holes for pumping gas carrier through beryllium zone and lithium-containing ceramics zone; beryllium- zone outlet hole of each preceding block communicates with beryllium-zone inlet hole of next block and beryllium-zone outlet hole of last block communicates with inlet hole of lithium-- containing ceramics zone of mentioned block; outlet hole of lithium-containing ceramics zone of each next block communicates with inlet hole of lithium-containing ceramics zone of preceding block. EFFECT: enhanced effectiveness of tritium extraction from blanket due to augmenting gas carrier saturation with tritium while it is passed through breeding area of module. 3 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 тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора, содержащий первую стенку, бридинговую зону, состоящую из бериллиевой зоны и зоны литийсодержащей керамики, силовую плиту и систему прокачки газа-носителя (см. "Керамический водоохлаждаемый бланкет", Промежуточный отчет от 31.01.56, Москва, 1996 г., с.8-21, рис.3.1-3.8). The closest set of essential features to the present invention is a tritium-reproducing module of a fusion reactor blanket containing a first wall, a bridging zone consisting of a beryllium zone and a lithium-containing ceramic zone, a power plate and a carrier gas pumping system (see. "Ceramic Water-Cooled Blanket", Intermediate report dated January 31, 56, Moscow, 1996, pp. 8-21, Fig. 3.1-3.8).

Кроме того, 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 первую стенку от деформаций, а контур прокачки включает в себя систему трубопроводов газа-носителя, расположенных внутри бридинговой зоны модуля. Система трубопроводов газа-носителя параллельно соединяет все зоны бридинговой зоны, при этом к каждой бериллиевой и к каждой литийсодержащей керамики зоне осуществлена независимая подводка газа-носителя. In addition, 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 that protects the first wall from deformation, and the pumping circuit includes a system of carrier gas pipelines located inside the bridging zone of the module. The carrier gas piping system in parallel connects all the zones of the bridging zone, with independent carrier gas supply to each beryllium and each lithium-containing ceramic zone.

Недостатки известной конструкции заключаются в том, что:
- низкая эффективность вывода трития, которая объясняется тем, что в бридинговой зоне модуля прокачка газа-носителя осуществляется пропусканием через все бериллиевые зоны, а также через зоны литийсодержащие керамику одновременно, в результате чего процесс насыщения тритием в каждой бериллиевой и зоне литийсодержащей керамики бридинговой зоны достигает определенного невысокого уровня, при этом контур прокачки (распределения) газа-носителя характеризуется неравномерностью прокачки и кратковременностью нахождения газа-носителя в бридинговой зоне, что не позволяет интенсифицировать процесс воспроизводства;
- большая поверхность первой стенки (порядка ~2м2) 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:
- low efficiency of tritium removal, which is explained by the fact that in the bridging zone of the carrier gas is pumped through all beryllium zones, as well as through lithium-containing ceramics at the same time, as a result of which tritium saturation in each beryllium and lithium-containing ceramic zone of the bridging zone reaches a certain low level, while the pumping (distribution) circuit of the carrier gas is characterized by uneven pumping and the short duration of the carrier gas in the brid ingov zone, which does not allow to intensify the process of reproduction;
- 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 fastening means of 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.

