RU2715749C1 - Нейронная защита, объединенная с соленоидом - Google Patents

Нейронная защита, объединенная с соленоидом Download PDF

Info

Publication number
RU2715749C1
RU2715749C1 RU2019137966A RU2019137966A RU2715749C1 RU 2715749 C1 RU2715749 C1 RU 2715749C1 RU 2019137966 A RU2019137966 A RU 2019137966A RU 2019137966 A RU2019137966 A RU 2019137966A RU 2715749 C1 RU2715749 C1 RU 2715749C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutron
absorbing material
segment
electrically conductive
blocking element
Prior art date
Application number
RU2019137966A
Other languages
English (en)
Inventor
Пол НУНАН
Марсель КРУИП
Original Assignee
Токемек Энерджи Лтд
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 Токемек Энерджи Лтд filed Critical Токемек Энерджи Лтд
Application granted granted Critical
Publication of RU2715749C1 publication Critical patent/RU2715749C1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/05Thermonuclear fusion reactors with magnetic or electric plasma confinement
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/11Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/05Thermonuclear fusion reactors with magnetic or electric plasma confinement
    • G21B1/057Tokamaks
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B3/00Low temperature nuclear fusion reactors, e.g. alleged cold fusion reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/04Concretes; Other hydraulic hardening materials
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/08Metals; Alloys; Cermets, i.e. sintered mixtures of ceramics and metals
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F3/00Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10Nuclear fusion reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

Изобретение относится к нейтронной защите центральной колонны термоядерного реактора типа токамак. Нейтронная защита содержит электропроводящий поглощающий нейтроны материал. Нейтронная защита выполнена так, что электропроводящий поглощающий нейтроны материал образует соленоид для инициирования плазмы внутри токамака. Возможны также варианты выполнения нейтронной защиты в виде слоев, сегментов, вида и расположения элементов из электроизоляционного материала, а также их геометрической формы. Техническим результатом является возможность использования нейтронной защиты в условиях компактных сферических токамаков при росте нейтронной нагрузки. 21 з.п. ф-лы, 5 ил.

