RU2649854C1 - Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора - Google Patents
Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2649854C1 RU2649854C1 RU2017132383A RU2017132383A RU2649854C1 RU 2649854 C1 RU2649854 C1 RU 2649854C1 RU 2017132383 A RU2017132383 A RU 2017132383A RU 2017132383 A RU2017132383 A RU 2017132383A RU 2649854 C1 RU2649854 C1 RU 2649854C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- thermonuclear
- module
- hybrid
- blanket
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 39
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 16
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 10
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 10
- 229910000310 actinide oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 claims description 4
- BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N potassiosodium Chemical compound [Na].[K] BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 11
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 11
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 8
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 7
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 description 5
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 5
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000012159 carrier gas Substances 0.000 description 3
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 2
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 2
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000011133 lead Substances 0.000 description 2
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 2
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 2
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- -1 neptunium nitride Chemical class 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21B—FUSION REACTORS
- G21B1/00—Thermonuclear fusion reactors
- G21B1/11—Details
- G21B1/13—First wall; Blanket; Divertor
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области термоядерной техники, в частности к бланкетам гибридных термоядерных реакторов. Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами. Топливо тепловыделяющих элементов изготовлено из оксида минорных актинидов. Тепловыделяющие сборки выполнены прямоугольного сечения. Технический результат - увеличение размножающих свойств ядерной зоны модуля бланкета термоядерного реактора. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к области термоядерной техники, в частности к процессу трансмутации минорных актинидов.
Наиболее близким к заявленному изобретению является модуль бланкета термоядерного реактора, в котором размещены тепловыделяющие сборки (ТВС) с тепловыделяющими элементами («Вопросы атомной науки и техники.», сер. Термоядерный синтез, 2004, вып. 4, с. 3-17, «Возможности керамического бланкета термоядерного реактора ДЕМО-С для трансмутации нептуния в нитридном топливе», А.А.Борисов). В указанном модуле бланкета ТВС выполнены шестигранного сечения, и пространство между ними не используется для трансмутации. В известном модуле бланкета в качестве теплоносителя рассматривают применение воды, гелия или свинца.
Известный модуль бланкета обладает следующими недостатками. Использование в качестве топлива только одного элемента минорных актинидов (нитрида нептуния) помимо усложнения технологии получения топлива приводит к малой эффективности трансмутации. Малая плотность заполнения ядерной зоны модуля бланкета приводит к низкой эффективности трансмутации нептуния во всех трех предлагаемых к применению теплоносителях (воде, гелии, свинце), а использование бериллиевой засыпки в пространстве между ТВС вызывает замедление нейтронов, что приводит к дополнительному снижению эффективности трансмутации.
Также следует отметить, что в случае использования в известном модуле бланкета свинцового теплоносителя требуется предварительный прогрев трактов течения теплоносителя бланкета и поддержание их минимальной температуры на уровне температуры плавления свинца, что приводит к усложнению конструкции. В случае использования газового охлаждения требуется учитывать допустимые ограничения тепловыделения в твэл, определяемые допустимой скоростью прокачки газа-носителя в межтвэльном пространстве, а в случае использования водяного теплоносителя из-за большого давления в элементах с ТВС требуется применение толстостенных оболочек, что увеличивает паразитное поглощение нейтронов. Еще одним недостатком использования воды в качестве теплоносителя является то обстоятельство, что нейтроны дополнительно замедляются и самой водой.
Технической проблемой, на решение которой направлено настоящее изобретение, является невысокая производительность ядерной зоны модуля бланкета термоядерного реактора.
Техническим результатом изобретения является увеличение размножающих свойств ядерной зоны модуля бланкета термоядерного реактора.
Указанный технический результат достигается тем, что в модуле бланкета гибридного термоядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащем тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, топливо тепловыделяющих элементов изготовлено из оксида минорных актинидов, а тепловыделяющие сборки выполнены прямоугольного сечения.
Кроме того, в качестве теплоносителя может быть использована натрий-калиевая эвтектика.
За счет использования в модуле бланкета ТВС прямоугольного сечения повышается плотность заполнения ядерной зоны модуля, т.к. минимизируется неиспользуемое пространство в ядерной зоне, и, следовательно, повышаются размножающие свойства ядерной зоны. Вследствие использования оксида минорных актинидов в качестве топлива вместо одного нептуния повышается производительность трансмутации ядер, т.к. в качестве топлива используют более широкий спектр минорных актинидов ОЯТ, и при этом потери размножающих свойств ядерной зоны не происходит. В результате при тех же нейтронных нагрузках на первую стенку производится утилизация не только нептуния, но и других минорных актинидов. Таким образом, обеспечивается увеличение размножающих свойств ядерной зоны модуля бланкета термоядерного реактора, а следовательно, повышается его производительность.
