RU2267824C1 - Port-limiter of a thermo-nuclear reactor - Google Patents
Port-limiter of a thermo-nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2267824C1 RU2267824C1 RU2004112823/06A RU2004112823A RU2267824C1 RU 2267824 C1 RU2267824 C1 RU 2267824C1 RU 2004112823/06 A RU2004112823/06 A RU 2004112823/06A RU 2004112823 A RU2004112823 A RU 2004112823A RU 2267824 C1 RU2267824 C1 RU 2267824C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- panels
- thermo
- rods
- port
- limiter
- 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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Plasma Technology (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к термоядерной технике и может быть использовано при создании энергетических термоядерных установок типа токамак.The invention relates to thermonuclear technology and can be used to create energy thermonuclear installations such as tokamak.
Известен порт-лимитер термоядерного реактора, содержащий соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера, (ITER EDA DOCUMENTATION SERIES No.16. INTERNATIONAL EXPERIMENTAL REACTOR. TECHNICAL BASIS FOR THE ITER FINAL DESIGN REPORT, COST REVIEW AND SAFETY ANALYSIS (FDR). International Atomic Energy Agency, Vienna, 1998, Chapter II-Section 4.1-Page 21, 22).Known port limiter of a thermonuclear reactor containing vertical panels connected in a bag, equipped with cooling channels and forming the front and rear walls of the port limiter with side ends, (ITER EDA DOCUMENTATION SERIES No.16. INTERNATIONAL EXPERIMENTAL REACTOR. TECHNICAL BASIS FOR THE ITER FINAL DESIGN REPORT , COST REVIEW AND SAFETY ANALYSIS (FDR). International Atomic Energy Agency, Vienna, 1998, Chapter II-Section 4.1-Page 21, 22).
Панели соединены друг с другом с помощью электроннолучевой сварки их задних торцевых стенок. При этом соединение вертикальных панелей между собой выполнено в виде глубоких (100-200 мм) и протяженных (более 2000 мм) сварных швов, а толщина швов соответствует примерно 5-7 мм, так как в противном случае возможны проплавления каналов охлаждения в панелях. За пределами сварного соединения между панелями должен быть выдержан технологический зазор.The panels are connected to each other by electron beam welding of their rear end walls. At the same time, the connection of the vertical panels to each other is made in the form of deep (100-200 mm) and extended (more than 2000 mm) welds, and the thickness of the joints corresponds to about 5-7 mm, since otherwise melting of the cooling channels in the panels is possible. Outside the weld joint between the panels, the technological clearance must be maintained.
Недостатки известного устройства заключаются в следующем:The disadvantages of the known device are as follows:
- наличие глубоких и протяженных сварных соединений в пакете вертикальных панелей приводит в обязательном порядке к послесварочным поводкам, которые увеличивают опасность возникновения термомеханических напряжений в конструкции при срывах плазмы, что снижает надежность порт-лимитера;- the presence of deep and extended welded joints in a package of vertical panels leads without fail to post-welding leads, which increase the risk of thermomechanical stresses in the structure during plasma breakdowns, which reduces the reliability of the port limiter;
- весьма низкая вероятность достижения высокой точности взаиморасположения панелей, так как наличие сварных соединений между панелями, а также возникающие послесварочные поводки панелей, усложняют фиксирование панелей с технологическим зазором в пределах 1 мм, в результате чего ухудшаются условия теплосъема, что также снижает надежность порт-лимитера;- a very low probability of achieving high accuracy of the relative positioning of the panels, since the presence of welded joints between the panels, as well as the resulting post-welding leads of the panels, complicate the fixing of panels with a technological gap of 1 mm, resulting in worse heat removal conditions, which also reduces the reliability of the port limiter ;
- необходимость использования сложного дорогостоящего оборудования при сборке пакета вертикальных панелей;- the need to use sophisticated expensive equipment when assembling a package of vertical panels;
- повышенные требования к сварным соединениям и необходимость контроля качества.- increased requirements for welded joints and the need for quality control.
