УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ НАРАБАТЫВАЕМОГО ТРИТИЯ В БЛАНКЕТЕ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащее выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала (В.К.Капышев Н.М.Юхнов, В.В.Поликша, A.M.Сидоров «Экспериментальная оценка параметров воспроизводства трития в экспериментальном бридинговом субмодуле бланкета ИТЭР», ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, вып.4, (2005), с.19-29).

В известном устройстве в качестве тритийвоспроизводящего материала использован карбонат лития Li₂CO₃, который спрессован в виде цилиндров, а нейтронно-физические детекторы изготовлены в виде проволоки или металлической фольги. Все капсулы выполнены идентичной формы в виде стаканов. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство содержит три капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, три капсулы с нейтронно-физическими детекторами, две пробки и шесть крышек. Длина контейнера равна 67 мм. Известное устройство размещают в зоне воспроизводства трития на короткое время, например на время длительности одного импульса горения плазмы, а затем после окончания импульса извлекают и доставляют в лабораторию для проведения соответствующего анализа нарабатываемого трития.

Недостатком известного устройства для контроля нарабатываемого трития является большой объем, занимаемый контейнером в бланкете, а также значительное количество малоактивируемого материала, используемого в устройстве, что негативно влияет на распределение нейтронного потока в месте расположения устройства, увеличивая возмущение потока и, следовательно, уменьшая достоверность последующего контроля, например, величины нарабатываемого трития в зоне воспроизводства.

Задачей настоящего изобретения является создание малогабаритного устройства для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, которое обеспечит достоверный контроль нарабатываемого трития.

Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития, что объясняется уменьшением объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном устройстве для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, содержащем выполненный из малоактивируемого материала цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, в котором расположены с чередованием между собой выполненные из малоактивируемого материала капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом, закрытые крышками из малоактивируемого материала,

согласно заявленному изобретению капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом, при этом крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы, а крышкой для последней капсулы служит торцевая пробка контейнера.

Исключение из устройства для контроля нарабатываемого трития крышки как самостоятельного конструктивного элемента при одновременном сохранении ее функции путем использования донышек капсул и одной из торцевой пробки контейнера в качестве крышек для капсул, позволяет значительно сократить объем устройства и количество конструкционного материала и, следовательно, обеспечить уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства в зоне воспроизводства.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлено устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора (общий вид, продольное сечение).

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора выполнено в виде контейнера 1 цилиндрической формы из малоактивируемого алюминиевого сплава, оба торца которого закрыты пробками 2 и 3 из малоактивируемого алюминиевого сплава. В пробке 2 выполнено отверстие для установки штифта 4. В контейнере 1 вдоль его оси расположены чередующиеся между собой три капсулы 5 с тритийвоспроизводящим материалом (карбонат лития Li₂CO₃) в виде прессованных цилиндров 6 и три капсулы 7 с нейтронно-физическими детекторами 8 в виде проволоки или металлической фольги. Капсулы 5 и 7 выполнены в виде стаканов из малоактивируемого алюминиевого сплава, при этом капсулы 7 размещены внутри капсул 5 так, что донышки первой, второй и третьей капсул 7 являются крышками для первой, второй и третьей капсул 5 соответственно, а донышки второй и третьей капсул 5 служат крышками для первой и второй капсул 7 соответственно. Третья капсула 7 закрыта торцевой пробкой 2, которая выполняет функцию крышки для последней третьей капсулы 7 и зафиксирована после загрузки всех капсул 5, 7 в контейнер 1 штифтом 4. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство имеет длину, равную 30 мм, что более чем в два раза меньше по сравнению с известным устройством, принятым за прототип.

Устройство для контроля наработанного трития работает следующим образом.

Контейнер 1 с капсулами 5, содержащими карбонат лития (Li₂CO₃) с различным обогащением по изотопу ⁶Li и капсулами 7 с нейтронно-физическими детекторами 8, помещают в зону воспроизводства трития бланкета на короткое время, например на 10 мин - время длительности одного импульса горения плазмы. При этом возмущения нейтронных потоков в зоне расположения устройства практически отсутствовали. После облучения нейтронами, возникающими в результате термоядерного синтеза, контейнер 1 извлекают из бланкета и доставляют в лабораторию для анализа образовавшегося в карбонате лития трития и измерения величины активации детекторов для вычисления величины нейтронных потоков в месте нахождения капсул. После удаления штифта 4 и пробки 2 из контейнера 1 последовательно извлекают все капсулы 5 и 7. Далее из капсул 5 вынимают цилиндры 6 карбоната лития, а из капсул 7 извлекают нейтронно-физические детекторы 8. Анализ наработанного в карбонате лития трития производят сцинтилляционным методом. Используя вычисленные величины нейтронных потоков и количество наработанного в образцах карбоната лития трития, можно достоверно определить количество трития, нарабатываемого в бланкете термоядерного реактора.