CN110160948B - 聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器 - Google Patents

聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器 Download PDF

Info

Publication number
CN110160948B
CN110160948B CN201910505811.XA CN201910505811A CN110160948B CN 110160948 B CN110160948 B CN 110160948B CN 201910505811 A CN201910505811 A CN 201910505811A CN 110160948 B CN110160948 B CN 110160948B
Authority
CN
China
Prior art keywords
irradiation
pipe
tube
fusion reactor
temperature
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201910505811.XA
Other languages
English (en)
Other versions
CN110160948A (zh
Inventor
徐涛忠
章航洲
向玉新
刘水清
孙寿华
张平
邓才玉
康长虎
杨斌
马立勇
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201910505811.XA priority Critical patent/CN110160948B/zh
Publication of CN110160948A publication Critical patent/CN110160948A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110160948B publication Critical patent/CN110160948B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N17/00—Investigating resistance of materials to the weather, to corrosion, or to light

Landscapes

  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biodiversity & Conservation Biology (AREA)
  • Ecology (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Environmental Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Biochemistry (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Immunology (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

本发明公开了聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，解决了现有技术中还没有一种装置能够模拟聚变堆反应堆第一壁温度及中子场辐照环境来实现对聚变堆材料宏观样品的辐照的问题。本发明为套管型结构，该套管型结构由内至外顺次为辐照管、转换靶管和外套管；设辐照管、转换靶管和外套管上相同一侧的一端为底端，另一侧的一端则为顶端；该辐照管和外套管的底端封口，辐照管的顶端设置有进气管和出气管，转换靶管与外套管形成的间隙内设置进水管和出水管；转换靶管包括由6LID中子转换材料构成的芯体。本发明能够实现聚变反应堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟。

