RU2624312C2 - Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation - Google Patents

Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation Download PDF

Info

Publication number
RU2624312C2
RU2624312C2 RU2015144258A RU2015144258A RU2624312C2 RU 2624312 C2 RU2624312 C2 RU 2624312C2 RU 2015144258 A RU2015144258 A RU 2015144258A RU 2015144258 A RU2015144258 A RU 2015144258A RU 2624312 C2 RU2624312 C2 RU 2624312C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
pumping
modules
thermonuclear
path
installation
Prior art date
Application number
RU2015144258A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2015144258A (en
Inventor
Александр Иосифович Лившиц
Михаил Евсеевич Ноткин
Василий Николаевич Алимов
Андрей Олегович Буснюк
Евгений Юрьевич Передистов
Original Assignee
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ) filed Critical Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ)
Priority to RU2015144258A priority Critical patent/RU2624312C2/en
Publication of RU2015144258A publication Critical patent/RU2015144258A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2624312C2 publication Critical patent/RU2624312C2/en

Links

Images

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01B—NON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
    • C01B4/00—Hydrogen isotopes; Inorganic compounds thereof prepared by isotope exchange, e.g. NH3 + D2 → NH2D + HD
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D53/00—Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols
    • B01D53/22—Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols by diffusion
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D63/00—Apparatus in general for separation processes using semi-permeable membranes
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01B—NON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
    • C01B3/00—Hydrogen; Gaseous mixtures containing hydrogen; Separation of hydrogen from mixtures containing it; Purification of hydrogen
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21B—FUSION REACTORS
    • G21B1/00—Thermonuclear fusion reactors
    • 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

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Compressors, Vaccum Pumps And Other Relevant Systems (AREA)
  • Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)

Abstract

FIELD: chemistry.
SUBSTANCE: device for pumping out hydrogen isotopes from the vacuum volume of a thermonuclear installation contains identical modules arranged parallel to each other along the exhaust path of the thermonuclear plant. Each of the modules includes a composite membrane based on the metals of the 5th group of the Periodic Table of Elements-niobium, vanadium, tantalum or their alloys with each other, an atomizer, a cooling system, and an output volume. The cooling systems of the modules are connected to each other, the output volumes of the modules are combined into a single output volume, and the waste path of the thermonuclear plant in places where there are no modules is blocked by a diaphragm to prevent the passage of the pumped gas mixture, bypassing the modules.
EFFECT: invention provides efficient pumping of hydrogen isotopes from the vacuum volume of thermonuclear installations, reduction of the dimensions of the pumping unit and free placement of the installation in the evacuation tract.
2 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к области физической химии, вакуумной технике, управляемого термоядерного синтеза и предназначено для поддержания требуемого вакуума в вакуумном объеме термоядерных установок и удаления из них остатков топлива: изотопов водорода дейтерия и трития, а также для откачки вакуумных систем, в которых изотопы водорода служат рабочим газом.The invention relates to the field of physical chemistry, vacuum technology, controlled thermonuclear fusion and is intended to maintain the required vacuum in the vacuum volume of thermonuclear installations and remove fuel residues from them: hydrogen isotopes of deuterium and tritium, as well as for pumping vacuum systems in which hydrogen isotopes serve as workers gas.

Большинство наиболее распространенных в настоящее время устройств для откачки изотопов водорода используют методы и системы на основе криогенной откачки.Most of the currently most common devices for pumping hydrogen isotopes use methods and systems based on cryogenic pumping.

