RU2812963C1 - Ceramic blanket module for fusion reactor - Google Patents

Ceramic blanket module for fusion reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2812963C1
RU2812963C1 RU2023114876A RU2023114876A RU2812963C1 RU 2812963 C1 RU2812963 C1 RU 2812963C1 RU 2023114876 A RU2023114876 A RU 2023114876A RU 2023114876 A RU2023114876 A RU 2023114876A RU 2812963 C1 RU2812963 C1 RU 2812963C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
lithium
tritium
ceramics
thermonuclear
hydride
Prior art date
Application number
RU2023114876A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Алексей Анатольевич Духанин
Сергей Валерьевич Серушкин
Original Assignee
Алексей Анатольевич Духанин
Filing date
Publication date
Application filed by Алексей Анатольевич Духанин filed Critical Алексей Анатольевич Духанин
Application granted granted Critical
Publication of RU2812963C1 publication Critical patent/RU2812963C1/en

Links

Abstract

FIELD: thermonuclear technology.
SUBSTANCE: ceramic module of a thermonuclear reactor blanket used for reproduction of the hydrogen isotope - tritium. The blanket module consists of first wall [1] made of a refractory material, behind which lithium circulates, irradiated by a neutron flux, and tritium forms lithium hydride, reacting with the surrounding lithium. Thermoregulation is carried out by plate made of temperature-conducting material [2]. A mixture of lithium and lithium hydride, entering storage tank [3], evaporates into the cavity above the storage tank, through separator [4], where it reacts with porous ceramics [5]. Moreover, the ceramics consists of a globular structure, which makes it possible to use the available space to find lithium hydride, and during the reaction, tritium and lithium orthosilicate are formed, which is subsequently irradiated with neutrons to additionally produce tritium.
EFFECT: increased tritium production, as well as possibility of cyclic use of lithium with double use of tritium-regenerating ceramics.
1 cl, 2 dwg, 2 tbl

Description

Область техникиField of technology

Область применения заявляемого технического решения - это термоядерная техника. Устройство необходимо для воспроизводства изотопа водорода - трития, который применяется для работы термоядерных исследовательских энергоустановок.The scope of application of the proposed technical solution is thermonuclear technology. The device is necessary for the reproduction of the hydrogen isotope - tritium, which is used to operate thermonuclear research power plants.

Уровень техникиState of the art

1. Известно техническое решение [ЛИТИЙ В ЭНЕРГЕТИЧЕСКОМ ТЕРМОЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ И.Е. Люблинский (ФГУП «Красная Звезда») 2006 г.], сущность которого в следующем:1. The technical solution is known [LITHIUM IN THE ENERGY THERMONUCLEAR REACTOR I.E. Lublinsky (FSUE "Red Star") 2006], the essence of which is as follows:

Для практической реализации возможности использования жидкого лития в качестве материала, контактирующего с плазмой, предложено использовать литиевые капиллярно-пористые структуры - КПС.Подвод жидкого металла к поверхности, контактирующей с плазмой, происходит через каналы, пронизывающие КПС. Ее характеристики (переменная пористость, анизотропия проницаемости, геометрия рабочей поверхности и др.) могут регулироваться в широких пределах путем изменения технологии изготовления. Конструкция КПС может обеспечить достаточное давление рабочего тела в системе подпитки за счет сил капиллярного напора. Такая система является самоудерживающей и саморегулируемой, поскольку распределение давления рабочего тела в КПС остро реагирует на локальные изменения тепловой нагрузки на ее поверхность.To practically implement the possibility of using liquid lithium as a material in contact with plasma, it is proposed to use lithium capillary-porous structures - CPS. The supply of liquid metal to the surface in contact with plasma occurs through channels penetrating the CPS. Its characteristics (variable porosity, anisotropy of permeability, geometry of the working surface, etc.) can be adjusted within wide limits by changing the manufacturing technology. The design of the CPS can provide sufficient pressure of the working fluid in the make-up system due to capillary pressure forces. Such a system is self-restraining and self-regulating, since the pressure distribution of the working fluid in the CV joint acutely reacts to local changes in the thermal load on its surface.