Задачей настоящего изобретения является создание модуля бланкета термоядерного реактора, который позволяет интенсифицировать процесс воспроизводства трития и повысить надежность термоядерного реактора. The objective of the present invention is to provide a blanket module for a fusion reactor, which can intensify the process of reproduction of tritium and improve the reliability of a fusion reactor.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении настоящего изобретения, заключается в повышении эффективности вывода трития из бланкета путем организации протекания газа-носителя через зоны литийсодержащий керамики после прохождения его через бериллиевые зоны в бридинговой зоне модуля, а также в снижении степени воздействия на первую стенку огромных электромагнитных сил при импульсах и срывах плазмы за счет имеющихся в стенке зазоров, что снижает возникающие в ней напряжения не менее чем в 10 раз. The technical result that can be obtained by implementing the present invention is to increase the efficiency of the removal of tritium from the blanket by organizing the flow of the carrier gas through the zones of lithium-containing ceramics after passing it through the beryllium zones in the bridging zone of the module, as well as to reduce the degree of impact on the first wall huge electromagnetic forces during pulses and plasma breakdowns due to the gaps in the wall, which reduces the stresses arising in it by at least 10 times.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет расположить герметичные соединения труб в контуре прокачки газа-носителя с внешней стороны силовой плиты, что также повышает надежность модуля бланкета. In addition, the proposed design allows you to arrange sealed pipe connections in the pumping gas of the carrier gas from the outside of the power plate, which also increases the reliability of the blanket module.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном тритийвоспроизводящем модуле бланкета термоядерного реактора, содержащем первую стенку, бридинговую зону, состоящую из бериллиевой зоны и зоны литийсодержащей керамики, силовую плиту и контур прокачки газа-носителя, бридинговая зона выполнена в виде отдельных блоков, при этом в каждом блоке имеются два входных и два выходных отверстия для прокачки газа-носителя через бериллиевую зону и зону литийсодержащей керамики, причем выходное отверстие из бериллиевой зоны каждого предыдущего блока соединено с входным отверстием в бериллиевую зону последующего блока, а выходное отверстие из бериллиевой зоны последнего блока соединено с входным отверстием в зону литийсодержащей керамики упомянутого блока, при этом выходное отверстие из зоны литийсодержащей керамики каждого последующего блока соединено с входным отверстием в зону литийсодержащей керамики предыдущего блока. The specified technical result is achieved by the fact that in the known tritium-reproducing module of a blanket of a thermonuclear reactor containing a first wall, a bridging zone consisting of a beryllium zone and a zone of lithium-containing ceramics, a power plate and a carrier gas pumping circuit, the bridging zone is made in the form of separate blocks, while each block has two inlet and two outlet openings for pumping the carrier gas through the beryllium zone and the zone of lithium-containing ceramics, and the outlet from the beryllium zone of each the previous block is connected to the inlet to the beryllium zone of the subsequent block, and the outlet from the beryllium zone of the last block is connected to the inlet to the lithium-containing ceramic zone of the block, while the outlet from the lithium-ceramic zone of each subsequent block is connected to the inlet to the lithium-containing ceramic zone previous block.

Кроме того, входные и выходные отверстия в блоках расположены в верхней и нижней его части и снабжены гибкими патрубками для газа-носителя, а силовая плита выполнена с отверстиями, через которые проходят патрубки. In addition, the inlet and outlet openings in the blocks are located in its upper and lower parts and are equipped with flexible nozzles for the carrier gas, and the power plate is made with holes through which the nozzles pass.

Кроме того, задние стенки блоков выполнены с верхними и нижними ребрами для крепления блоков на силовой плите. In addition, the rear walls of the blocks are made with upper and lower ribs for mounting blocks on the power plate.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлен общий вид тритийвоспроизводящего 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 модуля с внешней стороны силовой плиты; на фиг.5 изображена схема контура прокачки газа-носителя, где пунктирной линией показан путь прохождения газа-носителя через бериллиевую зону, а сплошной линией - прохождение газа через зону литийсодержащую керамики. The invention is illustrated by drawings, where figure 1 shows a General view of the tritium-reproducing module blanket fusion reactor; in FIG. 2 shows a view of the first module wall from the plasma side; figure 3 shows the blocks of the module from the rear walls; figure 4 presents a view of the module from the outside of the power plate; figure 5 shows a diagram of the carrier gas pumping circuit, where the dotted line shows the path of the carrier gas through the beryllium zone, and the solid line shows the gas passage through the zone of lithium-containing ceramics.

Тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора содержит первую стенку 1, бридинговую зону 2, выполненную из отдельных блоков, силовую плиту 3, контур прокачки 4 газа-носителя. Блоки 2 установлены с технологическими зазорами 5 между собой. Передние стенки блоков 2 образуют первую стенку 1, а зазоры 5 между блоками 2 образуют в первой стенке 1 модуля вертикальные разрывы. Блоки 2 содержат бериллиевые зоны и зоны литийсодержащие керамики. Задние стенки 6 каждого блока 2 выполнены с двумя входными отверстиями, расположенными в верхней части блока и снабженными гибкими патрубками 7, 8 и двумя выходными отверстиями, расположенными в нижней части блока и снабженными гибкими патрубками 9, 10. Гибкий патрубок 7 служит для подвода газа-носителя к бериллиевой зоне блока, а патрубок 8 - для подвода газа-носителя к зоне литийсодержащей керамики. Гибкий патрубок 9 служит для отвода газа-носителя из бериллиевой зоны блока, а патрубок 10 - для отвода газа-носителя из зоны литийсодержащей керамики. Силовая плита выполнена с отверстиями, через которые проходят патрубки 7, 8, 9, 10, соединяющие блоки 2 между собой, а также с подводящей и отводящей магистралью. На задних стенках 6 блоков 2 имеются верхние 11 и нижние ребра 12, которые путем сварки жестко соединены с силовой плитой 3. 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, and a carrier gas pumping circuit 4. Blocks 2 are installed with technological gaps 5 among themselves. The front walls of the blocks 2 form the first wall 1, and the gaps 5 between the blocks 2 form vertical gaps in the first wall 1 of the module. Blocks 2 contain beryllium zones and lithium-containing ceramic zones. The rear walls 6 of each block 2 are made with two inlet openings located in the upper part of the block and equipped with flexible nozzles 7, 8 and two outlet openings located in the lower part of the block and provided with flexible nozzles 9, 10. The flexible nozzle 7 serves for supplying gas carrier to the beryllium zone of the block, and pipe 8 - for supplying carrier gas to the zone of lithium-containing ceramics. The flexible pipe 9 serves to divert the carrier gas from the beryllium zone of the block, and the pipe 10 serves to divert the carrier gas from the zone of lithium-containing ceramics. The power plate is made with holes through which the pipes 7, 8, 9, 10 pass, connecting the blocks 2 to each other, as well as to the inlet and outlet line. On the rear walls of 6 blocks 2 there are upper 11 and lower ribs 12, which are rigidly connected to the power plate 3 by welding.

Контур прокачки 4 газа-носителя организован следующим образом. The pumping circuit 4 of the carrier gas is organized as follows.

В первом блоке 2 бериллиевая зона через подводящий патрубок 7 соединена с подводящей магистралью 13 модуля. Выходное отверстие бериллиевой зоны первого блока 2 через отводной патрубок 9 связано с подводящим патрубком 7 бериллиевой зоны второго блока 2. А отводящий патрубок 9 бериллиевой зоны второго блока 2 связан с подводящим патрубком 7 следующего блока. В последнем блоке 2 отводящий патрубок 9 газа из бериллиевой зоны соединен с подводящим патрубком 8 в зону литийсодержащей керамики, соединенную с отводящим патрубком 10, который связан с подводящим патрубком 8 зоны литийсодержащей керамики предыдущего блока 2. При этом выход из зоны литийсодержащей керамики каждого последующего блока соединен со входом в зону литийсодержащей керамики предыдущего блока, а в первом блоке 2 отводящий патрубок 10 из зоны литийсодержащей керамики соединен с отводящей магистралью 14 модуля. В качестве гибких патрубков системы газа-носителя используют трубки малого диаметра, например 5-6 мм, что позволяет выполнять гибы патрубков, сварку между собой и контроль сварных швов после монтажа блоков на силовой плите. In the first block 2, the beryllium zone is connected through the inlet pipe 7 to the supply line 13 of the module. The outlet of the beryllium zone of the first block 2 through the outlet pipe 9 is connected to the inlet pipe 7 of the beryllium zone of the second block 2. And the outlet pipe 9 of the beryllium zone of the second block 2 is connected to the inlet pipe 7 of the next block. In the last block 2, the gas outlet pipe 9 from the beryllium zone is connected to the supply pipe 8 to the lithium-containing ceramic zone connected to the discharge pipe 10, which is connected to the supply pipe 8 of the lithium-containing ceramic zone of the previous unit 2. In this case, the output of the lithium-containing ceramic zone of each subsequent unit connected to the entrance to the zone of lithium-containing ceramics of the previous block, and in the first block 2, the outlet pipe 10 from the zone of lithium-containing ceramics is connected to the outlet line 14 of the module. As the flexible nozzles of the carrier gas system, small diameter tubes, for example 5-6 mm, are used, which allows for bending of the nozzles, welding between themselves and control of the welds after mounting the blocks on the power plate.

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, при этом 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 coolant, while the temperature from 250 to 600 o C. is maintained in the bridging zone.

Под действием нейтронного потока в бридинговой зоне в процессе реакции деления происходит выделение трития. Under the influence of a neutron flux in the bridging zone, tritium is released during the fission reaction.

