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吹响高温超导托卡马克核聚变新号角
1
作者 吴於人 任咪咪 《科学画报》 2025年第1期20-21,共2页
在上海核聚变能源商业公司能量奇点,一群年轻人围坐在会议桌旁,桌上摆放着一个内含重水的安瓿瓶。他们的目标是攻克高温超导托卡马克核聚变的难题。仔细阅读以下文字,你将领略到核聚变的惊人威力。仅仅0.55毫升的重水(D2O)中含有的约0.1... 在上海核聚变能源商业公司能量奇点,一群年轻人围坐在会议桌旁,桌上摆放着一个内含重水的安瓿瓶。他们的目标是攻克高温超导托卡马克核聚变的难题。仔细阅读以下文字,你将领略到核聚变的惊人威力。仅仅0.55毫升的重水(D2O)中含有的约0.12克氘(D),在发生聚变反应时能够释放出约420亿焦耳的能量,这相当于10吨TNT炸药爆炸时释放的能量。显然,核聚变能优势明显,被誉为人类追求的终极能源,同时具有无核废料的优点。自20世纪50年代开始,氢弹的研制成功逐步点燃人们和平利用核聚变能的信心。 展开更多
关键词 聚变反应 高温超导托卡马克
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基于光纤光源的积分球内氘氘冰层红外均化设计
2
作者 代飞 王凯 +4 位作者 林伟 黎军 陈冠华 雷海乐 陶朝友 《真空与低温》 2024年第3期318-324,共7页
惯性约束聚变实验要求低温靶的冰层均匀性小于1μm。针对高均匀全固态氘氘冰层均化时缺乏β衰变热的问题,提出了基于光纤光源照明的积分球红外光均化方案。采用光线追迹耦合温度场的仿真技术,数值研究了光源位置以及入射角度对低温靶温... 惯性约束聚变实验要求低温靶的冰层均匀性小于1μm。针对高均匀全固态氘氘冰层均化时缺乏β衰变热的问题,提出了基于光纤光源照明的积分球红外光均化方案。采用光线追迹耦合温度场的仿真技术,数值研究了光源位置以及入射角度对低温靶温度场的影响规律。研究结果表明,当红外光源功率为2.25 mW,入射位置Z=-7.3 mm,水平旋转角度为157.5°,冰层平均体加热率为24000 W/m3时,能够使冰层内表面最大温差满足0.1 mK的要求,满足冰层均化所需的温度场要求。本研究为后续进行基于积分球系统的红外均化低温靶制备实验提供了理论指导。 展开更多
关键词 惯性约束聚变 低温靶 红外均化
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高温质子导体陶瓷氢泵对氦气中氢的回收性能研究
3
作者 夏体锐 石琦 +3 位作者 马斓擎 包佳鑫 李帅 刘婷 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期571-578,共8页
开发微量氢同位素(氚)提取回收新技术,提高氚回收效率是高温气冷堆氦气回路除氚以及聚变反应堆氘氚燃料循环技术发展的关键内容之一。本文采用氢模拟氚的思路,开发出一种新型的氚回收方法,采用CaZr_(0.9)In_(0.1)O_(3-α)高温质子导体陶... 开发微量氢同位素(氚)提取回收新技术,提高氚回收效率是高温气冷堆氦气回路除氚以及聚变反应堆氘氚燃料循环技术发展的关键内容之一。本文采用氢模拟氚的思路,开发出一种新型的氚回收方法,采用CaZr_(0.9)In_(0.1)O_(3-α)高温质子导体陶瓷(HTPC),利用高精度气相色谱,在氚纯化回收实验系统中针对微量氢进行检测。在600~800℃温度范围以及低于200 mL/min流量条件下系统研究了HTPC对微量氢气的回收性能。研究结果表明,在电极加载较低的直流电压(0.2~3.0 V)下,HTPC对氢气提取速率的实际值与理论值相近,电流效率接近100%,质子迁移数等于1;流量在80~120 mL/min,温度在800℃左右时,HTPC对氢气的提取效率>99%,氢回收性能较好,质子迁移数接近于1。HTPC表现出优异的微量氢回收性能,在高温气冷堆氦气回路除氚、聚变堆氘氚燃料处理工艺中具有巨大的应用潜力。 展开更多
关键词 高温质子导体陶瓷 CaZr_(0.9)In_(0.1)O_(3-α) 氢回收 高温气冷堆 聚变堆
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我国聚变堆氚增殖循环技术最新研究进展与展望 被引量：1
4
作者 彭述明 赵林杰 肖成建 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期284-295,共12页
氚增殖循环(也称外循环)是实现聚变堆氚燃料自持的关键。氚增殖循环由增殖剂产氚、提氚、氢同位素分离、氚分析检测等多个单元组成,各单元之间相互关联,缺一不可。依托国家重点研发计划“CFETR增殖包层氚提取与测量工程技术”项目,近期... 氚增殖循环(也称外循环)是实现聚变堆氚燃料自持的关键。氚增殖循环由增殖剂产氚、提氚、氢同位素分离、氚分析检测等多个单元组成,各单元之间相互关联,缺一不可。依托国家重点研发计划“CFETR增殖包层氚提取与测量工程技术”项目,近期在多个氚增殖技术研究中取得了新进展。主要包括:在中国绵阳堆上在线演示了增殖包层百居里级在线产氚与提氚;开展了1∶1规模的增殖包层氚提取与氢同位素分离氢氘模拟实验,动态提取效率达99.1%,停堆提取效率达99.95%,氢同位素分离浓缩倍数达104倍,回收效率达99.26%;开展了基于水精馏的含氚水处理中试试验,贫化大于2 000倍,浓缩大于20倍。基于此,对未来聚变堆的氚工厂设计和建设进行了展望。 展开更多