Недостатком данного технического решения является, трудоемкость производства молибден-вольфрамовых проволок диаметром 100 мкм, низкая износостойкость структуры, обязывает к периодической замене выгоревших частей бланкета. Существует риск попадания частей проволочной структуры в область камеры термоядерного реактора, что существенно влияет на удержание плазмы, также как отмечают сами авторы (переменная пористость, анизотропия проницаемости и др.), негативно влияют на эксплуатационные характеристики, представленного технического решения, также в процессе наработки трития, происходит взаимодействие его с литием - гидрид лития.The disadvantage of this technical solution is the labor-intensive production of molybdenum-tungsten wires with a diameter of 100 microns, the low wear resistance of the structure, which requires periodic replacement of burnt-out parts of the blanket. There is a risk of parts of the wire structure getting into the area of the thermonuclear reactor chamber, which significantly affects plasma confinement, also, as the authors themselves note (variable porosity, anisotropy of permeability, etc.), negatively affect the operational characteristics of the presented technical solution, also in the process of tritium production , it interacts with lithium - lithium hydride.

2. Также известно другое техническое решение [ИССЛЕДОВАНИЕ СВОЙСТВ ЛИТИЙСОДЕРЖАЩИХ КЕРАМИК, ПРЕДПОЛАГАЕМЫХ К ИСПОЛЬЗОВАНИЮ В БЛАНКЕТАХ РОССИЙСКИХ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ, И ОЦЕНКА ИХ ВЛИЯНИЯ НА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ РЕАКТОРОВ В.К. Капышев, 17 апреля 2003], сущность которого в следующем.2. Another technical solution is also known [RESEARCH OF THE PROPERTIES OF LITHIUM-CONTAINING CERAMICS PROPOSED FOR USE IN BLANKETS OF RUSSIAN THERMONUCLEAR REACTORS AND ASSESSMENT OF THEIR INFLUENCE ON TECHNOLOGICAL SYSTEMS OF V.K. REACTORS Kapyshev, April 17, 2003], the essence of which is as follows.

Одним из наиболее перспективных вариантов зоны воспроизводство трития (ЗВТ) бланкета является гелий охлаждаемый литий содержащий керамический бридер с использованием бериллия в качестве размножителя нейтронов.One of the most promising options for a tritium breeding zone (TBR) blanket is a helium-cooled lithium-containing ceramic breeder using beryllium as a neutron multiplier.

Разработана технология изготовления таблеток из ортосиликата, метасиликата и алюмината лития с воспроизводимыми геометрическими параметрами и физическими свойствами. Реакторное облучение показало более высокую радиационную стойкость алюмината и возможность использования ортосиликата лития в бланкетах реакторов без изменения их служебных свойств ~ 3% по литию.A technology has been developed for the production of tablets from lithium orthosilicate, metasilicate and aluminate with reproducible geometric parameters and physical properties. Reactor irradiation showed a higher radiation resistance of aluminate and the possibility of using lithium orthosilicate in reactor blankets without changing their service properties ~ 3% for lithium.

Недостатком данного технического решения является, трудоемкость производства керамических литий содержащих таблеток, представленная технологическая схема синтеза требует высокой точности изготовления, в процессе эксплуатации необходимо заменять выгоревшую керамику, что усложняет эксплуатацию бланкета.The disadvantage of this technical solution is that the production of ceramic lithium-containing tablets is labor-intensive; the presented technological scheme of synthesis requires high manufacturing precision; during operation, it is necessary to replace burnt-out ceramics, which complicates the operation of the blanket.