Известно техническое решение (см. [1] патент РФ №2149466. Способ удаления изотопов гелия и водорода из вакуумного объема термоядерной установки и устройство для его осуществления. М.кл. G21B 1/00, F04B 37/08, опубл. 20.05.2000 г.), в котором запатентованы способ и устройство удаления изотопов гелия и водорода из вакуумного объема термоядерной установки, осуществляемые с помощью встроенного криогенного насоса и удаления трудноконденсируемых компонентов с помощью выносного криогенного блока откачки, причем поток гелия и водорода вводят, используя эффект переконденсации в криоконденсационный блок откачки, где изотопы водорода конденсируют при более низкой температуре, чем температура криопанели встроенного крионасоса, а изотопы гелия компремируют и откачивают далее традиционным методом, преимущественно с помощью холодного диффузионного насоса на парах воды, при этом вышеуказанные операции осуществляют путем изменения градиента температуры по ходу движения потока газа, достигаемого за счет понижения давления над жидким гелием и использования энтальпии отходящих паров, а устройство удаления изотопов гелия и водорода включает вакуумный затвор, криоконденсационный блок откачки, холодильную машину и систему сбора газов. При этом криоконденсационный блок откачки собран по меньшей мере из двух криогенных заливных гелиевых насосов, одного холодного диффузионного насоса на парах воды и водокольцевого вакуумного насоса, которые установлены цугом и отделены друг от друга вакуумными затворами, при этом вакуумные объемы заливных гелиевых насосов разделены при помощи мембран на отдельные отсеки, соединенные между собой по газу каналами с малой проводимостью, а их гелиевые ванны гидравлически связаны с компрессором холодильной машины.A technical solution is known (see [1] RF patent No. 2149466. A method for removing helium and hydrogen isotopes from the vacuum volume of a thermonuclear installation and a device for its implementation. M.cl. G21B 1/00, F04B 37/08, publ. 05.20.2000 d), in which the method and device for removing helium and hydrogen isotopes from the vacuum volume of a thermonuclear installation are patented, carried out using an integrated cryogenic pump and removing difficultly condensed components using an external cryogenic pumping unit, the helium and hydrogen flow being introduced using the per condensation to the cryocondensation pumping unit, where hydrogen isotopes are condensed at a lower temperature than the temperature of the cryopanel of the built-in cryopump, and helium isotopes are compressed and pumped further by the traditional method, mainly using a cold diffusion pump using water vapor, while the above operations are carried out by changing the temperature gradient in the direction of the gas flow, achieved by lowering the pressure above liquid helium and using the enthalpy of the exhaust vapor, eniya helium and hydrogen isotope includes vacuum gate kriokondensatsionny pumping unit, the chiller and gas collection system. In this case, the cryocondensation pumping unit is assembled from at least two cryogenic priming helium pumps, one cold diffusion pump with water vapor and a liquid ring vacuum pump, which are installed by the train and separated from each other by vacuum shutters, while the vacuum volumes of the priming helium pumps are separated by membranes into separate compartments interconnected by gas with low conductivity channels, and their helium baths are hydraulically connected to the compressor of the refrigeration machine.

Принципиальная схема системы откачки в этом случае представлена на Фиг. 1. Откачиваемая отработанная топливная смесь газов из вакуумной системы термоядерного реактора поступает по откачному тракту в систему криогенной откачки.The schematic diagram of the pumping system in this case is shown in FIG. 1. The pumped-out spent fuel mixture of gases from the vacuum system of the thermonuclear reactor enters the cryogenic pumping system through the pumping path.

Несмотря на высокую степень проработки и совершенство известного технического решения, оно представляется достаточно сложным и энерго- и финансовозатратным, что связано с использованием криогенной откачки и последующим фракционным разделением откачиваемых газов вакуумной системы реактора. Кроме того, в таком устройстве значительное количество трития будет аккумулироваться на криопанелях, что, во-первых, существенно увеличивает общее количество радиоактивного топлива, требуемого для работы реактора, во-вторых, может привести к радиоактивному заражению в случае несанкционированного размораживания криопанелей.Despite the high degree of elaboration and perfection of the known technical solution, it seems quite complicated and energy and financially expensive, which is associated with the use of cryogenic pumping and subsequent fractional separation of the pumped gases of the vacuum system of the reactor. In addition, in such a device, a significant amount of tritium will be accumulated on cryopanels, which, firstly, significantly increases the total amount of radioactive fuel required for the reactor to operate, and secondly, can lead to radioactive contamination in the event of unauthorized defrosting of cryopanels.

