RU2212718C1 - Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket - Google Patents

Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket Download PDF

Info

Publication number
RU2212718C1
RU2212718C1 RU2002119117/06A RU2002119117A RU2212718C1 RU 2212718 C1 RU2212718 C1 RU 2212718C1 RU 2002119117/06 A RU2002119117/06 A RU 2002119117/06A RU 2002119117 A RU2002119117 A RU 2002119117A RU 2212718 C1 RU2212718 C1 RU 2212718C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
blanket
module
blocks
wall
coolant
Prior art date
Application number
RU2002119117/06A
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 RU2002119117/06A priority Critical patent/RU2212718C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2212718C1 publication Critical patent/RU2212718C1/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

Abstract

FIELD: controlled fusion engineering. SUBSTANCE: blanket module has first wall 1, blanket region 2, load-bearing plate 3, coolant dispensing and collecting headers. Blanket region is made in the form of separate slugs. Each slug has inlet and outlet holes for pumping coolant through blanket region and first wall. Coolant headers are disposed on external side of load-bearing plate. All inlet holes of slugs communicate with dispensing header and all outlet ones, with collecting header. EFFECT: enhanced reparability and reliability, simplified design, facilitated manufacture of blanket module. 3 cl, 5 dwg

Description

Предлагаемое изобретение относится к области управляемого термоядерного синтеза (УТС), в частности к конструкции тритийвоспроизводящих (бридинговых) модулей бланкета (ТМБ) термоядерного реактора. The present 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, силовую плиту, раздающие и сборные коллекторы теплоносителя (см. "Керамический водоохлаждаемый бланкет". Промежуточный отчет 31.156. - М., 1996, с. 8-21, рис. 3.1, 3.2, 3.3, 3.4, 3.5, 3.6, 3.7 и 3.8). Closest to the essential features of the present invention is a tritium-reproducing module of a blanket of a thermonuclear reactor containing a first wall, a bridging zone, a power plate, distributing and prefabricated coolant collectors (see. "Ceramic water-cooled blanket. Interim report 31.156. - M., 1996, pp. 8-21, Fig. 3.1, 3.2, 3.3, 3.4, 3.5, 3.6, 3.7 and 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 бридинговая зона разделена на сектора. Раздающие и сборные коллекторы теплоносителя расположены внутри бридинговой зоны модуля и параллельно соединяют сектора бридинговой зоны. 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, which protects the first wall from deformation, and the breeding zone is divided into sectors. Distributing and prefabricated coolant collectors are located inside the bridging zone of the module and simultaneously connect the sectors of the bridging zone.

Недостатки известной конструкции:
- низкая ремонтопригодность, которая объясняется тем, что такие крупные элементы модуля, как первая стенка (более ~2 м2), в которой находится большое количество каналов теплоносителя, изготавливается с использованием газодиффузионной сварки, и в случае локального несваривания деталей блока первой стенки или при потере герметичности одного из каналов первой стенки или канала боковой стенки модуля во время работы реактора отремонтировать модуль бридингового бланкета нет возможности, в результате чего аварийный модуль должен быть утилизирован;
- 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;
- необходимость обеспечения больших запасов прочности от конструкции первой стенки, а также средств крепления модуля к вакуумному корпусу реактора.The disadvantages of the known design:
- low maintainability, which is explained by the fact that such large elements of the module as the first wall (more than ~ 2 m 2 ), in which a large number of coolant channels are located, are made using gas diffusion welding, and in the case of local non-welding of parts of the block of the first wall or loss of tightness of one of the channels of the first wall or the channel of the side wall of the module during reactor operation, it is not possible to repair the bridging blanket module, as a result of which the emergency module must be disposed of rooted;
- 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, which is 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;
- the need to ensure large margins of safety from the design of the first wall, as well as means of fastening the module to the vacuum reactor vessel.