关键词 氚增殖循环 氚燃料自持 氚增殖技术 氚工厂
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中国环流三号多发破碎弹丸注入器初步工程设计 被引量：1
5
作者 胡毅 曹曾 +3 位作者 曹诚志 徐红兵 卢勇 乔涛 《真空与低温》 2024年第3期295-301,共7页
多发破碎弹丸系统是中国环流三号(HL-3)托卡马克装置开展破裂缓解实验研究的必备系统。依据HL-3装置的运行参数及物理需求开展了多发破碎弹丸注入器的初步工程设计。重点开展了弹丸基本参数的设计以及发射、破碎方式等选型,结合多发破... 多发破碎弹丸系统是中国环流三号(HL-3)托卡马克装置开展破裂缓解实验研究的必备系统。依据HL-3装置的运行参数及物理需求开展了多发破碎弹丸注入器的初步工程设计。重点开展了弹丸基本参数的设计以及发射、破碎方式等选型,结合多发破碎弹丸注入器的系统设计及工艺布局,通过热力学分析对初步工程设计方案进行了确认。弹丸注入器的制备系统采用原位冷凝和气动加速的方式分别制备和发射共计三颗弹丸,弹丸尺寸分别为一颗Φ7 mm、两颗Φ5.5 mm,长径比为1.3,设计发射速度为200~300 m/s。 展开更多
关键词 中国环流三号 破碎弹丸注入 破裂缓解 弹丸注入器工程设计
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聚变驱动次临界堆概念设计研究 被引量：53
6
作者 吴宜灿 柯严 +25 位作者 郑善良 汪卫华 储德林 黄群英 刘晓平 许德政 王红艳 黄德所 朱晓翔 高纯静 李静惊 陈义学 吴斌 汪太平 柏云清 章毛连 刘松林 罗月童 刘萍 李春京 李强 童莉莉 翁晓毅 吴磊 王祥科 FDS课题组 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第1期72-80,共9页
在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态L... 在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。 展开更多
关键词 聚变堆 次临界堆 概念设计 托卡马克实验装置 参数设计 安全性能
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激光惯性约束聚变堆包层能量沉积特性
7
作者 李昕泽 张冰倩 +5 位作者 陈荣华 张魁 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2024年第8期17-25,共9页
参考国内外聚变堆技术,建立了一种200 MW激光惯性约束聚变堆包层概念设计,包层采用超临界二氧化碳和锂铅双冷结构。研究构建了瞬态和稳态耦合模型计算包层温度分布及变化。靶丸内爆反应使用MULTI-IFE进行计算,核热耦合部分基于蒙特卡罗... 参考国内外聚变堆技术,建立了一种200 MW激光惯性约束聚变堆包层概念设计,包层采用超临界二氧化碳和锂铅双冷结构。研究构建了瞬态和稳态耦合模型计算包层温度分布及变化。靶丸内爆反应使用MULTI-IFE进行计算,核热耦合部分基于蒙特卡罗程序OpenMC和自编程换热模型对包层模型结构、冷却和产氚进行计算。研究结果表明,核热耦合模型能够完成对包层的初步计算分析,周期性的瞬态载荷会引起第一壁面温度的振荡,但包层内部的温度最终会收敛到稳态计算结果。堆腔尺寸对于降低温度以及震荡效果明显,但仍需氙展平辐射功率峰。包层产氚和能量导出同时受到堆腔尺寸和增殖区的影响,在200 MW工况下,3 m半径和0.25 m增殖区尺寸计算结果最能满足需求。 展开更多
关键词 激光聚变 聚变包层 核热耦合 能量沉积
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等离子体排灰气处理技术研究进展 被引量：11
8
作者 熊亮萍 胡胜 +1 位作者 侯京伟 龚宇 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期244-249,共6页
等离子体排灰气处理系统是聚变反应装置氘氚燃料循环系统中极为重要的环节。该系统的主要功能是从反应后的排灰气中回收剩余的氘氚燃料,并处理壁材料净化、系统维护等非正常运行模式以及分析与辅助系统中产生的含氚杂质气体。介绍了国... 等离子体排灰气处理系统是聚变反应装置氘氚燃料循环系统中极为重要的环节。该系统的主要功能是从反应后的排灰气中回收剩余的氘氚燃料,并处理壁材料净化、系统维护等非正常运行模式以及分析与辅助系统中产生的含氚杂质气体。介绍了国际上聚变堆等离子体排灰气的组成和主要处理工艺,简述了钯膜分离、膜反应及催化反应-膜分离、电解反应、分解反应及氧化-分解等各关键单元技术的基本原理和研究进展,并进行了分析和评价,提出了目前国内在该领域需要开展的研究工作。 展开更多
关键词 聚变反应堆 等离子体排灰气处理 钯膜分离 催化反应 膜反应器 电解反应