Description

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Настоящее изобретение относится к термоядерным реакторам токамак. В частности, изобретение относится к нейтронной защите, объединенной с соленоидом, для использования в центральной колонне токамака, в частности в сферическом токамаке.
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Особенностью токамака является сочетание сильного тороидального магнитного поля, высокого плазменного тока и, как правило, большого объема плазмы и значительного вспомогательного нагрева для обеспечения горячей стабильной плазмы. Это позволяет создать в токамаках условия, при которых может происходить слияние ядер. Вспомогательный нагрев (например, за счет десятков мегаватт инжекции пучка нейтральных частиц высокой энергии H, D или T) необходим, чтобы повысить температуру до достаточно высоких значений, требуемых для возникновения ядерного синтеза и/или для поддержания плазменного тока.
Проблема состоит в том, что из-за большого размера, сильных магнитных полей и обычно требуемых сильных плазменных токов расходы на постройку и на эксплуатацию высоки, и техническая разработка должна быть надежной, чтобы справляться с большой накапливаемой энергией как в магнитных системах, так и в плазме, которая имеет обыкновение «прерываться» - при сильной нестабильности мегаамперные токи снижаются до нуля за нескольких тысячных долей секунды.
Эту ситуацию можно улучшить путем сжатия кольцеобразного тора традиционного токамака до его предела, имеющего вид яблока с сердцевиной - «сферического» токамака (ST). Первая реализация этой концепции в токамаке START в Кулхэме продемонстрировала сильное повышение эффективности - магнитное поле, требуемое для удержания горячей плазмы, может быть снижено в 10 раз. Кроме того, повышается стабильность плазмы и снижаются затраты на постройку.
Для получения термоядерных реакций, требуемых для экономически выгодного генерирования электроэнергии (т.е. намного большей энергии на выходе, чем энергия на входе), традиционный токамак должен быть огромным, чтобы время удержания энергии (которое приблизительно пропорционально объему плазмы) могло быть достаточно большим для того, чтобы плазма могло быть достаточно горячей для возникновения термического синтеза ядер.
В WO 2013/030554 описан альтернативный подход, в котором в качестве источника нейтронов или источника энергии используется компактный сферический токамак. Форма плазмы с низким соотношением сторон в сферическом токамаке улучшает время удержания частиц и позволяет генерировать полезную мощность в намного меньшей машине. Однако необходимо, чтобы центральная колонна имела малый диаметр, что создает проблемы в конструировании камеры для удержания плазмы и связанных с нею магнитов.
В начальной фазе запуска токамака нейтральный газ, который заполняет камеру удержания, необходимо ионизировать для создания плазмы. Процесс, известный как «пробой», «формирование» или «инициирование», достигается путем пропускания изменяющегося во времени тока через тороидально намотанные катушки полоидального поля (PF) токамака. Этот изменяющийся во времени ток создает внутри камеры «напряжение на обходе», которое, становясь достаточно большим, вызывает разрушение газа и образование плазмы. Произведенное напряжение на обходе определяется положением этих тороидальных катушек поля и изменением тока во времени. Наряду с созданием напряжения на обходе внутри камеры ток также будет индуцироваться в любых других тороидально намотанных проводящих контурах (например, плазме или стенке камеры удержания).
В наиболее распространенной технологии формирования плазмы для переноса изменяющегося во времени тока и создания напряжения на обходе используется соленоид, намотанный в центральной колонне токамака. Эта технология хорошо известна, надежна и используется в большинстве токамаков. Однако компактная геометрия сферических токамаков делает реализацию такой технологии метода проблематичной, так как пространство в центре тора ограничено, и оно требуется для тороидальных катушек поля, охлаждения и нейтронной защиты. Поскольку размер и эффективность сферического токамака зависят от размера центральной области, пространство, занимаемое соленоидом, напрямую влияет на эту эффективность. В современных сферических токамаках, таких как MAST и NSTX, используется соленоид, однако ожидаемый рост нейтронной нагрузки в термоядерных реакторах следующего поколения сделает конструкции, используемые для этих токамаков, непригодными из-за необходимости дополнительной защиты.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В соответствии с первым аспектом предложена нейтронная защита центральной колонны термоядерного реактора токамака. Нейтронная защита содержит электропроводящий поглощающий нейтроны материал. Нейтронная защита выполнена так, что электропроводящий поглощающий нейтроны материал образует соленоид для инициирования плазмы внутри токамака.
Другие варианты осуществления охарактеризованы в пункте 2 и последующих пунктах формулы изобретения.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Фиг. 1 и 2 изображают сегмент защиты в соответствии с примерным конструктивным выполнением.
Фиг. 3 иллюстрирует, как сегменты по фиг. 1 и 2 можно расположить для формирования соленоидной обмотки в соответствии с примерным конструктивным выполнением;
Фиг. 4 иллюстрирует, как можно расположить сегменты по фиг. 1 и 2 для образования полного слоя защиты в соответствии с примерным конструктивным выполнением;
Фиг. 5 изображает два таких слоя защиты, наложенных друг на друга в соответствии с примерным конструктивным выполнением.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ
Применение проводящего материала для нейтронной защиты позволяет объединить конструктивное выполнение нейтронной защиты и соленоида в едином узле. Иными словами, нейтронную защиту можно выполнить в форме соленоида, обеспечив при этом подачу питания так, чтобы через этот соленоид мог проходить ток инициирования плазмы. Подходящий материал должен быть как электропроводящим (например, с удельной электропроводностью выше 1 мСм/м при 300 K), так и поглощающим нейтроны. Нейтронную защиту можно выполнить так, чтобы вдоль центральной колонны проходил спиральный путь тока, образуя соленоид. При наличии множества слоев защиты чередующиеся слои могут иметь спирали с различным направлением вращения, так чтобы эти слои можно было соединить попеременно вверху и внизу, образовав единый соленоид, аналогично слоям в обычном соленоиде из намотанной проволоки.
Хотя приведенное ниже описание применимо к защите центральной колонны любого токамака, оно особенно целесообразно для сферического токамака ввиду ограничений, накладываемых конструкцией сферического токамака на ширину центральной колонны.
Внутри защиты может быть предусмотрен электроизоляционный материал для ограничения пути тока. Этот изоляционный материал может сам быть нейтронной защитой, или может иметь ограниченный эффект нейтронной защиты, или не иметь его совсем. В последнем случае следует использовать несколько слоев нейтронной защиты, расположенных так, чтобы не было «линии прямой видимости» через изоляционный материал от плазменной камеры к центральной колонне (то есть прямой линии, проходящей от плазменной камеры к центральной колонне, по которой мог бы перемещаться нейтрон). В качестве альтернативы нейтронную защиту можно выполнить так, чтобы не было линии прямой видимости, даже если используется всего один слой. В противном случае области центральной колонны, имеющие линию прямой видимости к плазменной камере, будут подвергаться воздействию гораздо более высоких и потенциально опасных доз облучения.
Нейтронную защиту можно выполнить из нескольких сегментов электропроводящего поглощающего нейтроны материала, соединенных между собой так, чтобы образовался спиральный путь тока. Например, это можно обеспечить путем соединения нескольких сегментов, каждый из которых является сегментом спирали, или путем укладки друг на друга нескольких горизонтальных сегментов кольцевой дуги, каждый из которых присоединен к другому в вертикальном направлении, образуя приблизительно спиральную траекторию (более подробно показано в описанном ниже примере на фиг. 3).
Чтобы обеспечить как электрическое соединение, так и жесткость конструкции, эти сегменты можно соединять с помощью взаимодействующих блокирующих элементов. Альтернативно, можно предусмотреть отдельные элементы для конструктивного соединения и для электрического соединения (например, непроводящий набор взаимодействующих блокирующих элементов, которые удерживают сегменты на месте, обеспечивая контакт между проводящими гранями). Элементы, обеспечивающие конструктивное соединение, могут иметь более высокое сопротивление сдвигу, чем электропроводящий поглощающий нейтроны материал.
Сегменты могут иметь изоляционные слои, чтобы исключить нежелательный электрический контакт между сегментами, или же можно предусмотреть изоляционные слои отдельно при создании нейтронной защиты. Сегменты могут содержать материал с более низким удельным сопротивлением, чем электропроводящий поглощающий нейтроны материал, размещенный для облегчения электрического соединения.
Далее будет описано примерное конструктивное выполнение. Однако специалисту в данной области будет очевидно, что возможны многие другие конструктивные ипполнения, особенно в свете возможности отливки цементированных карбидов в различные формы.
На фиг. 1 и 2 показан сегмент 1 защиты в соответствии с примерным конструктивным исполнением. Сегмент защиты имеет верхнюю 2 и нижнюю 3 поверхности, которые образуют кольцевые дуги, и этот сегмент защиты имеет стороны, которые обычно простираются вертикально между верхней и нижней поверхностями. Изоляционный слой 4 предусмотрен на верхней поверхности сегмента, за исключением тех случаев, когда он соединяется со следующим сегментом в спираль, и на одной из торцевых поверхностей сегмента. Соединение со следующим сегментом осуществляется посредством комплементарных блокирующих элементов, расположенных на одном конце верхней поверхности и на противоположном конце нижней поверхности, таких как выступ 5 и соответствующее углубление 6. Для обеспечения дополнительной жесткости сегментов выступ 5 выполнен из материала с более высокой прочностью на сдвиг, чем электропроводящий поглощающий нейтроны материал. В качестве альтернативы, в каждом сегменте может быть предусмотрено углубление как на верхней, так и на нижней поверхности, и для соединения сегментов в оба углубления вставляется шип или аналогичный соединительный элемент.
Электрическое соединение обеспечивается за счет использования электропроводящей области 7 на верхней поверхности, которая простирается до того же уровня, что и изоляционный материал (в противном случае между электропроводящим поглощающий нейтроны материалом и толщиной изоляционного слоя образовался бы зазор). Это может быть продолжением электропроводящего поглощающего нейтроны материала или же накладкой из другого электропроводящего материала, например, материала с более высокой удельной электропроводностью, чем остальная часть нейтронной защиты, например, меди.
На фиг. 3 показано, как можно расположить сегменты для образования соленоидной обмотки - выступ или шип 5 каждого сегмента заблокирован в отверстии следующего сегмента и расположен так, чтобы образовать приблизительно спиральную форму. Как показано на фиг. 4, где угол дуги составляет чуть менее 180°, обеспечивается полный слой защиты, имеющий два «ряда» 1a и 1b сегментов, каждый из которых образует отдельную спираль. На фиг. 4 также показано, как расположены сегменты вокруг криостата 8 центральной колонны.