Известно техническое решение, позволяющее усовершенствовать задачу откачки и разделения фракций топливного цикла вакуумной системы термоядерного реактора (см. [2] A.I. Livshits, М.Е. Notkin, А.А. Samartsev, А.О. Busnyuk, A.Yu Doroshin, V.I. Pistunovich "Superpermeability to fast and thermal hydrogen particles: applications to the pumping and recycling of hydrogen isotopes", Journal of Nuclear Materials 196-198 (1992) 159-163). В известном техническом решении откачка дейтерий-тритиевой смеси производится с помощью сверхводородопроницаемых композитных мембран 1 (Фиг. 2) на базе металлов 5-й группы Периодической системы элементов Менделеева (ниобий, ванадий, тантал), расположенных вдоль стенок откачного тракта 2 (Фиг. 2). Мембраны 1 селективно выделяют дейтерий-тритиевую смесь из откачиваемой из реактора газовой смеси. При этом не термализованные частицы дейтерий-тритиевой смеси (атомы, ионы), попадающие на мембрану 1 из плазмы реактора (область 3 на Фиг. 2), непосредственно откачиваются мембраной, а термализованные частицы (молекулы D2, T2) диссоциируют на атомы на специальной установленной в тракте откачки в области 4 накаленной поверхности (атомизаторе 5 на Фиг. 2) и так же откачиваются мембраной-1. Откачанные мембраной D/T частицы выделяются в специальном объеме 6, в котором они накапливаются, компримируются и из которого подаются в специальные устройства пеллет-инжекции для повторного использования.A technical solution is known that makes it possible to improve the problem of pumping and separating the fuel cycle fractions of the vacuum system of a thermonuclear reactor (see [2] AI Livshits, M.E. Notkin, A. A. Samartsev, A. O. Busnyuk, A.Yu Doroshin, VI Pistunovich "Superpermeability to fast and thermal hydrogen particles: applications to the pumping and recycling of hydrogen isotopes", Journal of Nuclear Materials 196-198 (1992) 159-163). In a known technical solution, the deuterium-tritium mixture is pumped out using super hydrogen permeable composite membranes 1 (Fig. 2) based on metals of the 5th group of the Periodic Table of the Mendeleev's elements (niobium, vanadium, tantalum) located along the walls of the pumping path 2 (Fig. 2 ) Membranes 1 selectively separate the deuterium-tritium mixture from the gas mixture pumped from the reactor. In this case, non-thermalized particles of the deuterium-tritium mixture (atoms, ions) entering the membrane 1 from the plasma of the reactor (region 3 in Fig. 2) are directly pumped out by the membrane, and the thermalized particles (molecules D 2 , T 2 ) dissociate into atoms by special installed in the pumping path in the region 4 of the heated surface (atomizer 5 in Fig. 2) and also pumped out by the membrane-1. The particles pumped out by the D / T membrane are separated in a special volume 6, in which they are accumulated, compressed, and from which they are supplied to special pellet injection devices for reuse.

Недостатком известного технического решения является сложность его реализации. Это связано с тем, что для откачки большей части топливной смеси необходимая площадь поверхности мембраны оказывается сравнимой с площадью поверхности стенок откачного тракта, которые имеют сложную геометрическую конфигурацию, радикально затрудняющую размещение вдоль них откачивающих мембран.A disadvantage of the known technical solution is the complexity of its implementation. This is due to the fact that for pumping out most of the fuel mixture, the required membrane surface area is comparable with the surface area of the walls of the pumping path, which have a complex geometric configuration, which makes it difficult to place pumping membranes along them.

За прототип выбрано техническое решение, описанное в [2].For the prototype selected technical solution described in [2].

Техническим результатом заявляемого изобретения является снижение габаритов системы откачки.The technical result of the claimed invention is to reduce the size of the pumping system.