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MCAM在ITER装置TRIPOLI三维中子学建模中的应用 被引量：12
9
作者 熊健 王国忠 +5 位作者 王电喜 赵凯 龙鹏程 曾勤 胡丽琴 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第2期162-168,共7页
目前,国际热核聚变实验反应堆ITER装置仅有针对MCNP程序的三维中子学基准模型(ITERA-lite4),因此无法使用TRIPOLI程序对ITER装置进行中子学计算分析。本文利用蒙特卡罗计算自动建模软件MCAM 5.1创建ITER装置的三维中子学TRIPOLI模型,并... 目前,国际热核聚变实验反应堆ITER装置仅有针对MCNP程序的三维中子学基准模型(ITERA-lite4),因此无法使用TRIPOLI程序对ITER装置进行中子学计算分析。本文利用蒙特卡罗计算自动建模软件MCAM 5.1创建ITER装置的三维中子学TRIPOLI模型,并通过TRIPOLI程序对其进行中子学计算分析。计算结果与基于ITER A-lite4的MCNP计算结果吻合良好,从而验证了所建模型的正确性。 展开更多
关键词 TRIPOLI ITER MCAM 蒙特卡罗自动建模 中子学分析
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基准模型k_(eff)对核数据的灵敏度分析及不确定度量化 被引量：12
10
作者 胡泽华 王佳 +1 位作者 孙伟力 李茂生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期312-317,共6页
为研究有效增殖因数(keff)对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致keff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群SN输运计算方法计算keff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定keff对核... 为研究有效增殖因数(keff)对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致keff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群SN输运计算方法计算keff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定keff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估keff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的keff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。 展开更多
关键词 灵敏度与不确定度分析 核反应数据 协方差数据 基准模型
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多用途核数据库HENDL2.0/MG/MC的重核临界基准校验 被引量：11
11
作者 许德政 蒋洁琼 +5 位作者 邹俊 何兆忠 陈明亮 郑善良 曾勤 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第1期71-75,共5页
为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(HybridEvaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0。评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-... 为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(HybridEvaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0。评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-2.1。利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS程序进行模拟计算,对已有的一些数据较为完备的基准实验例题进行基准测试和比较分析以检验混合库HENDL2.0的有效性和可信性。 展开更多
关键词 聚变-裂变 多用途 HENDL2.0 基准测试
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聚变驱动次临界堆聚变堆芯参数设计与分析 被引量：10
12
作者 储德林 吴斌 +1 位作者 吴宜灿 黄德所 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第1期81-86,共6页