Чтобы исключить линию прямой видимости через изоляционный слой, можно наложить сверху первого слоя 11 второй слой 12 сегментов защитного экрана, как показано на фиг. 5. Внутренний радиус сегментов второго слоя соответствует (или немного больше) внешнему радиусу сегментов первого слоя, и на противоположных концах поверхностей, расположенных выше/ниже относительно поверхностей верхнего слоя первого слоя, предусмотрены дополнительные блокирующие элементы сегментов второго слоя. За счет этого второй слой оборачивается вокруг первого слоя и обеспечивается намотка второго слоя в противоположном направлении вращения. Первый и второй слой, как таковые, могут быть соединены вверху или внизу, чтобы образовать единый соленоид. Альтернативно, второй слой может быть намотан в том же направлении и соединен параллельно. Второй слой смещен в осевом и вращательном направлениях относительно первого слоя, чтобы исключить линию прямой видимости через изоляционные слои.
Существует несколько возможных вариантов электропроводящих поглощающих нейтроны материалов. Предыдущая работа показала пригодность цементированных карбидов, боридов или борокарбидов, например, карбида вольфрама, в качестве поглощающего нейтроны материала (см. WO 2016/009176 A1). Эти материалы являются электропроводящими (благодаря металлическому связующему, и часто наполнитель карбид/борид является проводящим). Цементированные карбиды представляют собой композит с металлической матрицей, в котором частицы карбида выступают в качестве наполнителя, а металлическое связующее служит матрицей. Цементированные карбиды образуются в процессе спекания, при котором материал нагревается до точки, в которой связующее вещество становится жидким, а частицы карбида остаются твердыми. При этом зерна карбида внедряются в жидкое связующее, которому затем дают схватиться. Полученный в результате материал обладает качествами, которые превосходят свойства карбида или связующего, взятых отдельно. Пластичное связующее компенсирует природную хрупкость карбидной керамики, а частицы карбида придают полученному композиту более высокую твердость, чем твердость одного связующего. Благодаря металлическому связующему цементированные карбиды обычно имеют высокую теплопроводность, что снижает термическое напряжение, испытываемое материалом из-за неравномерного нагрева. Коэффициент линейного теплового расширения цементированных карбидов или боридов обычно находится в интервале от 4 до 5×10-6. Цементированные материалы также устойчивы к распылению (абляции наружной поверхности материала энергичными частицами). Например, скорость распыления цементированного карбида вольфрама обычно составляет четверть скорости распыления чистого вольфрама.
Цементированные бориды эквивалентны, но при использовании в качестве наполнителя не карбида, а частиц борида. Можно также использовать частицы борокарбида.
Выбор карбида/борида и связующего будет зависеть от условий в реакторе. Необходимость противостоять сильному нейтронному потоку не позволяет использовать многие элементы и изотопы, такие как кобальт и никель, которые под воздействием нейтронов становятся радиоактивными. При использовании ферромагнитного материала сильные магнитные поля требуют учета структурных аспектов, поскольку результирующие силы будут создавать большие напряжения внутри реактора. Аналогичные факторы имеют место при выборе карбида. Кроме того, материал, конечно, должен быть способен уменьшить поток нейтронов, достигающих компонентов, которые расположены за защитой. Углерод будет естественно действовать как замедлитель, замедляя нейтроны деления, что дает большую свободу выбора других подходящих для использования элементов (так как гораздо большее число элементов являются эффективными поглотителями медленных нейтронов, чем более быстрых нейтронов). Эффективным поглотителем нейтронов является бор-10.
Потенциально возможными кандидатами для использования в качестве карбида являются карбид вольфрама, обладающий приемлемым поглощением нейтронов и хорошо изученными механическими свойствами, борид вольфрама и карбид бора, сочетающий в себе замедляющие свойства углерода с нейтронным поглощением бора. Чтобы сбалансировать структурные и нейтронные свойства материала, можно использовать несколько карбидов. Кроме того, в дополнение к карбидам можно добавить в цементируемый материал другие вещества, например, в преимущественно карбидный композит можно добавить бориды, чтобы ввести в защиту бор, или наоборот. Добавление борида вольфрама в цементированный карбид вольфрама может повысить коррозионную стойкость. Подходящие для использования борокарбиды включают в себя борокарбид вольфрама, в частности, тройной борокарбид вольфрама. Другие вещества, которые можно добавить в этот материал, включают в себя оксиды и нитриды, например, для улучшения структурных характеристик материала можно добавить нитрид титана.
Другие альтернативы карбиду вольфрама или борокарбиду вольфрама включают в себя бориды и/или карбиды элементов, соответствующих шестому (или выше) периоду Периодической таблицы элементов. Температуры плавления элементов возрастают от начала до конца шестого периода, достигая максимума в шестой группе (вольфрам). Поэтому основными элементами-кандидатами являются гафний, тантал, вольфрам и рений. Платиновые металлы теоретически могут быть пригодны для нейтронной защиты, но их использование считается менее целесообразным, поскольку соединения осмия обладают высокой токсичностью, а иридий и платина слишком дорогие. Рений также очень дорогой и очень редкий элемент. Следовательно, тремя наиболее вероятными кандидатами являются гафний, тантал и вольфрам. Из них вольфрам (включая его соединения) - самый дешевый и наиболее доступный, и он легко поддается обработке методами порошковой металлургии.
Прочие подходящие материалы защиты включают в себя чистые металлы шестого периода Периодической таблицы и содержащие их сплавы или соединения, включая композиты, состоящие из электропроводящего связующего и наполнителя, который содержит непроводящее соединение таких металлов.

