Результат интеллектуальной деятельности: 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, выполненное в виде контейнера, по оси которого расположены капсулы, содержащие металлические детекторы нейтронного излучения и детекторы наработки трития из тритийвоспроизводящего 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.21).

В известном устройстве в качестве тритийвоспроизводящего материала использованы керамические соединения: карбонат лития (Li₂CO₃) и ортосиликат лития (Li₄SiO₄), а металлические детекторы нейтронного излучения являются поглотителями тепловых нейтронов и выполнены в виде фольги или проволоки. Все капсулы имеют идентичную форму в виде стакана. Свободное пространство в контейнере заполнено газом, например азотом. Устройство содержит четыре капсулы с тритийвоспроизводящим материалом и две капсулы с тритийвоспроизводящим материалом и детекторами, при этом упомянутые две капсулы расположены между капсулами с тритийвоспроизводящим материалом. Контейнер закрыт торцевыми пробками. Контейнер, пробки и капсулы выполнены из малоактивируемого материала. 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 уменьшение достоверности контроля при измерении нейтронного излучения облученных датчиков в лаборатории вследствие достаточно большой временной задержки из-за длительного процесса демонтажа контейнера при извлечении облученных детекторов из капсул, что объясняется большим количеством капсул и сложностью их извлечения из протяженного по длине (147 мм) и малого по диаметру (9 мм) контейнера, а также трудностью при освобождении тритийвоспроизводящего материала и детекторов нейтронного излучения из капсул. Кроме этого, на достоверность контроля величины нарабатываемого трития влияет увеличение возмущения нейтронного потока в месте расположения известного устройства из-за большого объема, занимаемого контейнером в бланкете термоядерного реактора, а также из-за значительного количества конструкционного материала, используемого в устройстве.

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

Техническим результатом настоящего изобретения является сокращение времени демонтажа устройства при извлечении облученных детекторов нейтронного излучения и уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития, что позволяет получить достоверные данные по активационному анализу и количеству нарабатываемого трития.

Указанный технический результат достигается тем, что известное устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора, выполненное в виде контейнера, по оси которого расположены капсулы, содержащие металлические детекторы нейтронного излучения и детекторы наработки трития из тритийвоспроизводящего материала, согласно изобретению снабжено трубками из малоактивируемого материала, при этом детекторы наработки трития представляют собой прессованные цилиндры с осевыми отверстиями, в которые установлены упомянутые трубки, а детекторы нейтронного излучения размещены внутри трубок.

Вышеприведенные отличительные признаки, использованные в устройстве для контроля нарабатываемого трития, обеспечивают уменьшение длины устройства и количества элементов, выполненных из малоактивного конструкционного материала, что позволяет получить достоверные данные по активационному анализу и количеству нарабатываемого трития за счет сокращения времени демонтажа устройства при извлечении облученных детекторов нейтронного излучения и уменьшения возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг 1 представлено устройство для контроля нарабатываемого трития (общий вид), а на фиг. 2 показана часть устройства (в увеличенном масштабе).

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора выполнено в виде контейнера 1 цилиндрической формы из малоактивируемого материала, оба торца которого закрыты пробками 2 и 3 из малоактивируемого материала. В пробке 2 выполнено отверстие для установки штифта 4 для фиксации трех капсул 5, установленных в контейнере 1 по его оси. Капсулы 5 выполнены в виде стаканов из малоактивируемого материала, внутри которых размещены детекторы 6 наработки трития и детекторы 7 нейтронного излучения. Детекторы 6 наработки трития выполнены в виде прессованных цилиндров из тритийвоспроизводящего материала (например, карбонат лития (Li₂CO₃)) с различным изотопным составом лития, в которых выполнены осевые отверстия. В осевые отверстия цилиндров установлены трубки 8, выполненные из малоактивируемого материала, например из алюминиевого сплава. Детекторы 7 нейтронного излучения, которые представляют собой проволоку или металлическую фольгу, расположены внутри трубок 8. Трубка 8 размещена так, что ее закрытый конец размещен внутри капсулы 5, а открытый конец трубки 8 выходит за пределы капсулы 5 и входит в осевое отверстие дна соседней капсулы 5. Свободное пространство в контейнере 1 заполнено газом, например азотом. Устройство имеет длину, равную 30 мм, что более чем в три раза меньше по сравнению с известным устройством, принятым за прототип.

Устройство для контроля наработанного трития работает следующим образом.

Собранный контейнер 1 с капсулами 5, содержащими детекторы 6 наработки трития из тритийвоспроизводящего материала (карбонат лития (Li₂CO₃) с различным обогащением по изотопу ⁶Li), трубки 8 с установленными в них детекторами 7 нейтронного излучения, помещают в зону воспроизводства трития бланкета на короткое время, например на 10 мин, - время длительности одного импульса горения плазмы. При этом в зоне расположения устройства вследствие малого объема, занимаемого устройством в бланкете, возмущения нейтронных потоков практически отсутствовали. После облучения нейтронами, возникающими в результате термоядерного синтеза, контейнер 1 извлекают из бланкета и производят его демонтаж. После удаления штифта 4 и пробки 2 из контейнера 1 последовательно и без затруднения извлекают капсулы 5 и трубки 8. Далее из капсул 5 также легко вынимают детекторы 6 (прессованные цилиндры из карбоната лития), а из трубок 8 извлекают детекторы 7 (проволоку или фольгу). Детекторы 6 наработки трития и детекторы 7 нейтронного излучения доставляют в лабораторию для анализа образовавшегося в карбонате лития трития и измерения величины активации детекторов 7 для вычисления величины нейтронных потоков в месте нахождения капсул 5. Анализ наработанного в карбонате лития трития производят сцинтилляционным методом. Используя вычисленные величины нейтронных потоков и количество наработанного трития в прессованных цилиндрах карбоната лития, можно достоверно определить количество трития, нарабатываемого в бланкете термоядерного реактора.