Initial design and test of the tritium breeder monitoring system for the lead-lithium cooled ceramic breeder (LLCB) module of the ITER

Kapyshev, V.K.; Danilov, I.; Kartashev, I.A.; Kovalenko, V.; Leshukov, A.Yu.; Poliksha, V.; Razmerov, A.V.; Strebkov, Yu.S.; Sviridenko, Maxim; Trusova, E.A.; Vladimirova, N.; Kalashnikov, A.G.

doi:10.1016/j.fusengdes.2013.05.040

Cited by 2 publications

(3 citation statements)

References 4 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Длина контейнера, содержащего шесть капсул, равна 147 мм. Однако выполненные нейтронно-физические расчёты по-казали незначительные отличия в точности полу-чаемых результатов скорости наработки трития в эвтектике при использовании карбоната и ортоси-ликата лития, а учитывая, что точность измерения трития сцинтилляционным методом в карбонате лития выше, чем в ортосиликате, было решено ис-пользовать в качестве материала тритиевого детек-тора только карбонат лития [5]. Было показано, что обе методики позволяют измерять активность три-тия в образцах карбоната лития массой 0,1-1 г с погрешностью 6-7%.…”

Section: система мониторинга трития эмбunclassified

“…Исключением является только детектор с естественным содержанием 6 Li, располо-женный непосредственно у перегородки первого канала эвтектики, активность которого примерно на ~40% обусловливается 7 Li. Так как длительность импульса в реакторе ИТЭР будет не меньше 400 с, то для самого неблаго-приятного варианта (карбонат лития с природным содержанием 6 Li) наработка трития за импульс бу-дет достигать ~10 3 Бк, что позволит согласно [5] обеспечить погрешность при измерении трития в карбонате лития порядка 8%.…”

Section: нейтронно-физические характеристики детекторов трития в канаunclassified

“…Для облучения в реакторе деления из перечисленных сплавов был изготовлен макет контейнера длиной 40 мм, в котором были размещены три капсулы с карбонатом лития и кобальтовые активацион-ные детекторы [5].…”

Section: характеристики макета контейнера смт после облучения в реактunclassified

See 2 more Smart Citations

Development and Testing of Tritium Monitoring Systems in the Неlium and Lead-Lithium Cooled Test Blanket Module

Kapyshev¹,

Vladimirova²,

Danilov³

et al. 2014

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Демонстрация тритиевой технологии является одной из главных целей разработки и создания экспериментальных модулей бланкета (ЭМБ) для испытаний в Международном термоядерном экспериментальном реакторе (ИТЭР). Pазработана концепция мониторинга трития в охлаждаемом Li-Pb-эвтектикой ЭМБ, содержащем керамический материал для увеличения наработки трития. Наработка трития будет происходить в зоне воспроизводства трития (ЗВТ) ЭМБ, а моделирование начальной техноло-гической стадии его сбора перед транспортировкой в тритиевый завод осуществляться в системе тритиевого цикла -ЭМБ. Концепция основана на измерениях количества трития, нарабатываемого в детекторах из карбоната лития во время D-T-экспериментов. Загрузка изготовленных из малоактивируемого алюминиевого сплава контейнеров, в которые помещаются де-текторы, в ЗВТ ЭМБ перед началом плазменного импульса и извлечение их из ЗВТ во время паузы осуществляются пневмати-ческим и механическим оборудованием через канал, соединяющий ЭМБ с рабочей зоной реактора ИТЭР. В статье описываются пневматическое оборудование и модификации контейнеров для нейтронных и содержащих литий детекторов, а также сами детекторы. Реакторные испытания, выполненные с контейнерами, продемонстрировали возможность работы с ними через 30 мин после набора нейтронного флюенса, соответствующего режиму работы ЭМБ в ИТЭР. Моделирование процесса достав-ки детекторов в ЗВТ пневматическим способом и измерение его гидродинамических параметров осуществляли на специально созданном лабораторном стенде. В статье приводятся предварительные результаты измерений. Проведены нейтронно-физические расчёты накопления трития в литиевых детекторах под облучением.Ключевые слова: ИТЭР, тритий, бланкет, экспериментальный модуль, система мониторинга трития. Demonstration of tritium breeding is one of the main goals under the development and creation of the test blanket modules (TBM) to be installed in ITER. The tritium production takes place in the TBM tritium breeding zone (TBZ), and the simulation of the initial technological operations with tritium before its transfer to the tritium plant occurs in the tritium cycle system. A concept of the experimental estimation of the tritium-breeding dynamics in the lead-lithium cooled ceramic breeder (LLCB) TBM has been developed. It is based on the tritium breeding and neutron flux measurements under ITER plasma D-T experiments. The lithium carbonate sensors for the tritium breeding estimation and the neutron detectors are placed in the containers made of a low-activation aluminium alloy. Pneumatic and mechanical equipment is used to deliver the containers to the TBM TBZ and to extract the containers from the module after a plasma pulse. A channel connects the TBM and the ITER operating zone for container transportation during plasma-operational pauses. The pneumatic equipment and modifications of the containers and sensors are presented in the paper. Low-activated structural materials for the detectors are used to provide a manual operation with the samples. Nuclear reactor tests have dem...

show abstract

Section: система мониторинга трития эмбunclassified

Section: нейтронно-физические характеристики детекторов трития в канаunclassified

Section: характеристики макета контейнера смт после облучения в реактunclassified

See 1 more Smart Citation

Development and Testing of Tritium Monitoring Systems in the Неlium and Lead-Lithium Cooled Test Blanket Module

Kapyshev¹,

Vladimirova²,

Danilov³

et al. 2014

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

THE METHODOLOGY OF THE EXPERIMENTS ON TRITIUM GENERATION AND RELEASE FROM THE Li15.7Pb LEAD LITHIUM EUTECTIC UNDER REACTOR IRRADIATION

Ponkratov,

Tazhibayeva,

Zaurbekova

et al. 2018

jour

View full text Add to dashboard Cite

In this paper, the methodology of the experiments on tritium generation and release from the Li15.7Pb lead-lithium eutectic under neutron irradiation is presented. Using the MCNP software, the neutron-physical calculations were performed. As a result of calculations, the power of energy release from the sample and from the design elements of ampoule device at the level of 1 MW thermal power are determined. Using the ANSYS software packages, thermophysical calculations for different temperature modes of eutectic at 1–6 MW stationary reactor power levels has been carried out. Based on the calculations a special irradiation ampoule device (AD) was developed. The cleaning and filling of the lead-lithium eutectic into AD were conducted. The methodical experiments to determine the irradiation parameters of eutectics and to determine the mass-spectrometric registration modes of tritium in ampoule device was performed. The preliminary results of the methodical experiments were presented.

show abstract

Initial design and test of the tritium breeder monitoring system for the lead-lithium cooled ceramic breeder (LLCB) module of the ITER

Cited by 2 publications

References 4 publications

Development and Testing of Tritium Monitoring Systems in the Неlium and Lead-Lithium Cooled Test Blanket Module

Development and Testing of Tritium Monitoring Systems in the Неlium and Lead-Lithium Cooled Test Blanket Module

THE METHODOLOGY OF THE EXPERIMENTS ON TRITIUM GENERATION AND RELEASE FROM THE Li15.7Pb LEAD LITHIUM EUTECTIC UNDER REACTOR IRRADIATION

Contact Info

Product

Resources

About