Claims (25)

1. Нейтронная защита для центральной колонны термоядерного реактора токамак, содержащая электропроводящий поглощающий нейтроны материал, причем нейтронная защита выполнена так, что электропроводящий поглощающий нейтроны материал образует соленоид для инициирования плазмы внутри токамака.
2. Нейтронная защита по п. 1, причем нейтронная защита содержит электроизоляционный материал, расположенный с разделением витков соленоида, образованного электропроводящим поглощающим нейтроны материалом.
3. Нейтронная защита по любому предыдущему пункту, причем нейтронная защита расположена так, что любой прямой путь между местоположением плазмы во время работы термоядерного реактора и центральной колонной проходит через поглощающий нейтроны материал.
4. Нейтронная защита по п. 3, причем нейтронная защита образована из множества радиально расположенных слоев, причем каждый слой включает в себя поглощающий нейтроны материал, расположенный закрывающим зазоры в поглощающем нейтроны материале в других слоях из упомянутого множества слоев.
5. Нейтронная защита по п. 4, причем каждый слой выполнен так, чтобы образовать соленоид, причем чередующиеся слои имеют противоположное направление намотки, и при этом смежные слои соединены последовательно в верхней или нижней части слоев.
6. Нейтронная защита по любому предыдущему пункту, причем нейтронная защита выполнена из множества дугообразных сегментов электропроводящего поглощающего нейтроны материала, причем упомянутые сегменты соединены так, чтобы обеспечить практически спиральный путь тока.
7. Нейтронная защита по п. 6, причем каждый сегмент содержит первый блокирующий элемент на одном конце одной грани сегмента и второй комплементарный блокирующий элемент на противоположном конце противоположной грани сегмента, при этом сегменты соединены посредством соединения первого блокирующего элемента первого сегмента со вторым блокирующим элементом следующего сегмента.
8. Нейтронная защита по п. 7, причем один конец верхней дугообразной грани первого сегмента соединен блокирующими элементами с противоположным концом нижней дугообразной грани следующего сегмента.
9. Нейтронная защита по п. 7 или 8, причем первый блокирующий элемент является выступом, а второй блокирующий элемент - комплементарным углублением.
10. Нейтронная защита по п. 7 или 8, причем первый блокирующий элемент является шипом, а второй блокирующий элемент - комплементарным отверстием.
11. Нейтронная защита по любому из пп. 7-10, причем первый блокирующий элемент образован из материала, имеющего больший предел прочности на сдвиг, чем электропроводящий поглощающий нейтроны материал.
12. Нейтронная защита по любому из пп. 7-11, причем первый и/или второй блокирующий элемент образован из материала, имеющего более высокую удельную электропроводность, чем электропроводящий поглощающий нейтроны материал.
13. Нейтронная защита по любому из пп. 7-12, причем каждый сегмент содержит область электрического соединения, которая находится в контакте с соответствующим следующим сегментом, и слой изоляционного материала, расположенный так, что единственное соединение между сегментами происходит через область электрического соединения каждого сегмента.
14. Нейтронная защита по п. 13, причем область электрического соединения содержит материал, имеющий более высокую удельную электропроводность, чем электропроводящий поглощающий нейтроны материал.
15. Нейтронная защита по п. 14, причем область электрического соединения содержит накладку, выполненную из металла, необязательно меди.
16. Нейтронная защита по любому из пп. 6-15, причем каждый сегмент имеет верхнюю и нижнюю поверхности, образованные двумя дугами окружности и линиями, соединяющими их концы, причем дуги окружности имеют общий угол и центр, и каждый сегмент имеет стороны, простирающиеся вертикально между верхней и нижней поверхностями.
17. Нейтронная защита по п. 16, причем угол каждой дуги окружности составляет менее 180 градусов и сегменты расположены так, чтобы обеспечить два или более спиральных пути тока.
18. Нейтронная защита по любому из пп. 6-17, причем сегменты расположены в два слоя, причем второй слой расположен радиально снаружи от первого слоя и смещен в осевом и вращательном направлении от первого слоя так, что любой прямой путь между местоположением плазмы во время работы термоядерного реактора и центральной колонной проходит через нейтронную защиту.
19. Нейтронная защита по любому предыдущему пункту, причем электропроводящий поглощающий нейтроны материал представляет собой цементированный карбид и/или борид, содержащий связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы соединения карбида и/или борида, а связующее содержит металл.
20. Нейтронная защита по п. 19, причем наполнитель содержит один из или более из:
карбида вольфрама,
борида вольфрама,
тройного борокарбида вольфрама.
21. Нейтронная защита по любому предыдущему пункту, причем электропроводящий поглощающий нейтроны материал имеет удельную электропроводность при 300 K выше 106 См/м.
22. Нейтронная защита по любому предыдущему пункту, причем электропроводящий поглощающий нейтроны материал содержит металл шестого периода Периодической таблицы.
RU2019137966A 2017-04-26 2018-04-23 Нейронная защита, объединенная с соленоидом RU2715749C1 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GBGB1706648.1A GB201706648D0 (en) 2017-04-26 2017-04-26 Combined neutron shield and solenoid
GB1706648.1 2017-04-26
PCT/GB2018/051055 WO2018197846A1 (en) 2017-04-26 2018-04-23 Combined neutron shield and solenoid