在建立零维堆芯物理模型的基础上,计算了FDS系统三组环径比(低、标准、高)的堆芯物理参数,利用平衡程序和1.5维演化程序对标准环径比情况,进行了等离子体平衡计算和位形演化模拟,结果表明设计方案先进可行。
关键词 聚变驱动 次临界堆 堆芯参数 参数设计 等离子体物理
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聚变高温制氢反应堆概念设计研究 被引量：8
13
作者 吴宜灿 刘松林 +7 位作者 陈红丽 黄群英 宋勇 柏云清 曾勤 张士杰 陈一平 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第1期1-9,共9页
在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出了具有较好技术可行性的聚变高温制氢反应堆概念(称之为FDS-Ⅲ),包括具有先进等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、先进高温锂铅包层(HTL)、可减少热流分布密度的"垂直靶板"偏滤... 在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出了具有较好技术可行性的聚变高温制氢反应堆概念(称之为FDS-Ⅲ),包括具有先进等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、先进高温锂铅包层(HTL)、可减少热流分布密度的"垂直靶板"偏滤器以及相应的功率转换系统。尤其是提出了HTL包层新概念,其特点是选用技术基础相对成熟的低活化铁素体/马氏体钢作结构材料,在锂铅流道中使用可耐高温的多层流道插件,实现约1000℃的出口温度,可应用于制氢。初步性能分析表明FDS-Ⅲ制氢堆及其包层概念具有较好的技术可行性。 展开更多
关键词 聚变堆 概念设计 高温包层 制氢
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EAST低温系统的故障树分析 被引量：7
14
作者 曹兴焕 胡丽琴 +4 位作者 李亚洲 武玉 罗乐 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2009年第2期170-175,共6页
EAST是世界上进行聚变研究的先进超导托卡马克实验装置。低温冷却系统是EAST的主要子系统之一,担负着纵向和极向场线圈、纵场线圈盒、冷屏和电流引线的冷却功能,需保证其能长期稳定运行。本文运用故障树分析法来评价低温系统的可靠性,... EAST是世界上进行聚变研究的先进超导托卡马克实验装置。低温冷却系统是EAST的主要子系统之一,担负着纵向和极向场线圈、纵场线圈盒、冷屏和电流引线的冷却功能,需保证其能长期稳定运行。本文运用故障树分析法来评价低温系统的可靠性,使用自主开发的软件RiskA建立低温系统的故障树模型并进行定量计算,得到系统的失效概率和部件的重要度,并提出改进建议,为系统的优化设计和提高可靠性提供参考。 展开更多
关键词 EAST 低温系统 PSA 故障树 RiskA
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中国ITER固态实验包层模块热工水力优化设计和分析 被引量：9
15
作者 赵周 冯开明 +1 位作者 张国书 袁涛 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第4期299-307,共9页
在中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)热工水力优化设计的基础上,利用有限元程序ANSYS和计算流体力学程序FLUENT对实验包层模块进行了相应的分析。分析结果表明热工水力优化是合理的,是可以接受的。
关键词 中国氦冷固态增殖剂实验包层模块 热工水力 优化设计和分析 温度分布 冷却剂压降
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钨在核聚变反应堆中的应用研究 被引量：20
16
作者 刘凤 罗广南 +1 位作者 李强 王万景 《中国钨业》 CAS 北大核心 2017年第2期41-48,55,共9页
钨(W)是聚变实验堆及示范(DEMO)堆中面向等离子体材料(PFM)的首选。目前国际热核聚变试验堆(ITER)的偏滤器采用钨/铜结构;大型托卡马克如JET、ASDEX-U、WEST均进行了基于W-PFM的材料研发及应用。我国已具备研制类ITER钨/铜偏滤器的能力... 钨(W)是聚变实验堆及示范(DEMO)堆中面向等离子体材料(PFM)的首选。目前国际热核聚变试验堆(ITER)的偏滤器采用钨/铜结构;大型托卡马克如JET、ASDEX-U、WEST均进行了基于W-PFM的材料研发及应用。我国已具备研制类ITER钨/铜偏滤器的能力;成功升级的EAST上偏滤器为等离子体的长脉冲高约束运行提供了有力保障。未来DEMO堆的偏滤器及第一壁设计多基于W-PFM。W-PFM研究必须缓解或消除强流等离子体、高热流及中子辐照损伤问题。合金化/弥散粒子掺杂/纤维增韧是可能改变W-PFM热/力学以及抗辐照性能的有效手段;智能钨合金等亦具有发展前景。 展开更多
关键词 钨材料 面向等离子体材料 聚变堆