Применение натрий-калиевой эвтектики позволяет отказаться от предварительного прогрева трактов течения теплоносителя и создает более жесткий спектр нейтронов, что также позволяет увеличить размножающие свойства ядерной зоны.
Сущность изобретения поясняется фиг. 1 и 2, на которых схематически представлен модуль бланкета термоядерного реактора, и фиг. 3, на которой представлен пример выполнения ТВС с тепловыделяющими элементами.
Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора содержит первую стенку корпуса 1, верхнюю крышку корпуса 2 с расположенными в ней сборным коллектором 3 теплоносителя и сборным коллектором 4 газа-носителя трития, нижнюю крышку корпуса 5 с расположенными в ней раздающим коллектором 6 теплоносителя и раздающим коллектором 7 газа-носителя трития, тыльную плиту 8, ТВС 9 с тепловыделяющими элементами, фиксирующиеся с помощью дистанцирующих решеток 10, и канистры 11 с керамическим бридером.
ТВС 9 с тепловыделяющими элементами с топливом из оксида минорных актинидов собирают в ядерную зону. Фиксацию ТВС 9 в ядерной зоне осуществляют с помощью дистанцирующих решеток 10, в которые также устанавливают канистры 11 с керамическим бридером. ТВС 9 соединены входными/выходными патрубками с раздающим 6 и сборным 3 коллекторами теплоносителя. Сборный 4 и раздающий 7 коллекторы газа-носителя трития соединены с патрубками канистр 11 с керамическим бридером. Ядерная и бридерная зоны расположены и зафиксированы внутри первой стенки корпуса 1.
На фиг. 3 изображен пример выполнения ТВС 9 с тепловыделяющими элементами из оксида минорных актинидов. ТВС 9 содержит чехол 12, крышки с входным 13 и выходным 14 патрубками теплоносителя и тепловыделяющие элементы 15 из оксида минорных актинидов.
Устройство работает следующим образом.
Во время работы термоядерного реактора в плазме образуются нейтроны. Попадая в ядерную зону модуля бланкета, нейтроны при взаимодействии с ядрами минорных актинидов вызывают их деление, что приводит к трансмутации минорных актинидов. Данные процессы сопровождаются выделением энергии. Предварительные нейтронно-физические расчеты показали, что коэффициент эффективности не превышает 0,95, а суммарная тепловая мощность каждой ТВС 9 с минорными актинидами варьируется от 291 кВт в ТВС ближайшего к плазме ряда до 92 кВт в ТВС последнего ряда ядерной зоны. Вторичные нейтроны из ядерной зоны, попадая в бридерную зону, содержащую канистры 11 с керамическим бридером, замедляются и поглощаются ядрами лития, что приводит к наработке трития. Это сопровождается незначительным выделением энергии, снижающимся в пределах от 4.5 до 0.5 Вт/см3 по мере удаления от первой стенки 1, считая от примыкающих к ядерной зоне канистр 11. Для снятия выделяемой при вышеописанных процессах тепловой мощности в качестве теплоносителя используют натрий-калиевую эвтектику, которая через раздающий коллектор 6, расположенный в нижней крышке модуля, поступает в ТВС. Затем, пройдя через ТВС, теплоноситель попадет в сборный коллектор 3, расположенный в верхней крышке модуля, и далее теплоноситель подается в каналы охлаждения канистр с керамическим бридером. Кроме того, за счет повышения температуры теплоносителя при прохождении ядерной зоны, появляется возможность повышения температуры керамического бридера, для ускорения выделения трития из него.
Claims (2)
1. Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, отличающийся тем, что топливо тепловыделяющих элементов изготовлено из оксида минорных актинидов, а тепловыделяющие сборки выполнены прямоугольного сечения.