Задачей, на решение которой направлено настоящее изобретение, является обеспечение ремонтопригодности, повышение надежности термоядерного реактора, а также упрощение конструкции и технологии изготовления модуля бланкета. The problem to which the present invention is directed is to maintain maintainability, increase the reliability of a fusion reactor, and also simplify the design and manufacturing technology of the blanket module.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении настоящего изобретения, заключается в повышении ремонтопригодности за счет применения внешних коллекторов и сменных бридинговых блоков модуля. The technical result that can be obtained by implementing the present invention is to increase maintainability through the use of external collectors and interchangeable bridging blocks of the module.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет упростить установку и сборку бридинговой зоны, позволяет расположить и обеспечить герметичные соединения труб с внешней стороны силовой плиты модуля. In addition, the proposed design allows to simplify the installation and assembly of the bridging zone, allows you to arrange and ensure tight pipe connections on the outside of the power plate of the module.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет уменьшить стоимость изготовления первой стенки за счет применения газостатов меньших размеров. In addition, the proposed design allows to reduce the cost of manufacturing the first wall due to the use of smaller gas thermostats.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном тритийвоспроизводящем модуле бланкета термоядерного реактора, содержащем первую стенку, бридинговую зону, силовую плиту, раздающие и сборные коллектора теплоносителя, бридинговая зона выполнена в виде отдельных блоков, при этом в каждом блоке имеется входное и выходное отверстие для прокачки теплоносителя через бридинговую зону и первую стенку, а коллектора теплоносителя размещены с внешней стороны силовой плиты, при этом все входные отверстия в блоках соединены с раздающим коллектором, а все выходные отверстия блоков - со сборным коллектором. The specified technical result is achieved by the fact that in the well-known tritium-reproducing module of a blanket of a thermonuclear reactor containing a first wall, a bridging zone, a power plate, distributing and prefabricated heat collector, the bridging zone is made in the form of separate blocks, while each block has an inlet and an outlet for coolant pumping through the bridging zone and the first wall, and the coolant collector is placed on the outside of the power plate, while all the inlet openings in the blocks are connected to the a collecting manifold, and all outlet openings of the blocks are with a collecting manifold.

Кроме того, силовая плита выполнена с отверстиями, а в блоках входные и выходные отверстия снабжены патрубками, которые проходят через отверстия в силовой плите. In addition, the power plate is made with holes, and in the blocks the inlet and outlet openings are equipped with nozzles that pass through the holes in the power plate.

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, 4 показаны блоки модуля со стороны задних стенок; на фиг.5 показана схема системы охлаждения модуля. 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, 4 shows the blocks of the module from the rear walls; 5 shows a diagram of a module cooling system.

Тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора содержит первую стенку 1, бридинговую зону 2, силовую плиту 3, раздающие 4 и сборные 5 коллекторы теплоносителя. Бридинговая зона выполнена в виде отдельных блоков 2, установленных с технологическими зазорами 6 между собой. На задних стенках 7 блоков 2 имеются верхние 8 и нижние 9 ребра, которые путем сварки жестко соединены с силовой плитой 3 модуля. В каждом блоке 2 на задней стенке 7 имеется входное отверстие, снабженное патрубком 10, и выходное отверстие, снабженное патрубком 11. В силовой плите 3 выполнены сквозные отверстия для прохождения входных 10 и выходных 11 патрубков, соединяющих блоки 2 с раздающими 4, сборными 5 коллекторами теплоносителя. При этом раздающий коллектор 4 соединен с магистралью 12, подающей теплоноситель к модулю, а сборный коллектор 5 связан с магистралью 13, отводящей теплоноситель от модуля. The tritium-reproducing blanket module of a thermonuclear reactor blanket comprises a first wall 1, a bridging zone 2, a power plate 3, distributing 4 and prefabricated 5 coolant collectors. The breeding zone is made in the form of separate blocks 2, installed with technological gaps 6 among themselves. On the rear walls of 7 blocks 2 there are upper 8 and lower 9 ribs, which are rigidly connected to the power plate 3 of the module by welding. In each block 2 on the rear wall 7 there is an inlet equipped with a nozzle 10 and an outlet equipped with a nozzle 11. In the power plate 3, through holes are made for passing the inlet 10 and outlet 11 nozzles connecting blocks 2 with distributing 4, prefabricated 5 collectors coolant. In this case, the distributing collector 4 is connected to the highway 12 supplying the coolant to the module, and the collection collector 5 is connected to the highway 13, which takes the coolant away from the module.