3. Наиболее близким к заявленному техническому решению является [патент RU2649854, МПК G21B 1/13 от 15.09.2017], сущность которого в следующем:3. The closest to the claimed technical solution is [patent RU2649854, IPC G21B 1/13 dated September 15, 2017], the essence of which is as follows:

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. Вторичные нейтроны из ядерной зоны, попадая в бридерную зону, с керамическим бридером, замедляются и поглощаются ядрами лития, что приводит к наработке трития.The invention relates to the field of thermonuclear technology, in particular to blankets of hybrid thermonuclear reactors. The blanket module of a hybrid thermonuclear reactor with liquid metal coolant contains fuel assemblies with fuel elements. The fuel element fuel is made from minor actinide oxide. Fuel assemblies are made of rectangular cross-section. The technical result is an increase in the multiplying properties of the nuclear zone of the blanket module of a thermonuclear reactor. Secondary neutrons from the nuclear zone, entering the breeder zone with a ceramic breeder, are slowed down and absorbed by lithium nuclei, which leads to the production of tritium.

Недостатком данного технического решения является, неравномерность воспроизводства трития, выгорание лития из керамического бридера происходит неравномерно, вызванная анизотропия свойств понижает эксплуатационные характеристики изобретения.The disadvantage of this technical solution is the uneven reproduction of tritium, the burning of lithium from the ceramic breeder occurs unevenly, and the resulting anisotropy of properties reduces the performance characteristics of the invention.

Раскрытие изобретенияDisclosure of the Invention

Задачей заявляемого технического решения является создание тритий-воспроизводящего модуля термоядерного реактора (ТЯР), технологичного в производстве, эксплуатации и обслуживании, применение которого возможно, как отдельно от рабочей камеры, так и совместно, через бланкет.The objective of the proposed technical solution is to create a tritium-breeding module of a thermonuclear reactor (TNR), technologically advanced in production, operation and maintenance, the use of which is possible both separately from the working chamber and together, through a blanket.

Технологичность данного метода получения трития, достигается созданием пористой керамики на основе кремнезема. Мелкодисперсные глобулы SiO 2 обладают температурой плавления порядка 1400°C, что способствует долгосрочной работеThe manufacturability of this method of producing tritium is achieved by creating porous ceramics based on silica. Finely dispersed SiO 2 globules have a melting point of about 1400°C, which contributes to long-term operation

Глобулы кремнезема образуют единую изотропную структуру с одинаковыми промежутками, как между наноструктурами, так и между их слоями, что позволяет использовать имеющиеся пространство, для нахождения гидрида лития.Silica globules form a single isotropic structure with equal spacing, both between nanostructures and between their layers, which makes it possible to use the available space to find lithium hydride.

В процессе работы возникла необходимость, провести качественные химические расчеты для определения возможности протекаемых предполагаемых реакций, для этого воспользуемся законами термодинамикиIn the process of work, the need arose to carry out high-quality chemical calculations to determine the possibility of the proposed reactions occurring, for this we will use the laws of thermodynamics

I) Убедимся в возможности протекания реакции взаимодействия паров лития с глобулами кремнезема формула (1).I) Let us make sure that the reaction of interaction of lithium vapor with silica globules (formula (1)) can occur.

(1) (1)

где Li - подводимые остаточные пары лития в поры между глобуламиwhere Li is the residual lithium pairs supplied into the pores between the globules

SiO 2 - кремнезем. SiO 2 - silica.

Li 2 O и Si - оксид лития и кремний, предполагаемый продукты. Li 2 O and Si are lithium oxide and silicon putative products.

Для расчетов воспользуемся термодинамическими данными таблицы 1 [Haynes,, W. M. CRC Handbook of Chemistry and Physics 97th Edition / W. M. Haynes,. - Boca Raton: CRC Press, 2016. - 2643 с.]For calculations, we use the thermodynamic data of Table 1 [Haynes,, W. M. CRC Handbook of Chemistry and Physics 97th Edition / W. M. Haynes,. - Boca Raton: CRC Press, 2016. - 2643 pp.]