Газ, прокачиваемый через контур прокачки 4, проходит через все блоки 2 модуля по материалу-размножителю через бериллиевые зоны, затем в обратном порядке следует через блоки 2 по материалу бридера через зону литийсодержащей керамики и по патрубку 10 первого блока отводится в магистраль 14 для дальнейшей обработки. The gas pumped through the pumping circuit 4 passes through all blocks 2 of the module through the breeder zone through the breeder material, then in the reverse order it passes through the blocks 2 through the breeder material through the lithium-containing ceramic zone and is discharged through the pipe 10 of the first block to the highway 14 for further processing .

Выполнение бридинговой зоны в виде отдельных блоков 2 позволяет организовать прохождение газа-носителя через литийсодержащую керамику только после обработки им материала-размножителя, что увеличивает концентрацию трития в газе-носителе и повышает эффективность выделения трития из бланкета. Возможность установки магистралей подачи и отвода газа-носителя за пределами модуля позволяет значительно увеличить объем размещения материала размножителя в модуле, что также повышает коэффициент воспроизводства трития. The execution of the bridging zone in the form of separate blocks 2 allows you to organize the passage of the carrier gas through lithium-containing ceramics only after processing of the propagating material, which increases the concentration of tritium in the carrier gas and increases the efficiency of the separation of tritium from the blanket. The ability to install the carrier gas supply and exhaust lines outside the module allows to significantly increase the volume of placement of the breeder material in the module, which also increases the reproduction coefficient of tritium.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет выполнять такие узлы как бридинговую зону 2 с первой стенкой 1 и силовую плиту 3 независимо друг от друга. После изготовления блоков 2 с первой стенкой 1, бридинговых зон 2 и силовой плиты 3 осуществляют сборку модуля бланкета. In addition, the proposed design allows you to perform nodes such as bridging zone 2 with the first wall 1 and the power plate 3 independently of each other. After the manufacture of blocks 2 with the first wall 1, bridging zones 2 and the power plate 3, the blanket module is assembled.

Крепление блоков 2 на силовой плите 3 с помощью сварки ребер 11 и 12 задних стенок 6 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 гибких патрубков 7, 8, 9 и 10 газа-носителя с соседними блоками и с соответствующими магистралями за пределами самого модуля упрощает процесс сварки и обеспечивает герметичное соединение и контроль швов, что повышает надежность модуля и, следовательно, термоядерного реактора. The fastening of the blocks 2 on the power plate 3 by welding ribs 11 and 12 of the rear walls 6 does not require much labor, 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 flexible nozzles 7, 8, 9 and 10 of the carrier gas with adjacent blocks and with the corresponding lines outside the module itself simplifies the welding process and provides a tight connection and control of the joints, which increases the reliability of the module and, therefore, the thermonuclear reactor.

Таким образом, предлагаемый тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора повышает эффективность вывода трития из бланкета за счет интенсификации процесса насыщения газа-носителя тритием во время прохождения его через бридинговую зону модуля. Thus, the proposed tritium-reproducing module of the blanket of a thermonuclear reactor increases the efficiency of the removal of tritium from the blanket by intensifying the process of saturation of the carrier gas with tritium while passing through the bridging zone of the module.

Кроме того, предлагаемый ТМБ упрощает конструкцию и технологию изготовления ТМБ, так как позволяет удалить из бридинговой зоны подводящие и отводящие магистрали газа-носителя, сокращает объем сварочных работ в труднодоступных местах, обеспечивает герметичное соединение труб в контуре прокачки газа-носителя, что также повышает надежность реактора. In addition, the proposed TMB simplifies the design and manufacturing technology of TMB, as it allows you to remove the supply and exhaust gas lines of the carrier gas from the bridging zone, reduces the amount of welding work in hard-to-reach places, provides a tight pipe connection in the carrier gas pumping circuit, which also increases reliability the reactor.