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

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, при этом циркулирующий через блоки 2 теплоноситель поглощает тепло, в результате чего температура в бридинговой зоне поддерживается в интервале 250 - 600oС.Tritium-reproducing blanket modules operate under cyclic loading when the plasma heat flux density changes from zero to several MW / m 2 . From the influence of thermal and neutron radiation of the plasma, the blanket modules are heated, while the coolant circulating through the blocks 2 absorbs heat, as a result of which the temperature in the bridging zone is maintained in the range of 250 - 600 o C.

В случае обнаружения течи теплоносителя модуль бридингового бланкета может быть помещен в горячую камеру, а внешние коллектора и раздельное крепление блоков на силовой плите позволяют заменить аварийный блок на рабочий. If a coolant leak is detected, the bridging blanket module can be placed in a hot chamber, and the external collectors and separate mounting of blocks on the power plate allow replacing the emergency block with a working one.

Выполнение бридинговой зоны в виде отдельных блоков 2 позволяет разместить раздающие 4 и сборные 5 коллекторы теплоносителя с внешней стороны силовой плиты 3, что упрощает изготовление бридинговой зоны, обеспечивает возможность замены аварийных блоков на рабочие, что уменьшает стоимость изготовления модуля и повышает его ремонтопригодность. The execution of the bridging zone in the form of separate blocks 2 allows you to place the distributing 4 and prefabricated 5 heat-collector collectors on the outside of the power plate 3, which simplifies the manufacture of the bridging zone, makes it possible to replace emergency blocks with working ones, which reduces the manufacturing cost of the module and increases its maintainability.

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 such nodes 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 задних стенок 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 10, 11 теплоносителя с коллекторами 4, 5 за пределами самого модуля позволяет обеспечить 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 the ribs of the rear walls 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 pipes 10, 11 of the coolant with collectors 4, 5 outside the module itself allows for 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 повышает его ремонтопригодность, надежность термоядерного реактора, а также уменьшает стоимость изготовления. Thus, the proposed tritium-reproducing blanket module increases its maintainability, the reliability of the thermonuclear reactor, and also reduces the manufacturing cost.

Claims (3)

1. Модуль бланкета термоядерного реактора, содержащий первую стенку, бридинговую зону, силовую плиту, раздающие и сборные коллекторы теплоносителя, отличающийся тем, что бридинговая зона выполнена в виде отдельных блоков, при этом в каждом блоке имеются входное и выходное отверстия для прокачки теплоносителя через бридинговую зону и первую стенку, а коллекторы теплоносителя размещены с внешней стороны силовой плиты, при этом все входные отверстия в блоках соединены с раздающим коллектором, а все выходные отверстия блоков - со сборным коллектором. 1. The blanket module of a thermonuclear reactor containing a first wall, a bridging zone, a power plate, distributing and prefabricated heat carrier collectors, characterized in that the bridging zone is made in the form of separate blocks, while each block has an inlet and an outlet for pumping the coolant through the bridging the zone and the first wall, and the coolant collectors are located on the outside of the power plate, while all the inlets in the blocks are connected to the distributing manifold, and all the outlet openings of the blocks are connected to the collection Héctor. 2. Модуль бланкета по п. 1, отличающийся тем, что силовая плита выполнена с отверстиями, а в блоках входные и выходные отверстия снабжены патрубками, которые проходят через отверстия в силовой плите. 2. The blanket module according to claim 1, characterized in that the power plate is made with holes, and in the blocks the inlet and outlet openings are equipped with nozzles that pass through the holes in the power plate. 3. Модуль бланкета по п. 1, 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, characterized in that the rear walls of the blocks are made with upper and lower ribs for mounting blocks on a power plate.
RU2002119117/06A 2002-07-15 2002-07-15 Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket RU2212718C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002119117/06A RU2212718C1 (en) 2002-07-15 2002-07-15 Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002119117/06A RU2212718C1 (en) 2002-07-15 2002-07-15 Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2212718C1 true RU2212718C1 (en) 2003-09-20