Таблица 1Table 1

Вещество
(Раздел в книге)
Substance
(Section in the book)
Н 0 298 кДж/мольH 0 298 kJ/mol G 0 298 кДж/мольG 0 298 kJ/mol S 0 298 Дж/моль⋅К S 0 298 J/mol⋅K C 0 p Дж/моль⋅К C 0 p J/mol⋅K
H 2 газ (5-22) H 2 gas (5-22) 00 00 130,52130.52 28.828.8 Li жидкость (5-25) Li liquid (5-25) 00 00 29.129.1 24,924.9 Si твердое (5-35) Si solid (5-35) 00 00 18,7218.72 2020 LiH жидкое (5-25) LiH liquid (5-25) -90,67-90.67 -68,7-68.7 20,620.6 27,927.9 Li 2 SiO 3 твердое (5-25) Li 2 SiO 3 solid (5-25) -1648-1648 -1557,2-1557.2 79,879.8 99,199.1 SiO 2 твердое (5-35) SiO 2 solid (5-35) -910,7-910.7 -856,3-856.3 42,2642.26 44,444.4

Рассчитаем энергию Гиббса и убедимся в возможности реакции (1)Let's calculate the Gibbs energy and verify the possibility of reaction (1)

1) Рассчитаем тепловой эффект1) Calculate the thermal effect

(2) (2)

где - стехиометрические коэффициенты реактивовWhere - stoichiometric coefficients of reagents

(3) (3)

Подставим данные таблицы 1Let's substitute the data from Table 1

(3,1) (3.1)

2) Рассчитаем энтропию2) Calculate entropy

(4) (4)

где - стехиометрические коэффициенты реактивовWhere - stoichiometric coefficients of reagents

(5) (5)

Подставим данные таблицы 1Let's substitute the data from Table 1

(5,1) (5.1)

3) Рассчитаем энергию Гиббса при T=1000 K3) Let's calculate the Gibbs energy at T= 1000 K

(6) (6)

(7) (7)

G 0 298<0, процесс при T=1000 K протекает в прямом направленииG 0 298 <0, the process at T =1000 K proceeds in the forward direction

II) При нейтронном облучении лития в процессе термоядерного синтеза или реакции размножения нейтронов в бридере, образуется изотоп водорода тритий формула (12).II) When lithium is irradiated with neutrons during thermonuclear fusion or a neutron multiplication reaction in a breeder, the hydrogen isotope tritium (formula (12)) is formed.

(8) (8)

Тогда согласно формуле (8), образовавшийся водород будет вступать с окружающим его литием формула (9). Then, according to formula (8), the resulting hydrogen will interact with the lithium surrounding it (formula (9).

(9) (9)

1) Рассчитаем тепловой эффект1) Calculate the thermal effect

(10) (10)

Подставим данные таблицы 1Let's substitute the data from Table 1

(10,1) (10.1)

2) Рассчитаем энтропию2) Calculate entropy

(11) (eleven)

Подставим данные таблицы 1Let's substitute the data from Table 1

(11,1) (11.1)

3) Рассчитаем энергию Гиббса при T=1000 K согласно методу Темкина-Шварцмана, для более точного результата расчета по сравнению с (10) Обратившись к [Краткий справочник физико-химических величин. Издание десятое, испр, и дополи. / Под ред. А. А. Равделя и А. М. Пономаревой - СПб.: «Иван Федоров», 2003. С.76, ил. ISBN 5-8194-0071-2]3) Let's calculate the Gibbs energy at T = 1000 K according to the Temkin-Schwartzman method, for a more accurate calculation result compared to (10) Referring to [Quick reference book of physical and chemical quantities. Tenth edition, corrected and supplemented. / Ed. A. A. Ravdel and A. M. Ponomareva - St. Petersburg: “Ivan Fedorov”, 2003. P.76, ill. ISBN 5-8194-0071-2]

Были взяты следующие коэффициенты для расчета при T=1000 K.The following coefficients were taken for calculation at T = 1000 K.

4) Найдем стандартные теплоемкости веществ в виде формулы (13).4) Let us find the standard heat capacities of substances in the form of formula (13).