Задачей настоящего изобретения является создание порт-лимитера, который позволяет повысить его надежность, увеличить выход годных изделий, а также упростить технологический процесс изготовления порт-лимитера.The objective of the present invention is to provide a port limiter, which can improve its reliability, increase the yield of suitable products, as well as simplify the manufacturing process of the port limiter.
Технический результат заключается в снижении концентрации термомеханических напряжений в вертикальных панелях при срывах плазмы.The technical result consists in reducing the concentration of thermomechanical stresses in vertical panels during plasma breakdowns.
Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет обеспечить высокую точность взаиморасположения панелей за счет чего улучшаются условия теплосъема в каждой панели.In addition, the proposed design allows for high accuracy of the relative positioning of the panels, thereby improving the heat removal conditions in each panel.
Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет упростить технологический процесс сборки порт-лимитера, которая может выполняться без применения сложной дорогостоящей оснастки.In addition, the proposed design allows to simplify the process of assembling a port-limiter, which can be performed without the use of complex and expensive equipment.
Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет обеспечить надлежащий контроль качества соединения панелей в пакете.In addition, the proposed design allows for proper quality control of the connection panels in the package.
Кроме того, обеспечивает ремонтопригодность порт-лимитера, так как на любой стадии сборки панелей в пакет возможна замена панели или бронзовых стержней.In addition, it provides maintainability of the port limiter, since at any stage of assembly of panels into a package, it is possible to replace panels or bronze rods.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном порт-лимитере термоядерного реактора, содержащем соединенные в пакет вертикальные панели, снабженные каналами охлаждения и образующие боковыми торцами переднюю и заднюю стенки порт-лимитера, панели соединены посредством бронзовых стержней, которые установлены в сквозные отверстия, выполненные в панелях в виде двух рядов, расположенных по высоте панелей эквидистантно задней стенке, при этом панели соединены со стержнями паяным швом.The specified technical result is achieved by the fact that in the known port limiter of a fusion reactor containing vertical panels connected in a packet, provided with cooling channels and forming front and rear walls of the port limiter with side ends, the panels are connected by bronze rods that are installed in through holes made in panels in the form of two rows located along the height of the panels equidistant to the back wall, while the panels are connected to the rods by a soldered seam.
Кроме того, бронзовые стержни выполнены полыми.In addition, the bronze rods are hollow.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлен общий вид с боку порт-лимитера; на фиг.2 показан пакет панелей в разрезе по А-А фиг.1.The invention is illustrated by drawings, where figure 1 shows a General view from the side of the port limiter; figure 2 shows a package of panels in section along aa figure 1.
Порт-лимитер термоядерного реактора выполнен в виде пакета 1 вертикально установленных и неразъемно соединенных панелей 2. Торцевые стенки вертикальных панелей 2 со стороны плазмы образуют первую стенку 3, а противоположные торцевые стенки панелей 2 - заднюю стенку 4 порт-лимитера. Вертикальные панели 2 снабжены каналами охлаждения 5. Панели 2 соединены между собой бронзовыми стержнями 6, которые установлены в сквозные горизонтальные отверстия 7, выполненные в панелях 2 в виде двух рядов, расположенных по высоте панелей 2 эквидистантно задней стенке 4. При этом каждая панель 2 закреплена на стержнях 6 с помощью пайки 8, причем стержни 6 выполнены полыми. Крепление панелей 2 двумя рядами горизонтальных стержней 6 обеспечивает жесткое фиксирование панелей 2 в пакете 1 на определенную глубину от задней стенки 4, что гарантирует нераскрытие панелей 2 в пакете 1 со стороны плазмы.The port limiter of the fusion reactor is made in the form of a package 1 of vertically mounted and permanently connected panels 2. The end walls of the vertical panels 2 on the plasma side form the first wall 3, and the opposite end walls of the panels 2 form the
Сборку и монтаж порт-лимитера термоядерного реактора осуществляют в следующем порядке.The assembly and installation of the port limiter of a fusion reactor is carried out in the following order.