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2715749C1 true RU2715749C1 (ru) 2020-03-03

Family

ID=58795737

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019137966A RU2715749C1 (ru) 2017-04-26 2018-04-23 Нейронная защита, объединенная с соленоидом

Country Status (9)

Country Link
US (1) US10847269B2 (ru)
EP (1) EP3616216B1 (ru)
JP (1) JP7210469B2 (ru)
KR (1) KR102168483B1 (ru)
CN (1) CN110574122B (ru)
CA (1) CA3061310A1 (ru)
GB (1) GB201706648D0 (ru)
RU (1) RU2715749C1 (ru)
WO (1) WO2018197846A1 (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN212434267U (zh) * 2020-02-04 2021-01-29 中国海洋石油集团有限公司 一种放射性源库

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2494185A (en) * 2011-09-02 2013-03-06 Tokamak Solutions Uk Ltd A spherical tokamak with toroidal field magnets made from high-temperature superconductor
RU2522580C2 (ru) * 2012-07-31 2014-07-20 Российская Федерация в лице Открытого акционерного общества "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Термостойкий нейтронозащитный материал
RU2561989C1 (ru) * 2014-07-17 2015-09-10 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский технологический университет "МИСиС" Радиационно-защитный материал на полимерной основе с повышенными рентгенозащитными и нейтронозащитными свойствами
GB2528272A (en) * 2014-07-15 2016-01-20 Tokamak Energy Ltd Shielding materials for fusion reactors
GB2529412A (en) * 2014-08-18 2016-02-24 Tokamak Energy Ltd Hybrid magnet for use in fusion reactors

