第一壁相关论文
为了对水冷陶瓷包层第一壁制造偏差对传热与热应力的影响进行分析，基于水冷陶瓷增殖剂#3号包层第一壁的制造样品，将制造偏差归为尺寸......
面向等离子材料（Plasma Facing Materials,PFMs）的研制是可控核聚变的研究中非常重要的问题。钨材料由于其高熔点、高热导率、低蒸气......
一般地认为,钒、铌、钽、铬、钼、钨和铼是难熔金属类;而钛、锆、铪和铍是活性金属类。在难熔金属中,研究最多的是铌、钽、钼和钨......
曾有人这样说:如果可以把城市比作人,无锡是男人。因为它有太湖的浩瀚,有唐城、三国城的雄伟。同时无锡也是个爱要面子的男人,仅仅......
一、前言核聚变反应堆的开发是解决人类未来能源的重要途径,以等离子工学为首的科学技术各个领域进行着大量的研究.然而,为实现核......
为了分析ITER第一壁模块试制过程中Be/Cu界面经热等静压扩散连接后出现的不可接受的大尺寸缺陷,对Be/Cu连接失效的模块进行了破坏......
采用热等静压扩散连接技术并通过添加Ti/Cu中间过渡层实现了Be与CuCrZr合金之间的可靠连接,所制作的ITER第一壁小模块已通过高热负......
面向等离子体材料(Plasma Facing Materials,PFMs)是制造诸如第一壁(First wall)、偏滤器(Divertor)及限制器(Limiter)等面向等离......
对ITER屏蔽包层第一壁板铍铜连接件在高热负荷作用下的传热性能进行了分析,模拟了第一壁铍铜连接手指部件的热应力和热应变,得到其......
完成了托卡马克工程试验混合堆ＴＥＴＢ－ⅢＨｅ冷液态金属Ｌｉ（ＬＬｉ）氚增殖包层的初步热工水力设计，探讨了包层中载氚的两种可能方式。同时，用程序完成了对第......
1999年是我院全面完成“九五”科研规划关键性的一年。全年共安排科研课题59个,其中中核集团公司下达我院纵向科研课题23个,核科......
ＨＬ－１Ｍ装置采用硅化技术，大大改善了第一壁条件，提高了等离子体约束性能。对ＨＬ－１Ｍ装置的硅化涂层性能以及对等离子体杂质、热辐射和再循环进行了......
ＨＬ－１Ｍ装置采用Ｃ２Ｂ１０Ｈ１２蒸气对真空室内壁进行了原位硼化，取得了满意的效果。采用沉积探针技术并结合四极质谱分析技术对膜的成分、热解释性能、Ｄ＋束......
在聚变堆的设计中,材料的辐照损伤被看成是除了等离子体物理外最重要的技术问题之一,特别是第一壁,它要经受热等离子体、聚变α粒......
石墨的化学腐蚀实验是在ＬＡＳ－２０００二次离子质谱仪的分析室中进行的，入射高能氘离子束单独轰击或和一中和电子束联合轰击石墨以模拟等离子体辐......
Ｂ４ Ｃ 涂层提供了低 Ｚ（ 原子序数） 和稳定的耐熔表面。在不锈钢和铜合金基片上直接采用真空等离子喷涂法实现２００ μｍ ～３００ μｍ 厚的 Ｂ４ Ｃ 涂层， 是一......
一、前言辉光放电和低能快速托卡马克放电是清除放电容器第一壁上的低能杂质的重要手段。实验指出用上述方法处理的相对清洁奥氏......
我国最大的托卡马克装置HL-1型环流器的真空第一壁是厚0.5mm的GH39高镍钢。应用动态气流法,测出其试样在160分钟内从室温升至525℃......
在磁约束聚变等离子体装置中,面对等离子体的第一壁将直接影响高温等离子体性能及第一壁寿命,具有表面自我修复的、能有效抑制边界......
1. 前言最近,核聚变堆的研究在采用氘-氚反应的第二代反应堆的基础上已有所发展。这种反应是氘原子核与氘原子核的反应,它生成了......
【《日本原子》1983年第27卷第11期第35页报道】日本原子能研究所研究出往核聚变装置真空容器内第一壁涂碳化钛的新方法。最近该......
本文从零维燃烧动力学方程出发,粒子损失由捕获离子模和赝经典扩散决定,研究了一个稳定燃烧托卡马克聚变堆的停堆过程,计算了不同......
一、引 言 在聚变装置真空室里由于等离子体与第一壁表面相互作用,使得器壁局部过热蒸发产生杂质气体,如H_2O,CO,CH_4,C等。这些......
文章展望了裂变堆、纯聚变堆和聚变-裂变混合堆的前景,分析了混合堆的低聚变条件和很高的能量与燃料增殖能力等重大优点。认为作为......
本文讨论了几种在过点火区利用引入环向波纹场可实现燃烧的稳态;又可有效抑制热不稳定性的具体方案,并给出了必要的估算方法。
In......
会议将讨论当前的和将来的聚变装置中的材料问题。内容包括:有关材料在复杂的聚变堆环境中的行为的新的研究结果,和对聚变堆材料......
抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆C......
轻元素深度剖面分析有着许多实际的应用,如:聚变堆第一壁的辐射损伤;结构材料的氢脆;氧化、贮氢材料、超导材料、太阳能材料中氢......
文章叙述了不同壁负荷的聚变-裂变混合堆第一壁及包层采用传统的和具有固-液相变两种不同机制进行的传热学研究。结果表明,对于中......
由于D-~3He聚变堆不要求厚的包层和大的内侧空间,中子壁负载小得多,第一壁几乎是永久性的,维修更换问题减轻。采用低径比有利于电......
为适应我国21世纪国民经济发展对能源的需求,寻找大力开发核能的途径,本文试图根据国际发展情况,我国核能资源条件,就高温汽冷堆、......
本文介绍概率风险评价(PRA)在聚变-裂变混合堆中的应用,用事件树对混合堆系统进行了分析,根据合肥聚变-裂变实验混合堆概念设计的......
提出了一种新型混合堆概念:用JET规模的,运行在亚劳逊条件的等离子体作为高能中子源,诱发一个贫铀、固体氚增殖剂、He冷包层,产生......
１．３Ａｌ＿２Ｏ＿３中空洞和正电子素形成研究范志国，罗起Ｔ．Ｉｗａｔａ，朱升云（日本原子能研究所）Ａｌ＿２Ｏ＿３是聚变堆第一壁绝缘材料，激光器和太阳能电池窗材料，工程上也用作快中子......
介绍了TiC涂层的化学气相沉积工艺,TiC涂层材料的电子束热冲击实验和热疲劳试验。在温度为1100℃,CH_4流量为0.36L/min,H_2流量为1......
在ＳＭＦ－８００石墨第一壁化学腐蚀温度特性的实验研究基础上，进一步测试了Ｇ３石墨、ＳＭＦ－８００高纯石墨和硼化石墨，以及ＳｉＣ镀层等在１．３μＡ／３ｋｅＶ氘束轰击下化学腐蚀的温度特......
介绍了ＨＬ－１Ｍ装置第一壁的设计和研制概况，给出了石墨材质的主要性能测试和实验结果，概述了第一壁设计、加工、安装等工艺流程和技术要求。......
用合适的模拟程序,通过数值求解二维多流体等离子体输运方程来模拟托卡马克边界等离子体输运过程和输运特性。模拟结果能显示边界......
采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第......
