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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堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明,在中子壁负荷归一化为1MW/m2时,与常规Tokamak相比,在低环径比Tokamak堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Tokamak堆第一壁上的峰值高,而且低于低环径比Tokamak堆整个第一壁上的平均值,而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Tokamak堆第一壁上的核热沉积峰值,但对较高中子壁负荷情况,中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。 相似文献
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聚变中子源驱动的次临界清洁核能系统─聚变能技术的早期应用途径 总被引:4,自引:0,他引:4
提出作为聚变能技术早期应用途径的聚变中子源驱动的清洁核能系统概念,并从国家的能源需求、国内外核电发展状况论述开发这种系统的必要性和意义,根据国内外聚变驱动器技术及次临界包层技术进展和国内多年的可行性研究结果,说明开发这种系统的现实性和基础。文中也给出了建议的发展进程。 相似文献
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工程设计有着广泛的内涵,随着我国大规模经济建设的开展,针对工程设计的CAD系统应运而生,系统地总结工程设计的特点,引入工程模板的思想,对于有针对性地组建可扩充的、柔性图形设计系统,有着重要的现实意义 相似文献
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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,对于中等壁负荷,传统的传热机制是适宜的,而对于高强壁负荷,把低熔点合金的相变贮、放热机制引进到混合堆的热工学中是有意义的。 相似文献
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利用D-T聚变中子源转化长寿命裂变产物的中子学可行性研究 总被引:4,自引:0,他引:4
从中子学角度研究长寿命裂变产物在Tokamak型D-T聚变堆包层中转化的可行性.提出了用可裂变Pu增殖中子的混合包层转化方案,研制了相应的燃耗计算程序及数据库,并对所提方案进行了计算和分析.结果表明,在可预见的聚变堆芯技术条件下,所研究的概念性包层可对长寿命裂变产物进行有效转化. 相似文献
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PWR(U)乏燃料中超铀元素在混合堆快裂变包层内嬗变研究 总被引:1,自引:0,他引:1
从中子学角度对PWR(U)乏燃料中的超铀元素(238Pu,239Pu,241Pu,241Am,243Am,237Np,244Cm)在聚变-裂变混合堆快裂变包层内嬗变的可行性进了研究。利用一维中子输运和燃耗计算程序BIDECAY译不同燃料组分的四个快裂变包层进行分析计算。结果表明,在聚变-裂变混合堆快裂变包层内安全,高效地嬗变PWR(U)乏燃料中的超铀元素是可能的。 相似文献
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CAD系统中工程剖视图的算法研究 总被引:2,自引:0,他引:2
在工业设计和工程设计中,对工程师而言,工程图是重要的组成部分,其中之一称为剖视图,文章讨论了工程CAD中剖视图的定义和相关算法,对提高设计效率有重要意义,同时,分析了现有图形设计系统对特殊工程图支持的不足,提出了若干基于图形系统的设计方法,该方法在核聚变反应堆设计和机械模具设计系统中有良好的应用。 相似文献
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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,产生部分抑制裂变,可年产100kg钚。该堆芯不要求能量自持,靠外部输入20MW离子回旋共振和10MW的电子回旋共振加热维持其等离子体温度;用低杂波10MW电流驱动维持稳态等离子体电流1.5MA,用弹丸注入维持堆芯密度。考虑到离子横向速度非麦氏分布导致的D-T反应率增益为2~5倍,可使中子流强维持足够高的水平1×10~(19)n/s。该堆包层是固体氚增殖剂,Be慢化和倍增中子,到一定能谱,进行部分抑制裂变,使之总是一个被动系统,其功率密度仅为10W/cm~3,壁负荷 上限为0.6W/cm~2,均系目前裂变技术的下限,中子学计算表明它将永远处于次临界,即满足增殖要求,又具有良好的固有安全性。该项研究还分析了第一壁的辐照损伤以及第一壁上中子通量分布。该设计表明能够使聚变更早地得到应用的混合堆是可行的。 相似文献
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