Где a, b, c, c - коэффициенты, характерные для данного вещества и рассчитанные по экспериментальным данным для данного вещества. [Жигач, А.Ф. Химия гидридов / А.Ф. Жигач, Д.С.Стасиневич. - Ленинград: Химия, 1969. С.52-53.]Wherea, b, c, c ' - coefficients characteristic of a given substance and calculated from experimental data for a given substance. [Zhigach, A.F. Chemistry of hydrides / A.F. Zhigach, D.S. Stasinevich. - Leningrad: Chemistry, 1969. P.52-53.]

5) Тогда найдем зависимость ∆Сp от температуры согласно формуле (17)5) Then we will find the dependence of ∆C p on temperature according to formula (17)

6) Найдем ∆a, ∆b, ∆c, ∆c согласно формулам (18,1)-(18,4)6) Find ∆ a , ∆ b , ∆ c , ∆ c ' according to formulas (18.1)-(18.4)

7) Рассчитаем энергию Гиббса при T=1000 K согласно методу Темкина-Шварцмана, по формуле (20)7) Let's calculate the Gibbs energy at T = 1000 K according to the Temkin-Schwartzman method, using formula (20)

Подставим значения из формул (12,0)-(12,3), (10,1), (11,1), (19,1)-(19,4)Let's substitute the values from formulas (12.0)-(12.3), (10.1), (11.1), (19.1)-(19.4)

G 0 298<0, процесс при T=1000K протекает в прямом направленииG 0 298 <0, the process at T =1000K proceeds in the forward direction

3) Образовавшийся гидрид лития будет реагировать с кремнеземом нано-оболочки согласно формуле (22).3) The resulting lithium hydride will react with the nanoshell silica according to formula (22).

(22) (22)

1) Рассчитаем тепловой эффект реакции (22)1) Let's calculate the thermal effect of reaction (22)

Подставим данные таблицы 1Let's substitute the data from Table 1

(23,1) (23.1)

2) Рассчитаем энтропию2) Calculate entropy

Подставим данные таблицы 1Let's substitute the data from Table 1

(24,1) (24.1)

3) Рассчитаем энергию Гиббса при T=1000 K3) Let's calculate the Gibbs energy at T =1000 K

(25) (25)

(26) (26)

G 0 298<0, процесс при T=1000 K протекает в прямом направленииG 0 298 <0, the process at T =1000 K proceeds in the forward direction

Результатом проделанной работы стало изучение свойств тритий-воспроизводящей керамики, состоящей из глобул кремнезема. Рассчитанные энергии Гиббса предполагаемых реакций при T=1000 K. представлены в таблице 2.The result of the work done was the study of the properties of tritium-regenerating ceramics consisting of silica globules. The calculated Gibbs energies of the proposed reactions at T = 1000 K are presented in Table 2.

Таблица 2table 2 Формула реакцииReaction formula Энергия Гиббса ∆G 0 298 кДж/мольGibbs energy ∆ G 0 298 kJ/mol -220,36-220.36 -14894,544-14894.544 -1142,06-1142.06

Представление результаты расчета таблицы 2, показали возможность протекания реакций при T=1000 K. Отметим, что наиболее возможной реакцией является, образование гидрида лития, что значительно усложняет наработку трития, так как полученный тритий при облучении лития нейтронами сразу-же вступает в реакцию с окружающим литием.Presentation of the calculation results in Table 2 showed the possibility of reactions occurring at T = 1000 K. Note that the most possible reaction is the formation of lithium hydride, which significantly complicates the production of tritium, since the resulting tritium, when lithium is irradiated with neutrons, immediately reacts with the surrounding lithium