Достижение указанного технического результата обеспечивается в устройстве для откачки изотопов водорода из вакуумного объема термоядерной установки с помощью композитной мембраны на основе металлов 5-й группы Периодической системы элементов - ниобия, ванадия, тантала или их сплавов друг с другом, и атомизатора молекул изотопов водорода, установленных внутри откачного тракта термоядерной установки, отличающемся тем, что вдоль откачного тракта термоядерной установки расположены одинаковые параллельные друг другу модули, при этом каждый из упомянутых модулей включает заключенные в корпус композитную мембрану, атомизатор, систему охлаждения и выходной объем, причем системы охлаждения модулей соединены друг с другом, выходные объемы модулей объединены в единый выходной объем, а откачной тракт термоядерной установки в зазорах, образованных между наружными стенками как самих модулей, так и стенками модулей и стенкой тракта, перекрыт диафрагмой для предотвращения прохождения откачиваемой смеси газов, минуя модули.This technical result is achieved in a device for pumping hydrogen isotopes from the vacuum volume of a thermonuclear installation using a composite membrane based on metals of the 5th group of the Periodic system of elements - niobium, vanadium, tantalum or their alloys with each other, and an atomizer of hydrogen isotope molecules established inside the pump path of the thermonuclear installation, characterized in that the modules parallel to each other are located along the pump path of the thermonuclear installation, with each The first of the mentioned modules includes a composite membrane enclosed in the case, an atomizer, a cooling system and an output volume, moreover, the cooling systems of the modules are connected to each other, the output volumes of the modules are combined into a single output volume, and the pumping path of the thermonuclear installation in the gaps formed between the outer walls as the modules themselves, and the walls of the modules and the wall of the path, is blocked by a diaphragm to prevent the passage of the pumped gas mixture, bypassing the modules.

Достижение указанного технического результата за счет приведенных выше отличий состоит в следующем.The achievement of the specified technical result due to the above differences is as follows.

Композитные мембраны, установленные вдоль стенок откачного тракта термоядерной установки [2], должны обеспечить откачку/выделение подавляющей части (более 95%), проходящей по откачному тракту дейтерий-тритиевой смеси, и ее возврат в систему накопления (6) на Фиг. 2 для повторного использования рабочего топлива. Чем большая часть дейтерий-тритиевой смеси будет откачиваться мембраной и не будет поступать на вход криогенной системы откачки, тем меньше будет нагрузка на криогенные насосы, тем меньшее количество радиоактивной дейтерий-тритиевой смеси будет накапливаться на панелях криогенных насосов и тем более эффективной будет система откачки реактора в целом.Composite membranes installed along the walls of the pumping path of the thermonuclear installation [2] must ensure the pumping / isolation of the overwhelming part (more than 95%) passing through the pumping path of the deuterium-tritium mixture and its return to the storage system (6) in FIG. 2 for reuse of working fuel. The greater part of the deuterium-tritium mixture will be pumped out by the membrane and will not enter the input of the cryogenic pumping system, the less load will be on the cryogenic pumps, the smaller the amount of radioactive deuterium-tritium mixture will accumulate on the panels of cryogenic pumps and the more effective will be the pumping system of the reactor generally.

Требование обеспечения откачки подавляющей части проходящей по откачному тракту дейтерий-тритиевой смеси выполняется при условииThe requirement to ensure the pumping of the vast majority of the deuterium-tritium mixture passing through the pumping path is fulfilled provided

Figure 00000001
Figure 00000001

где Qm - скорость откачки дейтерий-тритиевой смеси мембраной,where Q m is the pumping speed of the deuterium-tritium mixture by the membrane,

Qt - скорость откачки дейтерий-тритиевой смеси откачным трактом.Q t is the pumping speed of the deuterium-tritium mixture.

Скорость откачки откачным трактом задана его конструктивными размерами и в их рамках не может быть каким-либо образом изменена.The pumping speed of the pumping path is set by its structural dimensions and cannot be changed in any way within them.