Family

ID=29777830

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002119117/06A RU2212718C1 (en) 2002-07-15 2002-07-15 Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2212718C1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20090268860A1 (en) * 2008-04-28 2009-10-29 Yingzhong Lu Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
RU2640407C1 (en) * 2016-11-21 2018-01-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Thermonuclear reactor
RU2649854C1 (en) * 2017-09-15 2018-04-05 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Module of hybrid thermonuclear reactor blanket
CN113963816A (en) * 2021-11-09 2022-01-21 中国科学院合肥物质科学研究院 Combined first wall structure suitable for high field side of tokamak device

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Plant description document, G AO FOR 1 01-07-13 R 1.0. - 2001, Chapter 2.3, с. 5-8. *
Керамический водоохлаждаемый бланкет. Промежуточный отчет 31.156 От. - М., 1996, НИКИЭТ, с. 8-21, рис. 3.1-3.8. *

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20090268860A1 (en) * 2008-04-28 2009-10-29 Yingzhong Lu Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
RU2640407C1 (en) * 2016-11-21 2018-01-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Thermonuclear reactor
WO2018093294A1 (en) * 2016-11-21 2018-05-24 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Thermonuclear reactor
US10818399B2 (en) 2016-11-21 2020-10-27 State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation Thermonuclear reactor
RU2649854C1 (en) * 2017-09-15 2018-04-05 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Module of hybrid thermonuclear reactor blanket
CN113963816A (en) * 2021-11-09 2022-01-21 中国科学院合肥物质科学研究院 Combined first wall structure suitable for high field side of tokamak device
CN113963816B (en) * 2021-11-09 2023-08-18 中国科学院合肥物质科学研究院 Combined first wall structure suitable for high-field side of tokamak device

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Merola et al. Engineering challenges and development of the ITER blanket system and divertor
TW201914091A (en) Battery pack housing having heat exchange function, and battery pack
US4336770A (en) Waste heat boiler
EP2571028B1 (en) Reactor vessel reflector with integrated flow-through
CN108630325A (en) A kind of water-cooling structure for nuclear fusion stack vacuum chamber sector immersion type
JP2004347586A (en) Pool direct cooling type passive safety-grade liquid metal reactor residual heat removal method and residual heat removal system
RU2212718C1 (en) Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket
US5906898A (en) Finned internal manifold oxidant cooled fuel cell stack system
US3489206A (en) Thermal shield for heating enclosure
CN207852855U (en) Battery pack housing with heat exchange function and battery pack
EP0141158B1 (en) Double tank type fast breeder reactor
Golfier et al. Progress on the TAURO blanket system
EP3236579B1 (en) Thermoelectric generation unit, thermoelectric generation device using same and mounting structure therefor, exhaust duct having same mounting structure, and engine
RU2210819C1 (en) Tritium-breeding module of thermonuclear reactor blanket
RU2206928C1 (en) Tritium-breeding blanket module of thermonuclear reactor
RU2251753C2 (en) Breeding region of fusion reactor tritium-breeding blanket module
JPS5925194B2 (en) Fusion energy device
GB2157880A (en) An improved nuclear reactor plant construction
US20150330667A1 (en) Water jacket for solid particle solar receiver
Golfier et al. Performance of the TAURO blanket system associated with a liquid-metal cooled divertor
RU1819475C (en) Segment of blanket of thermonuclear reactor
RU2065626C1 (en) Thermonuclear reactor primary wall
RU2810515C1 (en) Truss console of melt localization device (options)
Spaeh et al. Structural design of the iter ec upper launcher
RU2044982C1 (en) Heat exchanging apparatus

Legal Events

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

Effective date: 20060716