Однако отметим, что при сепарировании гидрида лития от лития, вступающий гидрид лития с кремнеземом, высвобождает свободный тритий, который уже можно собрать в чистом виде. Так как в процессе работы технического решения керамика SiO 2 становиться Li 2 SiO 3 , то облучив ее нейтронами можно получить чистый тритий. Таким образом, керамика SiO 2 используется повторно, что повышает количество, нарабатываемого трития. Для оценки эффективности предлагаемого технического решения обратимся к работе [ИССЛЕДОВАНИЕ СВОЙСТВ ЛИТИЙСОДЕРЖАЩИХ КЕРАМИК, ПРЕДПОЛАГАЕМЫХ К ИСПОЛЬЗОВАНИЮ В БЛАНКЕТАХ РОССИЙСКИХ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ, И ОЦЕНКА ИХ ВЛИЯНИЯ НА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ РЕАКТОРОВ В.К. Капышев, 17 апреля 2003], как видно из исследования керамика на основе Li 4 SiO 4 и Li 2 SiO 3 , обладает высокой производительностью при облучении потоком тепловых нейтронов 5⋅1013 нейтрон/см3 в течении 376 суток. Было произведено 2200 см3 и 620 см3 трития соответственно. Данные показатели самые эффективные среди представленных керамик. Однако в процессе работы происходит неизбежное выгорание лития ≈ 70%, поэтому необходимо периодически заменять выгоревшую керамику в процессе наработки.However, we note that when separating lithium hydride from lithium, the incoming lithium hydride with silica releases free tritium, which can already be collected in its pure form. Since SiO 2 ceramics become Li 2 SiO 3 during the operation of the technical solution, by irradiating it with neutrons it is possible to obtain pure tritium. Thus, SiO 2 ceramics are reused, which increases the amount of tritium produced. To assess the effectiveness of the proposed technical solution, let us turn to the work [RESEARCH OF THE PROPERTIES OF LITHIUM-CONTAINING CERAMICS PROPOSED FOR USE IN BLANKETS OF RUSSIAN THERMONUCLEAR REACTORS AND ASSESSMENT OF THEIR INFLUENCE ON TECHNOLOGICAL SYSTEMS OF REACTORS V.K. Kapyshev, April 17, 2003], as can be seen from the study, ceramics based on Li 4 SiO 4 and Li 2 SiO 3 have high productivity when irradiated with a thermal neutron flux of 5⋅10 13 neutrons/cm 3 for 376 days. 2200 cm 3 and 620 cm 3 of tritium were produced, respectively. These indicators are the most effective among the ceramics presented. However, during operation, lithium inevitably burns out ≈ 70%, so it is necessary to periodically replace burnt-out ceramics during operation.

Осуществление изобретенияCarrying out the invention

Керамический модуль бланкета для термоядерного реактора состоит из первой стенки [1], контактирующей непосредственно с плазмой внутри термоядерного реактора или с потоком нейтронов от реактора-бридера. Стенка должна состоять из тугоплавкого материала, так как имеют места высокие температуры в процессе работы порядка 103⋅°СThe ceramic blanket module for a fusion reactor consists of a first wall [1] that is in direct contact with the plasma inside the fusion reactor or with the neutron flux from the breeder reactor. The wall must consist of a refractory material, since high temperatures occur during operation of the order of 10 3 ⋅ ° C

За тугоплавкой пластиной происходит циркуляция лития, который облучается нейтронным поток. Прилегающей к стенке установлена пластина из температуропроводящего материала [2], в данной конфигурации предполагается алюминиевый сплав, данное предложение увеличит теплоотвод от подвергаемой тепловому потоку циркуляции лития и тугоплавких стенок рисунок 1.Behind the refractory plate, lithium circulates, which is irradiated by a neutron flux. A plate made of a temperature-conducting material [2] is installed adjacent to the wall; in this configuration, an aluminum alloy is assumed; this proposal will increase the heat removal from the lithium circulation exposed to the heat flow and the refractory walls (Figure 1).