Claims (3)

1. Модуль бланкета термоядерного реактора, содержащий первую стенку, бридинговую зону, состоящую из бериллиевой зоны и зоны литийсодержащей керамики, силовую плиту и систему прокачки газа-носителя, отличающийся тем, что бридинговая зона выполнена в виде отдельных блоков, при этом в каждом блоке имеются два входных и два выходных отверстия для прокачки газа-носителя через бериллиевую зону и зону литийсодержащей керамики, причем выходное отверстие из бериллиевой зоны каждого предыдущего блока соединено с входным отверстием в бериллиевую зону последующего блока, а выходное отверстие из бериллиевой зоны последнего блока соединено с входным отверстием в зону литийсодержащей керамики упомянутого блока, при этом выходное отверстие из зоны литийсодержащей керамики каждого последующего блока соединено с входным отверстием в зону литийсодержащей керамики предыдущего блока. 1. The blanket module of a thermonuclear reactor containing a first wall, a bridging zone, consisting of a beryllium zone and a zone of lithium-containing ceramics, a power plate and a carrier gas pumping system, characterized in that the bridging zone is made in the form of separate blocks, each block having two inlet and two outlet openings for pumping the carrier gas through the beryllium zone and the lithium-containing ceramic zone, the outlet from the beryllium zone of each previous block being connected to the inlet to the beryllium ONU succeeding block and the outlet of the last block of beryllium zone connected to the inlet zone in said lithiated ceramic block, wherein an outlet zone of the lithium-containing ceramics of each subsequent unit is connected to the inlet to zone lithiated ceramic previous block. 2. Модуль бланкета по п. 1, отличающийся тем, что входные и выходные отверстия в блоках расположены в верхней и нижней его частях и снабжены гибкими патрубками для газа-носителя, а силовая плита выполнена с отверстиями, через которые проходят патрубки. 2. The blanket module according to claim 1, characterized in that the inlet and outlet openings in the blocks are located in its upper and lower parts and are equipped with flexible nozzles for the carrier gas, and the power plate is made with holes through which the nozzles pass. 3. Модуль бланкета по п. 1 или 2, отличающийся тем, что задние стенки блоков выполнены с верхними и нижними ребрами для крепления блоков на силовой плите. 3. The blanket module according to claim 1 or 2, characterized in that the rear walls of the blocks are made with upper and lower ribs for mounting the blocks on the power plate.
RU2002116353A 2002-06-17 2002-06-17 Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket RU2210819C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002116353A RU2210819C1 (en) 2002-06-17 2002-06-17 Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002116353A RU2210819C1 (en) 2002-06-17 2002-06-17 Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2210819C1 true RU2210819C1 (en) 2003-08-20

Family

ID=29246704

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002116353A RU2210819C1 (en) 2002-06-17 2002-06-17 Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2210819C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2695632C1 (en) * 2018-12-07 2019-07-25 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Thermonuclear reactor vacuum chamber

Non-Patent Citations (2)

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

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2695632C1 (en) * 2018-12-07 2019-07-25 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Thermonuclear reactor vacuum chamber

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2007121313A (en) Passive emergency hydrogen reduction system for water-cooled type nuclear reactor
DK0682761T3 (en) Process and apparatus for recovering heat in a fluid bed reactor
US5174945A (en) Controlled thermonuclear fusion power apparatus and method
RU2210819C1 (en) Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket
US4859399A (en) Modular fusion power apparatus using disposable core
RU2212718C1 (en) Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket
Moir The High‐Yield Lithium‐Injection Fusion‐Energy (HYLIFE)‐II inertial fusion energy (IFE) power plant concept and implications for IFE
Golfier et al. Progress on the TAURO blanket system
KR101967583B1 (en) Cooling system comprising thermal insulating barrier for external cooling in nuclear reactor vessel
RU2206928C1 (en) Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor
CN115461824A (en) Molten salt fast reactor
CN204303357U (en) A kind of for tritium propagation and the Novel experimental covering proving installation of heat extraction
RU1819475C (en) Segment of blanket of thermonuclear reactor
Williams et al. Engineering design considerations for laser controlled thermonuclear reactors
RU2236711C1 (en) Carrier-gas pumping system for tritium-breeding module of fusion reactor blanket
US4362689A (en) Production of hydrogen-based gaseous fuel
US5049350A (en) Controlled thermonuclear fusion power apparatus and method
US4836972A (en) Controlled thermonuclear fusion device and method
Engelmann et al. Plasma-wall interaction in NET
US4343761A (en) Heat transport system
Parker et al. Progress in the design of in-vessel components for ITER
JPS61116683A (en) Inertial nuclear fusion reactor
US20220028568A1 (en) Compact Converters
Sviatoslavsky et al. A lithium self-cooled blanket for the HAPL conceptual inertial confinement reactor
SU1611938A1 (en) Cooled panel of metallurgical furnace

Legal Events

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

Effective date: 20070618