Готовые панели 2 последовательно подают на сборочный стапель, укладывают их в пакет 1. Далее в пакете 1 панелей 2 в два ряда выполняют сквозные горизонтальные отверстия 7, вставляют в них полые бронзовые стержни 6, предварительно покрытые припоем 8. Для обеспечения контакта внешней поверхности полых стержней 6 с панелями 2, стержни 6 подвергаются раздаче, например, гидравлическим давлением изнутри. Затем внутри стержней 6 размещают нагреватели, производящие местный нагрев панелей 2 до температуры плавления припоя 8. После расплавления припоя 8 нагрев прекращается, припой 8 застывает. Затем в полых стержнях 6 размещают устройства диагностики пайки и осуществляют контроль качества соединения каждого стержня 6 с панелями 2. При этом сборка панелей 2 в пакет 1 позволяет осуществлять их соединение с высокой точностью, обеспечивающей технологический зазор в пределах 1 мм.The finished panels 2 are successively fed to the assembly slide, put them in the package 1. Then, in the package 1 of the panels 2, through horizontal holes 7 are made in two rows, hollow bronze rods 6 are inserted, previously coated with solder 8. To ensure contact of the outer surface of the hollow rods 6 with panels 2, the rods 6 are subjected to distribution, for example, by hydraulic pressure from the inside. Then heaters are placed inside the rods 6, which produce local heating of the panels 2 to the melting temperature of the solder 8. After melting the solder 8, the heating stops, the solder 8 freezes. Then, soldering diagnostics devices are placed in the hollow rods 6 and quality control of the connection of each rod 6 with the panels 2 is carried out. At the same time, the assembly of the panels 2 into the package 1 allows them to be connected with high accuracy, providing a technological gap of 1 mm.
Предлагаемый порт-лимитер функционирует следующим образом.The proposed port limiter operates as follows.
В термоядерном реакторе на первой стенке порт-лимитера 3 зажигают плазму. Зажигание и гашение происходит на поверхности первой стенки 3. При этом конструкция порт-лимитера испытывает со стороны плазмы высокие переменные тепловые нагрузки, величины которых могут меняться в широком диапазоне от нуля до 8 МВт/м2 и более. Кроме того, между зажиганием и гашением плазмы порт-лимитер со стороны плазмы подвергается воздействию потоком быстрых нейтронов, которые приводят к значительным объемным энерговыделениям в конструкционных материалах. В процессе работы порт-лимитер подвергается воздействиям переменных динамических электромагнитных сил, вызывающих соответствующие механические нагрузки в виде распределенных сил и моментов, достигающих значений в сотни килоньютонов. Это приводит к появлению в конструкциях порт-лимитера высоких переменных термических и механических напряжений, которые компенсируются в панелях 2 за счет технологических зазоров между ними, точностью сборки, а также системой охлаждения, по которой вода подводится под давлением к каналам охлаждения 5, что обеспечивает надежный режим работы. Жесткое фиксирование панелей 2 в пакете 1, гарантирующее нераскрытие панелей 2 в пакете 1 со стороны плазмы, исключает возможность механического воздействия соседних панелей 2 друг на друга, что также повышает надежность порт-лимитера.In a fusion reactor on the first wall of the port limiter 3, plasma is ignited. Ignition and extinction occurs on the surface of the first wall 3. In this case, the design of the port limiter experiences high variable thermal loads from the plasma side, the values of which can vary over a wide range from zero to 8 MW / m 2 or more. In addition, between the ignition and quenching of the plasma, the port-limiter on the plasma side is exposed to a flux of fast neutrons, which lead to significant volume energy releases in structural materials. In the process, the port limiter is exposed to the effects of variable dynamic electromagnetic forces, causing the corresponding mechanical loads in the form of distributed forces and moments, reaching values of hundreds of kilonewtons. This leads to the appearance of high variable thermal and mechanical stresses in the port limiter designs, which are compensated in panels 2 due to technological gaps between them, assembly accuracy, and also a cooling system through which water is supplied under pressure to the cooling channels 5, which ensures reliable mode of operation. Rigid fixation of the panels 2 in the package 1, which guarantees the non-disclosure of the panels 2 in the package 1 from the plasma side, eliminates the possibility of mechanical impact of adjacent panels 2 on each other, which also increases the reliability of the port limiter.