Скорость откачки мембраной определяется площадью ее поверхности и в случае ее установки вдоль стенок откачного тракта ограничена площадью поверхности тракта. При планируемых в настоящее время в реакторе потоках откачиваемой дейтерий-тритиевой смеси для обеспечения условия (1) требуемая скорость откачки композитной мембраны (ее суммарная поверхность) такова, что требуется установка мембраны практически вдоль всей поверхности стенки откачного тракта. Следует также принять во внимание сложную конфигурацию конструкции откачного тракта, не позволяющую полностью использовать его поверхность для установки откачивающих композитных мембран. Таким образом, практическая реализация обеспечения откачки большей части отработанной дейтерий-тритиевой смеси в известном техническом решении [2] представляется труднореализуемой, если вообще возможной.The pumping speed of the membrane is determined by its surface area and, if installed along the walls of the pumping path, is limited by the surface area of the path. With the currently planned flows of pumped deuterium-tritium mixture in the reactor to ensure condition (1), the required pumping speed of the composite membrane (its total surface) is such that it is necessary to install the membrane along almost the entire surface of the wall of the pumping path. It is also necessary to take into account the complex design configuration of the pumping path, which does not allow its surface to be fully used for installing pumping composite membranes. Thus, the practical implementation of the pumping of most of the spent deuterium-tritium mixture in the known technical solution [2] seems difficult, if not impossible.

Для решения поставленной задачи и радикального увеличения скорости откачки дейтерий-тритиевой смеси композитной мембраной в предлагаемом изобретении для ее откачки используют не только поверхность откачного тракта, но и его объем. Для этого внутри откачного тракта устанавливают одинаковые расположенные вдоль откачного тракта параллельно друг другу откачные модули. При этом каждый из таких модулей включает заключенные в его корпус композитную мембрану, атомизатор, систему охлаждения и выходной объем.To solve the problem and a radical increase in the pumping speed of the deuterium-tritium mixture with a composite membrane in the present invention, not only the surface of the pumping path, but also its volume are used for pumping it. For this, inside the pumping path, the same pumping modules are installed parallel to each other along the pumping path. Moreover, each of these modules includes a composite membrane, an atomizer, a cooling system, and an output volume enclosed in its body.

На Фиг. 3 представлен отрезок откачного тракта 2 (в данном случае цилиндрической формы) и расположенные внутри него откачные модули 7.In FIG. 3 shows a segment of the pumping path 2 (in this case, a cylindrical shape) and pumping modules 7 located inside it.

На Фиг. 3:In FIG. 3:

1 - композитная мембрана,1 - composite membrane

2 - откачной тракт,2 - pumping path,

5 - атомизатор молекулярной дейтерий-тритиевой смеси,5 - atomizer of molecular deuterium-tritium mixture,

7 - откачные модули,7 - pumping modules,

8 - выходной объем модуля,8 - output volume of the module,

9 - объединенный выходной объем всей мембранной системы,9 - the combined output volume of the entire membrane system,

10 - система охлаждения откачного модуля,10 - cooling system of the pumping module,

11 - выходной коллектор системы охлаждения,11 - output manifold of the cooling system,

12 - диафрагма.12 - aperture.

Площадь поверхности композитной мембраны S, установленной вдоль стенок откачного тракта, равнаThe surface area of the composite membrane S installed along the walls of the pumping path is

Figure 00000002
Figure 00000002

где R - радиус откачного тракта,where R is the radius of the pumping path,

L - длина композитной мембраны (длина отрезка откачного тракта, занятого мембраной).L is the length of the composite membrane (the length of the length of the pumping path occupied by the membrane).

Площадь поверхности мембранной системы, образованной мембранными модулями Sm, равна:The surface area of the membrane system formed by the membrane modules S m is equal to:

Figure 00000003
Figure 00000003

где r - радиус модуля,where r is the radius of the module,

l - длина модуля,l is the length of the module,

n - число модулей.n is the number of modules.