Литий из-за ядерной реакции (8), образует тритий, который в процессе химической реакции с окружающим литием (9), образует гидрид. Смесь жидкого лития и гидрида попадет в резервуар накопитель [3], где при температуре 1000К происходит испарение в полость над резервуаром, через сепаратор [4]. В полости гидрид вступает в реакцию с керамикой (22) [5], образуя ортосиликат лития внутри глобулярной структуры и свободный тритий, который впоследствии откачивается в необходимый объем. Керамика кремнезема, в процессе работы становиться ортоселикатом лития, который впоследствии, облучается нейтронами для получения трития рисунок 2.Lithium, due to a nuclear reaction (8), forms tritium, which, in the process of a chemical reaction with surrounding lithium (9), forms a hydride. The mixture of liquid lithium and hydride will enter the storage tank [3], where at a temperature of 1000K evaporation occurs into the cavity above the tank, through the separator [4]. In the cavity, the hydride reacts with ceramics (22) [5], forming lithium orthosilicate inside the globular structure and free tritium, which is subsequently pumped into the required volume. Silica ceramics, during operation, become lithium orthosilicate, which is subsequently irradiated with neutrons to produce tritium (Figure 2).

Таким образом, предлагаемое техническое решение позволяет повысить количество наработки трития, удешевить процесс эксплуатации с использованием циклического использования лития и двойного использования тритийвоспроизводящей керамики. Для этого не требуется создавать новое уникальное оборудование, можно использовать существующие отработанные технологии.Thus, the proposed technical solution makes it possible to increase the amount of tritium production, reduce the cost of the operation process using the cyclic use of lithium and the dual use of tritium-regenerating ceramics. This does not require the creation of new unique equipment; existing proven technologies can be used.

Claims (1)

Керамический модуль бланкета для термоядерного реактора, состоящий из первой стенки [1] из тугоплавкого материала, за которой происходит циркуляция лития, облучаемого нейтронным потоком, терморегуляцию осуществляет пластина из температуропроводящего материала [2], причём тритий образует гидрид лития, вступая в реакцию с окружающим литием, в свою очередь, смесь лития и гидрида лития, попадая в резервуар-накопитель [3], испаряется в полость над резервуаром-накопителем, через сепаратор [4], где вступает в реакцию с пористой керамикой [5], которая отличается тем, что состоит из глобулярной структуры, при этом в процессе реакции образуются тритий и ортосиликат лития, который отличается тем, что впоследствии облучается нейтронами для дополнительного получения трития.A ceramic blanket module for a thermonuclear reactor, consisting of a first wall [1] made of a refractory material, behind which lithium irradiated by a neutron flux circulates; thermoregulation is carried out by a plate made of a temperature-conducting material [2], and tritium forms lithium hydride, reacting with the surrounding lithium , in turn, a mixture of lithium and lithium hydride, entering the storage tank [3], evaporates into the cavity above the storage tank, through a separator [4], where it reacts with porous ceramics [5], which differs in that consists of a globular structure, and during the reaction, tritium and lithium orthosilicate are formed, which differs in that it is subsequently irradiated with neutrons to additionally produce tritium.
RU2023114876A 2023-06-06 Ceramic blanket module for fusion reactor RU2812963C1 (en)

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2812963C1 true RU2812963C1 (en) 2024-02-06

Family

ID=

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
RU2231140C1 (en) * 2002-11-18 2004-06-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" Thermonuclear reactor blanket
RU2283517C1 (en) * 2005-01-11 2006-09-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" Thermonuclear reactor breeding region
US20120014491A1 (en) * 2009-07-13 2012-01-19 Mike Deeth Nuclear fusion power plant having a liquid reactor core of molten glass that is made laseractive and functions as a tritium breeding blanket which is capable of acousticly compressing/confining fuel so that it radiates and triggers outgoing laser cascades that will reflect from the blast chamber's spherical inside wall and return like photonic Tsunamis, crushing, heating, and causing thermonuclear ignition of the fuel so that heat engines and piezoelectric harvesters can convert the released energy into electricity
CN103578574A (en) * 2013-10-16 2014-02-12 中国核电工程有限公司 Advanced fusion-fission subcritical energy reactor core tritium-production blanket
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
US10796806B2 (en) * 2017-02-17 2020-10-06 Tokamak Energy Ltd. First wall conditioning in a fusion reactor vessel
CN211742660U (en) * 2019-12-05 2020-10-23 核工业西南物理研究院 First wall with tritium resistance function for fusion reactor
WO2022106609A1 (en) * 2020-11-19 2022-05-27 Tokamak Energy Ltd Breeder blanket
RU2775749C1 (en) * 2021-12-27 2022-07-07 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Fusion reactor