2. Модуль бланкета по п. 1, в котором в качестве теплоносителя используют натрий-калиевую эвтектику.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017132383A RU2649854C1 (ru) | 2017-09-15 | 2017-09-15 | Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017132383A RU2649854C1 (ru) | 2017-09-15 | 2017-09-15 | Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2649854C1 true RU2649854C1 (ru) | 2018-04-05 |
Family
ID=61867246
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017132383A RU2649854C1 (ru) | 2017-09-15 | 2017-09-15 | Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2649854C1 (ru) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2695632C1 (ru) * | 2018-12-07 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU2726940C1 (ru) * | 2020-01-31 | 2020-07-17 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU201966U1 (ru) * | 2020-09-30 | 2021-01-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора с охлаждением наружной оболочки |
| RU205721U1 (ru) * | 2020-07-09 | 2021-07-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU207110U1 (ru) * | 2021-04-15 | 2021-10-13 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Бланкет для трансмутации изотопов |
| RU210128U1 (ru) * | 2021-11-29 | 2022-03-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Бланкет для трансмутации изотопов |
| RU214875U1 (ru) * | 2022-06-01 | 2022-11-18 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Сегмент первой стенки термоядерного реактора |
| US11869677B2 (en) | 2020-11-19 | 2024-01-09 | Tokamak Energy Ltd | Breeder blanket for nuclear fusion reactor |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4663110A (en) * | 1982-03-12 | 1987-05-05 | Ga Technologies Inc. | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel |
| RU2212718C1 (ru) * | 2002-07-15 | 2003-09-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля" | Тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора |
| RU2231140C1 (ru) * | 2002-11-18 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Бланкет термоядерного реактора |
| CN103578574A (zh) * | 2013-10-16 | 2014-02-12 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进的聚变-裂变次临界能源堆堆芯产氚包层 |
-
2017
- 2017-09-15 RU RU2017132383A patent/RU2649854C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4663110A (en) * | 1982-03-12 | 1987-05-05 | Ga Technologies Inc. | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel |
| RU2212718C1 (ru) * | 2002-07-15 | 2003-09-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля" | Тритийвоспроизводящий модуль бланкета термоядерного реактора |
| RU2231140C1 (ru) * | 2002-11-18 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Бланкет термоядерного реактора |
| CN103578574A (zh) * | 2013-10-16 | 2014-02-12 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进的聚变-裂变次临界能源堆堆芯产氚包层 |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2695632C1 (ru) * | 2018-12-07 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU2726940C1 (ru) * | 2020-01-31 | 2020-07-17 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU205721U1 (ru) * | 2020-07-09 | 2021-07-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU201966U1 (ru) * | 2020-09-30 | 2021-01-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора с охлаждением наружной оболочки |
| RU2804452C1 (ru) * | 2020-11-19 | 2023-09-29 | Токемек Энерджи Лтд | Бланкет-размножитель |
| US11869677B2 (en) | 2020-11-19 | 2024-01-09 | Tokamak Energy Ltd | Breeder blanket for nuclear fusion reactor |
| RU207110U1 (ru) * | 2021-04-15 | 2021-10-13 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Бланкет для трансмутации изотопов |
| RU210128U1 (ru) * | 2021-11-29 | 2022-03-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Бланкет для трансмутации изотопов |
| RU214875U1 (ru) * | 2022-06-01 | 2022-11-18 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Сегмент первой стенки термоядерного реактора |
| RU2812963C1 (ru) * | 2023-06-06 | 2024-02-06 | Алексей Анатольевич Духанин | Керамический модуль бланкета для термоядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2649854C1 (ru) | Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора | |
| US9111652B2 (en) | High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method | |
| JP6236437B2 (ja) | 加圧水型モジュール式小型炉用の炉心補給水タンク兼除熱システム | |
| RU2549369C2 (ru) | Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов | |
| RU2695632C1 (ru) | Вакуумная камера термоядерного реактора | |
| CN109256222B (zh) | 钠冷快中子核反应堆系统 | |
| CN110603602A (zh) | 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块 | |
| Gluekler | US advanced liquid metal reactor (ALMR) | |
| Wang et al. | Neutron physics of the liquid‐fuel heat‐pipe reactor concept with molten salt fuel—Static calculations | |
| Kim et al. | Design characteristics and startup tests of HANARO: The newly in-service Korean research reactor | |
| RU2726940C1 (ru) | Вакуумная камера термоядерного реактора | |
| Ohashi et al. | Modular high temperature reactor (Modular HTR) contributing the global environment protection | |
| Khan et al. | Steady state and transient analysis of novel design helium cooled ceramic blanket (HCCB) system of China fusion engineering test reactor (CFETR) | |
| Xiao et al. | Development of a Thermal-Hydraulic Analysis Code and Transient Analysis for a FHTR | |
| GB817754A (en) | Nuclear reactor | |
| Xiao et al. | Licensing considerations of a fluoride salt cooled high temperature test reactor | |
| Kim et al. | Critical design issues of the tokamak cooling water system of ITER’s fusion reactor | |
| RU2694812C1 (ru) | Гетерогенный канальный ядерный реактор на тепловых нейтронах | |
| US3153617A (en) | Method of operating boiling coolant reactor with positive reactivity coefficient | |
| Yongchang et al. | Some features of the nuclear heating reactor (NHR) design in China | |
| Forsberg | The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant | |
| Shepherd et al. | The possibilities of achieving high temperatures in a gas cooled reactor | |
| Guyot et al. | On the multiple-pin modeling of the fuel bundle for the simulation of the initiating phase of a severe accident in a sodium fast reactor | |
| CN114220571A (zh) | 一种自然循环余热排出系统及快中子反应堆 | |
| Poplavskii et al. | Prospects for the BN-1800 sodium-cooled fast reactor satisfying 21st century nuclear power requirements |