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面向等离子体W/Cu FGM的抗热冲击性能 被引量：4
17
作者 凌云汉 白新德 +2 位作者 周张键 李江涛 葛昌纯 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2004年第8期819-822,共4页
采用循环水淬和脉冲激光冲击法并结合有限元计算考察和分析了用超高压梯度烧结方法制备的W/Cu FGM的抗热震性能.结果表明,W/Cu FGM经受50次800℃～25℃水淬冲击和100 MW/m2以上的激光循环冲击,没有出现界面破坏现象;但随着热冲击次数及... 采用循环水淬和脉冲激光冲击法并结合有限元计算考察和分析了用超高压梯度烧结方法制备的W/Cu FGM的抗热震性能.结果表明,W/Cu FGM经受50次800℃～25℃水淬冲击和100 MW/m2以上的激光循环冲击,没有出现界面破坏现象;但随着热冲击次数及冲击能量密度的增加,金属W表面产生了裂纹、晶间断裂以及出现液相及蒸发现象.与非梯度材料相比,W/Cu FGM有优异的抗热冲击性能,大致可以经受100 MW/m2 350次以上的激光循环冲击. 展开更多
关键词 功能梯度材料(FGM) 钨 面向等离子体材料 热冲击
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ITER氚增殖实验包层设计研究进展 被引量：8
18
作者 刘松林 柏云清 +4 位作者 陈红丽 李春京 黄群英 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第3期266-272,共7页
国际热核实验反应堆(ITER)为人类开发聚变能提供重要的物理和工程技术实验平台,ITER氚增殖实验包层模块(TBM)技术是必须掌握的关键技术。参与ITER计划的成员国根据本国商用演示堆包层发展策略,分别提出了各自的实验包层概念,以便在ITER... 国际热核实验反应堆(ITER)为人类开发聚变能提供重要的物理和工程技术实验平台,ITER氚增殖实验包层模块(TBM)技术是必须掌握的关键技术。参与ITER计划的成员国根据本国商用演示堆包层发展策略,分别提出了各自的实验包层概念,以便在ITER运行期间进行实验。本文对ITER-TBM目前已经开展和正在进行的主要设计研究工作进展进行总结,介绍了各方提出的设计方案、支撑设计的相关技术研究进展,以及合作实验窗口的分配现状。 展开更多
关键词 聚变能 国际热核实验堆 实验包层模块
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碳基吸附剂对氢同位素的吸附行为研究(Ⅰ) 被引量：4
19
作者 钟正坤 邢丕峰 +1 位作者 傅中华 王昌斌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第1期42-45,共4页
采用静态压差法研究了液氮温度下碳基吸附剂活性炭(AC)、碳分子筛(601)和碳纳米纤维(CNF)对氢同位素的吸附行为。实验结果表明:601对氢同位素的吸附量为最高、AC次之、CNF最小,并存在明显的同位素效应;吸附量的大小与吸附剂表面活性基... 采用静态压差法研究了液氮温度下碳基吸附剂活性炭(AC)、碳分子筛(601)和碳纳米纤维(CNF)对氢同位素的吸附行为。实验结果表明:601对氢同位素的吸附量为最高、AC次之、CNF最小,并存在明显的同位素效应;吸附量的大小与吸附剂表面活性基团的数量有关;用浓HNO3对碳基吸附剂进行改性处理,在吸附剂表面引入氧杂原子,可增大这类吸附剂对氢同位素的吸附量。 展开更多
关键词 碳基吸附剂 氢同位素 低温吸附 表面改性 聚变堆 燃料 氦气 分离
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中国氦冷固态实验包层2×6模块中子学计算分析 被引量：4
20
作者 韩静茹 陈义学 +2 位作者 陆道纲 张国书 曹启祥 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期453-456,共4页
为了满足ITER对波纹度的要求,核工业西南物理研究院提出了新的减少低活化铁素体钢的氦冷固态(HCSB)实验包层模块(TBM)设计方案。采用MCNP程序及ITER全堆MCNP模型,对新设计的2×6HCSB-TBM进行三维中子学计算分析,给出了模块产氚率、... 为了满足ITER对波纹度的要求,核工业西南物理研究院提出了新的减少低活化铁素体钢的氦冷固态(HCSB)实验包层模块(TBM)设计方案。采用MCNP程序及ITER全堆MCNP模型,对新设计的2×6HCSB-TBM进行三维中子学计算分析,给出了模块产氚率、核热沉积和功率密度分布等结果。在ITER运行因子为22%时,HCSB-TBM的产氚率为12.68mg/d。TBM内总核热沉积为522.5kW,最高功率密度为11.8W/cm3,出现在氚增殖区Li4SiO4中。计算结果可为TBM进一步的结构、热工水力学优化及其他系统设计提供中子学数据。 展开更多
关键词 ITER 实验包层模块 MCNP 中子学
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