Claims (2)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2004112823/06A RU2267824C1 (en) | 2004-04-26 | 2004-04-26 | Port-limiter of a thermo-nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2004112823/06A RU2267824C1 (en) | 2004-04-26 | 2004-04-26 | Port-limiter of a thermo-nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2004112823A RU2004112823A (en) | 2005-10-20 |
RU2267824C1 true RU2267824C1 (en) | 2006-01-10 |
Family
ID=35862947
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2004112823/06A RU2267824C1 (en) | 2004-04-26 | 2004-04-26 | Port-limiter of a thermo-nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2267824C1 (en) |
-
2004
- 2004-04-26 RU RU2004112823/06A patent/RU2267824C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
ITER EDA DOCUMENTATION SERIES №16, INTERNATIONAL EXPERIMENTAL REACTOR TECHNICAL BASIS FOR THE ITER FINAL DESIGN REPORT, COST REVIEW AND SAFETY ANALYSIS (FDR), INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, VIENNA, 1998, Chapter //-Section 4.1,page 21,22. * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2004112823A (en) | 2005-10-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN100545073C (en) | Method for assembling and welding cased crane-beam in circular rail of nuclear-power station | |
CN103418916B (en) | Composite laser Arc Welding Process and equipment | |
US20220281031A1 (en) | Welding gas shielding device, laser filler wire welding system and welding method | |
EP2439014A2 (en) | Dissimilar material joint structure | |
CN110362926A (en) | A kind of copper alloy butt plates welding fire check prediction technique based on ansys | |
CN108581167A (en) | A kind of asymmetric fusion penetration double-side electronic beam soldering method of big thickness titanium alloy sheet | |
Guilhem et al. | Manufacturing process and tests of a lower hybrid passive active multi-junction launcher for long pulse experiments on Tore-Supra | |
CN104789749B (en) | Method for heat treatment of welded joint in tube panel | |
RU2267824C1 (en) | Port-limiter of a thermo-nuclear reactor | |
CN103862123A (en) | Laser welding method for solar heat collecting board core | |
CN106346156B (en) | The method deformed in control condenser water box manufacture | |
Mazul et al. | Technological challenges at ITER plasma facing components production in Russia | |
Tanigawa et al. | Comparative study of laser and TIG welding for application to ITER blanket hydraulic connection | |
Merola et al. | European contribution to the development of the ITER divertor | |
RU2267174C1 (en) | Port-limiter of a thermonuclear reactor | |
KR101630405B1 (en) | Spot welding device for nuclear fuel skeleton and spot welding method using that | |
CN204094301U (en) | Copper pipe and device for welding aluminium pipe plumb joint in refrigeration plant | |
CN101380697A (en) | Welding method of thermonuclear reactor experiment cladding modular unit assembly | |
Agrawal et al. | Assembling of thick-section HSLA steel with one seam per layer multi-pass PC-GMA welding producing superior quality | |
CN110773846A (en) | Welding method for high-altitude steel structure | |
KR20140111112A (en) | Method of manufacturing cylindrical membrane wall | |
CN108257681B (en) | Solid tritium production cladding module shielding block | |
Elio et al. | Engineering design of the ITER blanket and relevant research and development results | |
CN114038581A (en) | Flat-plate divertor target plate suitable for magnetic confinement nuclear fusion device and processing method thereof | |
Visca et al. | Manufacturing of small scale W monoblock mockups by hot radial pressing |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090427 |