Из сравнения уравнений (2) и (3) следует, что при одной и той же скорости откачки дейтерий-тритиевой смеси в случае установки композитной мембраны вдоль стенок откачного тракта [2] и в случае модульной конструкции предлагаемого технического решения, то есть при одной и той же площади композитных мембран в обоих случаях, длина откачного модуля будет составлять:From a comparison of equations (2) and (3) it follows that at the same pumping speed of the deuterium-tritium mixture in the case of installing a composite membrane along the walls of the pumping path [2] and in the case of a modular design of the proposed technical solution, that is, with one and the same area of the composite membranes in both cases, the length of the pumping module will be:

Figure 00000004
Figure 00000004

Например, в случае цилиндрической конфигурации откачного тракта одним из оптимальных вариантов размещения мембранных модулей, который обеспечивает возможность максимально плотной их установки внутри откачного тракта, является размещение семи модулей, имеющих радиус r=R/3 - см.For example, in the case of a cylindrical configuration of the pumping path, one of the best options for placing membrane modules, which provides the most dense installation inside the pumping path, is to place seven modules with a radius r = R / 3 - cm.

На Фиг. 4 схематически представлено поперечное сечение откачного тракта в месте установки мембранных откачных модулей.In FIG. 4 schematically shows the cross section of the pumping path at the installation site of the membrane pumping modules.

Здесь:Here:

2 - откачной тракт,2 - pumping path,

12 - диафрагма,12 - aperture

13 - места установки откачных мембранных модулей.13 - installation locations of pumping membrane modules.

В этом случае длина мембранного модуля оказывается существенно меньше, чем в случае известного технического решения [2]. Действительно, l=RL/nr=L/2.3.In this case, the length of the membrane module is significantly less than in the case of the known technical solution [2]. Indeed, l = RL / nr = L / 2.3.

Работа устройства для откачки изотопов водорода из вакуумного объема термоядерной установки осуществляется следующим образом - см. фиг. 1-4.The operation of the device for pumping hydrogen isotopes from the vacuum volume of a thermonuclear installation is as follows - see Fig. 1-4.

Откачиваемая из термоядерного реактора отработанная топливная смесь, содержащая, главным образом, дейтерий-тритиевую смесь и гелий, поступает в откачной тракт (фиг. 1, 2), в котором в области 3 установлено устройство для откачки изотопов водорода, представляющее собой (фиг. 3) набор модулей 7, расположенных вдоль откачного тракта параллельно друг другу. Изотопы водорода, сохранившие высокую энергию (атомы и ионы), непосредственно абсорбируются сверхводородопроницаемой композитной мембраной 1, диффундируют сквозь нее и десорбируются в выходном объеме 8, где накапливаются и компримируются для повторного использования.The spent fuel mixture pumped from the thermonuclear reactor, containing mainly deuterium-tritium mixture and helium, enters the pumping path (Fig. 1, 2), in which a device for pumping hydrogen isotopes is installed in region 3, which is (Fig. 3 ) a set of modules 7 located along the pumping path parallel to each other. Hydrogen isotopes that retain high energy (atoms and ions) are directly absorbed by the super hydrogen permeable composite membrane 1, diffuse through it and desorbed in the output volume 8, where they are accumulated and compressed for reuse.

Термализованные частицы изотопов водорода, потерявшие свою высокую энергию в результате столкновений со стенками откачного тракта и образовавшие вследствие этого процесса молекулярный газ, диссоциируют на атомы на накаленных поверхностях атомизаторов 5, которые установлены в каждом откачном модуле. Атомы изотопов водорода так же, как и нетермализованные водородные частицы, проникают сквозь мембрану 1 и накапливаются в выходном объеме 8 каждого откачного модуля. Выходные объемы модулей соединены в общий выходной (коллектор) 6.Thermalized particles of hydrogen isotopes, having lost their high energy as a result of collisions with the walls of the pumping path and resulting in the formation of a molecular gas, dissociate into atoms on the heated surfaces of the atomizers 5, which are installed in each pumping module. Hydrogen isotope atoms, like non-thermalized hydrogen particles, penetrate through membrane 1 and accumulate in the output volume 8 of each pumping module. The output volumes of the modules are connected to a common output (collector) 6.