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
RU2231140C1 (en) * 2002-11-18 2004-06-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" Thermonuclear reactor blanket
RU2283517C1 (en) * 2005-01-11 2006-09-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" Thermonuclear reactor breeding region
US20120014491A1 (en) * 2009-07-13 2012-01-19 Mike Deeth Nuclear fusion power plant having a liquid reactor core of molten glass that is made laseractive and functions as a tritium breeding blanket which is capable of acousticly compressing/confining fuel so that it radiates and triggers outgoing laser cascades that will reflect from the blast chamber's spherical inside wall and return like photonic Tsunamis, crushing, heating, and causing thermonuclear ignition of the fuel so that heat engines and piezoelectric harvesters can convert the released energy into electricity
CN103578574A (en) * 2013-10-16 2014-02-12 中国核电工程有限公司 Advanced fusion-fission subcritical energy reactor core tritium-production blanket
US10796806B2 (en) * 2017-02-17 2020-10-06 Tokamak Energy Ltd. First wall conditioning in a fusion reactor vessel
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
CN211742660U (en) * 2019-12-05 2020-10-23 核工业西南物理研究院 First wall with tritium resistance function for fusion reactor
WO2022106609A1 (en) * 2020-11-19 2022-05-27 Tokamak Energy Ltd Breeder blanket
RU2775749C1 (en) * 2021-12-27 2022-07-07 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Fusion reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10916352B2 (en) Nuclear reactor having a layer protecting the surface of zirconium alloys
WO2012011499A1 (en) Nuclear transformation method and nuclear transformation device
JPH04506564A (en) Electric power generation method and device
Katayama et al. Evaluation of tritium confinement performance of alumina and zirconium for tritium production in a high-temperature gas-cooled reactor for fusion reactors
AU2021380945B2 (en) Breeder blanket
RU2812963C1 (en) Ceramic blanket module for fusion reactor
Mukai et al. Lithium vapor chemistry of hyper-stoichiometric lithium metatitanate Li2. 12 (2) TiO3+ y
Wang et al. Advance in and prospect of moderator materials for space nuclear reactors
Arif et al. Neutron imaging facility development and research trend at NIST
US3101307A (en) Utilization of proton recoil energy in neutron irradiated vapor phase organic reactions
RU2761575C1 (en) Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor
JP2003130976A (en) Nuclear fusion reactor
Kozlov et al. Sodium purification systems for NPP with fast reactors (retrospective and perspective views)
Kilkenny Inertial confinement fusion
Prasad et al. Experimental Evaluation of Critical Heat Flux in Downward-Facing Boiling on SS304 L Flat Plate Relevant to In-Calandria Retention in PHWRs
JP2009150709A (en) Method for generating lithium cluster chemical nuclear fusion and lithium cluster chemical nuclear fusion device
JP2019086291A (en) Reactant for condensate nuclear reactor and exothermic method using the same
JP2858191B2 (en) Fusion reactor blanket
Meng et al. Experimental study on phase-change cooling of the gain generator of chemical lasers
Takahashi Fundamental Study on Critical Heat Flux in Tight Lattice Core for High Conversion Boiling Water Reactor
Loginov Development experience for experimental reactor facility cooled with evaporating liquid metals
Moriya et al. EXPERIMENTAL STUDY ON FIRE RESISTIVITY OF RADIOISOTOPE CONTAINERS AND CAPSULES
Ammerman et al. Conceptual designs for a spallation neutron target constructed of a helium-cooled, packed bed of tungsten particles
Lyublinski et al. Main results and prospects of lithium capillary-porous system investigation as tokamak plasma facing material
Kosiancic Method of making porous nuclear fuel