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3736539A (en) * 1972-04-18 1973-05-29 Atomic Energy Commission Moment-free toroidal magnet design
DE2412775A1 (de) * 1974-03-16 1975-09-18 Interatom Absorberelement fuer kugelhaufenreaktoren
US4166760A (en) * 1977-10-04 1979-09-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Plasma confinement apparatus using solenoidal and mirror coils
JPS6266190A (ja) * 1985-09-19 1987-03-25 株式会社東芝 核融合装置の中性子遮蔽体構造
JPH09113660A (ja) * 1995-10-18 1997-05-02 Hitachi Ltd 核融合炉
JP3313624B2 (ja) * 1997-08-22 2002-08-12 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法
US7213325B2 (en) * 2004-02-03 2007-05-08 Board Of Regents, University Of Houston Method of manufacturing Fe-sheathed MgB2 wires and solenoids
JP4742225B2 (ja) * 2004-11-22 2011-08-10 株式会社間組 耐熱中性子遮蔽体及び中性子遮蔽方法
JP4660308B2 (ja) 2005-07-25 2011-03-30 株式会社東芝 ソレノイドコイル装置
CN1925074B (zh) * 2005-08-29 2010-08-11 北京北方微电子基地设备工艺研究中心有限责任公司 电感耦合线圈及其电感耦合等离子体装置
CN1852631A (zh) * 2005-12-08 2006-10-25 北京北方微电子基地设备工艺研究中心有限责任公司 多螺线管等离子体源
KR101123652B1 (ko) * 2006-06-30 2012-03-20 홀텍 인터내셔날, 인크. 하이레벨 폐기물을 저장하기 위한 장치, 시스템 및 방법
CN200969335Y (zh) * 2006-11-08 2007-10-31 北京实力源科技开发有限责任公司 一种等离子体源
KR101867092B1 (ko) 2011-09-02 2018-06-14 토카막 에너지 리미티드 효율적인 콤팩트 핵융합로
GB2510447B (en) * 2013-09-13 2015-02-18 Tokamak Energy Ltd Toroidal field coil for use in a fusion reactor
CN105244067B (zh) * 2015-08-25 2017-08-25 中国科学院合肥物质科学研究院 一种高密度和大中子吸收截面的反应堆屏蔽层组件
WO2017049406A1 (en) 2015-09-22 2017-03-30 1994680 Alberta Ltd. Magnetocompression-assisted fusion

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2494185A (en) * 2011-09-02 2013-03-06 Tokamak Solutions Uk Ltd A spherical tokamak with toroidal field magnets made from high-temperature superconductor
RU2522580C2 (ru) * 2012-07-31 2014-07-20 Российская Федерация в лице Открытого акционерного общества "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Термостойкий нейтронозащитный материал
GB2528272A (en) * 2014-07-15 2016-01-20 Tokamak Energy Ltd Shielding materials for fusion reactors
RU2561989C1 (ru) * 2014-07-17 2015-09-10 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский технологический университет "МИСиС" Радиационно-защитный материал на полимерной основе с повышенными рентгенозащитными и нейтронозащитными свойствами
GB2529412A (en) * 2014-08-18 2016-02-24 Tokamak Energy Ltd Hybrid magnet for use in fusion reactors

Also Published As

Publication number Publication date
US10847269B2 (en) 2020-11-24
EP3616216B1 (en) 2021-04-14
GB201706648D0 (en) 2017-06-07
CN110574122B (zh) 2021-05-14
EP3616216A1 (en) 2020-03-04
CN110574122A (zh) 2019-12-13
KR102168483B1 (ko) 2020-10-21
KR20190137167A (ko) 2019-12-10
US20200135343A1 (en) 2020-04-30
JP2020517950A (ja) 2020-06-18
CA3061310A1 (en) 2018-11-01
JP7210469B2 (ja) 2023-01-23
WO2018197846A1 (en) 2018-11-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2713484C2 (ru) Материалы защиты для термоядерных реакторов
EP3747024B1 (en) Improved central column designs for tokamaks
EP3183732B1 (en) Hybrid magnet for use in fusion reactors
Kuroda et al. Initial results from solenoid-free plasma start-up using transient CHI on QUEST
RU2715749C1 (ru) Нейронная защита, объединенная с соленоидом
US10580535B2 (en) Tokamak with poloidal field coil arrangement for double null merging ignition, method therefor and nuclear fusion reactor with the same
Zlobin et al. Superconducting magnets for accelerators
Tommasini Nb3Sn accelerator dipole magnet needs for a future circular collider
Pronskikh et al. Radiation and thermal analysis of production solenoid for Mu2e experimental setup
Defeng et al. Design and platform testing of the compact torus central fueling device for the EAST tokamak
Haubenreich Superconducting magnets for toroidal fusion reactors
Part Future Needs and Requirements
Chen Multipoles and Surmacs II: Engineering
Jayakumar et al. The Next Generation: Supersynchrotrons