Поддержание требуемого температурного режима устройства откачки изотопов водорода осуществляется с помощью систем охлаждения 10, установленных в каждом откачном модуле. Все системы охлаждения соединены в общий коллектор 11.Maintaining the required temperature regime of the device for pumping hydrogen isotopes is carried out using cooling systems 10 installed in each pumping module. All cooling systems are connected to a common collector 11.

Для предотвращения прямого прохождения откачиваемой смеси газов в систему криогенной откачки, минуя модули, откачной тракт термоядерной установки в зазорах, образованных между наружными стенками как самих модулей, так и стенками модулей и стенкой тракта, перекрыт диафрагмой 12 (Фиг. 3) и заштрихованную область (Фиг. 4).To prevent direct passage of the pumped gas mixture into the cryogenic pumping system, bypassing the modules, the pumping path of the thermonuclear installation in the gaps formed between the outer walls of both the modules themselves and the walls of the modules and the channel wall is blocked by a diaphragm 12 (Fig. 3) and the shaded area ( Fig. 4).

Таким образом, в случае использования предлагаемого технического решения осуществляется радикальное снижение габаритов мембранной системы, что обеспечивает ее сводное размещение в откачном тракте, при сохранении высокой скорости откачки изотопов водорода и, соответственно, эффективное отделение дейтерий-тритиевой части топлива от гелия и его накопление для повторного использования.Thus, in the case of using the proposed technical solution, the dimensions of the membrane system are drastically reduced, which ensures its consolidated placement in the pumping path, while maintaining a high rate of pumping of hydrogen isotopes and, accordingly, effective separation of the deuterium-tritium part of the fuel from helium and its accumulation for reuse use.

Claims (2)

1. Устройство для откачки изотопов водорода из вакуумного объема термоядерной установки с помощью композитной мембраны на основе металлов 5-й группы Периодической системы элементов - ниобия, ванадия, тантала или их сплавов друг с другом, и атомизатора молекул изотопов водорода, установленных внутри откачного тракта термоядерной установки, отличающееся тем, что содержит одинаковые расположенные параллельно друг другу модули, установленные вдоль откачного тракта термоядерной установки, при этом каждый из упомянутых модулей включает заключенные в корпус композитную мембрану, атомизатор, систему охлаждения и выходной объем, причем системы охлаждения модулей соединены друг с другом, выходные объемы модулей объединены в единый выходной объем, а откачной тракт термоядерной установки в местах отсутствия модулей перекрыт диафрагмой для предотвращения прохождения откачиваемой смеси газов, минуя модули.1. Device for pumping hydrogen isotopes from the vacuum volume of a fusion facility using a composite membrane based on metals of the 5th group of the Periodic system of elements - niobium, vanadium, tantalum or their alloys with each other, and an atomizer of hydrogen isotope molecules installed inside the fusion pumping path installation, characterized in that it contains the same modules located parallel to each other, installed along the pumping path of the thermonuclear installation, each of these modules includes a closed the composite membrane, atomizer, cooling system, and output volume placed in the housing, the cooling systems of the modules being connected to each other, the output volumes of the modules combined into a single output volume, and the pumping path of the thermonuclear installation in the absence of modules blocked by a diaphragm to prevent the passage of the pumped gas mixture, bypassing the modules. 2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что откачной тракт имеет цилиндрическую форму, в которую установлено семь упомянутых модулей.2. The device according to p. 1, characterized in that the evacuation path has a cylindrical shape, in which the seven mentioned modules are installed.
RU2015144258A 2015-10-14 2015-10-14 Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation RU2624312C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015144258A RU2624312C2 (en) 2015-10-14 2015-10-14 Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015144258A RU2624312C2 (en) 2015-10-14 2015-10-14 Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2015144258A RU2015144258A (en) 2017-04-18
RU2624312C2 true RU2624312C2 (en) 2017-07-03

