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经合组织核能署发布全球小型堆设计进展研究报告(图)
经合组织核能署 小型堆设计进展 研究报告
2023/4/7
聚变堆中性束注入系统的电偏转器概念设计
负离子源 中性束注入 电偏转
2022/2/15
新型重水慢化熔盐堆堆芯优化设计
重水慢化熔盐堆 热工水力 中子学 钍铀燃料循环
2021/12/23
400MW泳池式低温供热堆堆芯核设计
池式低温供热堆 核设计 提棒顺序
2021/12/23
中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所郁杰/陈志斌课题组在聚变堆新型偏滤器靶板设计方面取得新进展(图)
中国科学院 合肥物质科学研究院 核能安全技术研究所 郁杰 陈志斌 课题组 聚变堆新型偏滤器靶板 设计
2021/3/26
近日,中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所郁杰/陈志斌课题组在聚变堆新型偏滤器靶板设计方面取得新进展,研究成果以“A novel liquid lithium jet-cooled finger-type divertor target concept for fusion power plant application”发表于国际核聚变领域权威期刊Nuclear Fusion。汪振为第...
未来聚变堆偏滤器靶板和冷却回路设计研究取得新进展(图)
聚变堆 偏滤器靶板 冷却回路设计
2021/2/8
近日,中科院合肥研究院等离子体所科研人员在未来聚变堆偏滤器靶板和冷却回路设计研究方面取得了新进展,研究成果以“New designs of target and cooling scheme for water cooled divertor in DEMO”为题发表于核聚变领域权威期刊Nuclear Fusion。偏滤器作为聚变堆的核心部件之一,是聚变反应中重要的能量和粒子排出通道,其性能直接影...
偏滤器作为聚变堆的核心部件之一,是聚变反应中重要的能量和粒子排出通道,其性能直接影响装置的可靠性及安全性。一直以来,全钨水冷偏滤器研究都是国内外聚变研究的重点领域,也积累了大量的技术成果。但是考虑到材料,特别是钨铜偏滤器的热沉材料铬锆铜在中子辐照下的脆化效应,能否直接将目前ITER结构的偏滤器外推到未来聚变堆的运行条件,仍存在很多问题需要探索。课题组基于中子辐照下的材料特性,提出了一个在未来聚变堆...
中国聚变工程试验堆集成工程设计年会暨聚变堆设计研讨会召开(图)
聚变工程试验 堆聚变堆设计 研讨会
2020/10/30
2020年10月26日-30日,中国聚变工程试验堆(CFETR)集成工程设计年会暨聚变堆设计研讨会在河北廊坊召开。廊坊市政府、科技部ITER中心、中国科学技术大学、新奥集团、磁约束聚变堆总体设计组等单位领导出席会议并致辞。来自中国科学技术大学、中科院等离子体所、核工业西南物理研究院、中国工程物理研究院、中国核工业集团、北京大学、清华大学、浙江大学、上海交通大学、华中科技大学、大连理工大学等国内十几...
小型NaK热真空电磁泵设计及其特性实验研究
NaK热真空电磁泵 环形线性感应 流量 等效电路
2020/3/20
采用等效电路法设计了额定工作温度为500 ℃、额定流量为11 m3/h、额定扬程为30 kPa的小型NaK热真空电磁泵。利用中国原子能科学研究院的ATC-SNaK装置获取该电磁泵的工作特性曲线,并分析了工质温度、功率、运行频率对其运行特性的影响。结果表明,泵最优运行频率与NaK工质的温度相关。本文研究结果对泵的设计及运行程序的制定具有指导意义。
硼中子俘获疗法(BNCT)是一种能选择性地阻击癌细胞的生物靶向放射治疗方法,该治疗方法在医疗船上的应用设想是基于IAEA癌症关怀项目,旨为非洲等发展中国家提供癌症医疗援助及其他医疗服务。本文介绍了医疗船的中子照射治疗模块,该模块以国内已建成的医院中子照射器-1型(IHNI-1)为设计原型,根据船用反应堆的特殊环境和工况要求,对反应堆水池的外形、屏蔽材料的选型、堆本体系统和设备的结构以及中子照射治疗...
泳池式轻水反应堆内电磁线圈可控温辐照装置设计
电磁线圈 可控温辐照装置 辐照试验
2020/2/20
本文设计了在泳池式轻水反应堆(简称泳池堆)内在线测量电磁线圈电性能的可控温辐照装置。采用MCNP程序进行中子物理计算,对泳池堆、线圈骨架的结构尺寸与物质组分进行了精细全尺寸模拟,得出辐照装置的发热功率和中子注量率。通过初步估算,使用ANSYS CFX进行了数值模拟,得出辐照装置内线圈在堆运行时的温度,并提出温度控制的方法。辐照装置采用铝材加工制造,并进行了垂直度测试、气压测试、检漏测试。增加了绝缘...
华北电力大学核科学与工程学院陆道纲教授团队论文在核反应堆系统设计技术国家级重点实验室2019年学术年会中获奖(图)
华北电力大学 核科学与工程学院 陆道纲 论文 核反应堆系统设计技术 国家级重点实验室
2019/11/27
2019年8月18-20日,核反应堆系统设计技术国家级重点实验室2019年度学术年会在四川成都举行。来自全国多家科研院所、高校和相关企业的近300名专家、师生出席。我院陆道纲教授团队多名研究生参加本次学术会议。