Family

ID=58641842

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015144258A RU2624312C2 (en) 2015-10-14 2015-10-14 Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2624312C2 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU490207A1 (en) * 1972-11-14 1975-10-30 Предприятие П/Я А-1614 Palladium pump
CA2249126A1 (en) * 1998-10-02 2000-04-02 University Technologies International, Inc. Palladium coated high-flux tubular membranes
RU2234973C2 (en) * 2002-07-17 2004-08-27 Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики Apparatus for feeding of hydrogen isotopes into receptacle (versions)
RU46254U1 (en) * 2005-01-11 2005-06-27 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии DEVICE FOR HYDROGEN ISOTOPES CLEANING
RU2605561C1 (en) * 2015-08-27 2016-12-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ) Method of extracting hydrogen isotopes from gas mixtures

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU490207A1 (en) * 1972-11-14 1975-10-30 Предприятие П/Я А-1614 Palladium pump
CA2249126A1 (en) * 1998-10-02 2000-04-02 University Technologies International, Inc. Palladium coated high-flux tubular membranes
RU2234973C2 (en) * 2002-07-17 2004-08-27 Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики Apparatus for feeding of hydrogen isotopes into receptacle (versions)
RU46254U1 (en) * 2005-01-11 2005-06-27 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии DEVICE FOR HYDROGEN ISOTOPES CLEANING
RU2605561C1 (en) * 2015-08-27 2016-12-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ) Method of extracting hydrogen isotopes from gas mixtures

Also Published As

Publication number Publication date
RU2015144258A (en) 2017-04-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Andreev Separation of isotopes of biogenic elements in two-phase systems
Ono et al. Liquid lithium loop system to solve challenging technology issues for fusion power plant
Gruber et al. Internal gas-jet target for the ESR at GSI
Baylor et al. Design and performance of shattered pellet injection systems for JET and KSTAR disruption mitigation research in support of ITER
RU2624312C2 (en) Device for pumping isotopes of hydrogen from vacuum volume of thermonuclear installation
CN104958928A (en) Heat pump evaporation and condensation integrated machine, and heat pump evaporation and condensation concentration method
Giegerich et al. Conceptuation of a continuously working vacuum pump train for fusion power plants
RU165162U1 (en) DEVICE FOR PUMPING HYDROGEN ISOTOPES FROM VACUUM VOLUME OF A THERMONUCLEAR INSTALLATION
Gupta et al. Design and Analysis of liquid nitrogen cooled sorption cryopump for SST-1 Tokamak
Day et al. The ITER vacuum systems
Ragheb Isotopic separation and enrichment
JP5313348B2 (en) Freezer and how to produce very low temperature cold
Karpov et al. Vacuum Pumping System of TRT
Ananyev et al. Fuel cycle for a fusion neutron source
Yukhimchuk et al. “Prometheus” Setup for Study of Tritium Superpermeation
Agapov et al. Cryogenics for the future accelerator complex NICA at JINR
Küssel et al. The cryogenic forevacuum system for the JET active gas handling plant
Sarkar et al. Adaptability of optimization concept in the context of cryogenic distribution for superconducting magnets of fusion machine
Pistunovich et al. Membrane pumping technology for helium and hydrogen isotope separation in the fusion reactor
Leger et al. ITER fuel cycle
Day et al. Validated design of the ITER main vacuum pumping systems
Hemmerich The cryogenic diffusion pump-An advanced design for fusion reactor primary pumping and fuel processing
Mukherjee et al. Design and development of LN2 cooled cryopump for application in high heat flux test facility
CN115385302B (en) Tritium recovery and purification system and method for waste neutron target
WO2024041868A1 (en) Improvements in and relating to fusion reactor fuel recovery