Description

聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器
技术领域
本发明涉及环境模拟装置领域，具体涉及聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器。
背景技术
核聚变能是未来能源技术发展的主要方向之一，也是我国国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006年～2020年）中先进能源技术领域的前沿技术。
在聚变堆中，构成包层、第一壁和真空室部件的结构材料占了绝对比重，聚变堆第一壁结构材料所受辐照主要来自于聚变反应产生的14MeV中子，辐照环境温度在600℃左右。这些部件的性能将直接影响堆的使用寿命，是决定堆是否可行的主要因素，因此聚变堆材料问题是发展聚变堆技术的一个关键课题和瓶颈问题，因为聚变堆在运行过程中，材料不仅承受高温环境，还将受到来自堆芯聚变产生的D-T聚变中子的高强度辐照，D-T聚变中子（约14MeV）不仅对其材料产生很强的辐照损伤，而且引起比裂变堆更高的嬗变率，它们会严重地影响聚变堆材料的性能，并会使材料失效，而现有材料的耐辐照性能还都难以满足要求。因此，要开发核聚变能就必须研制出满足聚变堆异常苛刻环境要求的材料，而凡是要用于反应堆内的新材料都必须经过和使用环境几乎相同的宏观样品的堆内辐照考验、才能验证材料的性能是否满足聚变堆的使用要求。
目前，国际上聚变堆材料的中子辐照损伤可以通过离子加速器中的粒子轰击效果来分析，但因其使用的是微型样品（微米量级的厚度），主要用于对样品辐照损伤进行机理性分析；另一方面，微型样品的粒子轰击效果不能代表宏观样品的粒子轰击效果，况且微型样品受加速器中的粒子轰击时的工况和聚变堆中的中子辐照环境完全不同，通过加速器的粒子轰击效果难以完全达到验证材料中子辐照性能的目的。也有研究者通过散裂中子源来辐照聚变堆材料，但散裂中子源内14MeV中子成分不高，其使用的也是微型样品而非宏观样品，而且其辐照工况和聚变堆中的环境差异很大，也难以完全达到验证聚变堆材料中子辐照性能的目的。
国际上为了很好的达到验证聚变堆材料中子辐照性能的目的，拟建设一个国际聚变堆材料辐照装置（IFMIF），然而IFMIF尚处于预研阶段，并且辐照空间有限，预计建造总投资约10亿美元，乐观估计要2022年以后才可能建成，并且IFMIF的年运行费用在一千万美元以上，等待IFMIF建成后再利用其进行聚变堆材料辐照考验，难以满足聚变堆材料研发的迫切要求。因此，在IFMIF建成运行以前还缺乏与聚变堆内一致的环境，也缺乏与聚变堆中子能谱相近的中子源。
综上所述，现在还没有一种装置能够模拟聚变堆反应堆第一壁温度及中子场辐照环境来实现对聚变堆材料宏观样品的辐照。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是：现有技术中还没有一种装置能够模拟聚变堆反应堆第一壁温度及中子场辐照环境来实现对聚变堆材料宏观样品的辐照的问题，目的在于提供聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，将其放置在高通量工程试验堆后，不但可以模拟聚变反应堆堆内的高温环境，另外也可以将裂变反应堆中的热中子转换成14MeV左右的聚变中子，从而实现与聚变中子能谱相近的中子源，模拟聚变堆第一壁的中子辐照环境，实现对聚变堆材料的辐照，从而可以对聚变堆材料在14MeV中子环境下的辐照损伤机理进行研究，验证目前研发的材料是否可以在聚变堆上进行工程使用。
本发明通过下述技术方案实现：
聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，该模拟器为套管型结构，该套管型结构由内至外顺次为辐照管、转换靶管和外套管；
设辐照管、转换靶管和外套管上相同一侧的一端为底端，另一侧的一端则为顶端；该辐照管和外套管的底端封口，辐照管的顶端设置有进气管和出气管，辐照管与外套管形成的间隙内设置进水管和出水管；
转换靶管包括由6LID中子转换材料构成的芯体。
本发明中外套管主要用来固定本发明的装置，减缓堆内冷却剂的冲刷，以及起到装置与裂变堆内其他构件的隔离作用；转换靶管在高通量工程试验堆堆内模拟D-T反应，将高通量工程试验堆的热中子转换为14MeV的聚变中子，从而对材料进行辐照考验；辐照管主要用来电加热，为材料辐照提供高温环境，辐照管内用来放置需要辐照的样品。
上述进气管、出气管和辐照管的腔体之间形成气体流道；气体流道中的气体根据温度要求可利用氦气及氩气进行配比改变其导热系数，从而控制辐照环境温度。即，本发明高温环境主要通过电加热辐照管以及调节辐照管内的气体成分改变导热系数来实现提高辐照管温度至上千摄氏度，辐照管内装入的是惰性气体氦气，由于氦气导热性能好，辐照管与辐照样品间气体间隙较小，辐照样品与辐照管温差较低，因而可以达到上千摄氏度的温度。本发明中可以实现300~1000℃高温环境的温度调节。
上述转换靶管与外套管形成的间隙、进水管和出水管之间形成液体流道；液体流道中加入冷却剂，用以冷却转换靶管，保证装置其他结构部分的热工安全。
本发明中在高通量工程试验堆内模拟D-T反应及将高通量工程试验堆的热中子转换为14MeV聚变中子的原理是：转换靶管内芯体的材料为6LiD，HFETR内的热中子与转换靶内6LiD的反应方式如图3所示，具体如下：
6Li对热中子有较大的吸收截面，6Li和热中子发生反应的微观截面可达940×10- 24cm2，6Li和热中子的反应式为：
6Li+n→T+ɑ+4.78MeV
6Li和热中子的反应生成氚核，其能量约为2.73MeV，氚核在慢化过程中与转换靶D核和6Li核均有一定的机率发生聚变反应，反应式为：
D+T→ɑ+n+17.5MeV
T+6Li→Be+n+16.02MeV
反应产生的中子的平均能量分别为14.07MeV、14.24MeV，都超过14MeV，从而实现把高通量工程试验堆内的热中子转换成14MeV的聚变中子。
目前，国际上用于聚变堆材料辐照的裂变堆中子源、加速器中子源、散裂中子源都存在不足之处，在IFMIF上对聚变堆材料进行辐照考验还需要等待很长时间且费用极高。因此，在这种情况下，在裂变堆模拟聚变堆第一壁温度及中子场环境对聚变堆第一壁结构材料进行模拟辐照是一个很好的替代方法。
并且，聚变反应堆堆内环境模拟器产生的14MeV左右中子对辐照样品的中子损伤率为0.03dpa/fpy，IFMIF超低注量区中子损伤率为0.01~0.1dpa/fpy，所以在HFETR内布置聚变反应堆堆内环境模拟器可以满足IFMIF超低注量区的特殊材料，包括超导材料、有机绝缘材料等的辐照要求。
跟当代加速器相比，聚变反应堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器的中子源强及辐照样品内14MeV左右中子注量率更大、可以辐照大体积样品、可以长时间稳定提供14MeV中子，并且能够根据需要提供高温环境；在HFETR的辐照孔道内布置聚变反应堆堆内环境模拟器模拟聚变反应堆环境在方法上是可行的，比加速器辐照聚变堆材料更有优势。
进一步，所述进气管的管口伸入辐照管的底端位置处，出气管的管口位于辐照管的顶端位置处。所述进水管和出水管分别位于转换靶管的内外两侧。
进一步，为了更好地保证高通量工程试验堆堆芯的热工安全，所述转换靶管与辐照管之间还设置有绝热管；所述绝热管的底端封口，所述进水管位于绝热管与转换靶管之间形成的间隙位置处，所述出水管位于转换靶管与外套管之间形成的间隙位置处。所述绝热管与辐照管之间为真空，用于隔离与转换靶和外套管间的热量传递，起到隔热作用，进一步保证装置其他结构部分的热工安全。
进一步，所述转换靶管中芯体的内外两侧还分别设置有内外包壳，该内外包壳由不锈钢材料制成。所述辐照管由钨合金材料制成。所述外套管的材质为LT24铝。
进一步，所述进气管、出气管和辐照管的腔体形成气体循环回路，气体循环回路中的气体为氦气或者氦气与氩气的混合气；所述辐照管与外套管形成的间隙、进水管和出水管之间形成冷却液体循环回路，冷却液体循环回路中的冷却液体为水。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为本发明的整体结构示意图一。
图2为本发明的整体结构示意图二。
图3为热中子与含6Li、D核素物质的核反应链示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-辐照管，2-绝热管，3-转换靶管，4-外套管，5-进气管，6-出气管，7-进水管，8-出水管，9-样品。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例1
聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，如图1和图2所示，该模拟器为套管型结构，该套管型结构由内至外顺次为辐照管1、转换靶管3和外套管4；
设辐照管1、转换靶管3和外套管4上相同一侧的一端为底端，另一侧的一端则为顶端；该辐照管1和外套管4的底端封口，辐照管1的顶端设置有进气管5和出气管6，辐照管1与外套管4形成的间隙内设置进水管7和出水管8；
转换靶管3包括由6LID中子转换材料构成的芯体。
本实施例中该套管型结构的横截面的形状可以为多种，如方形、椭圆形、圆形等形状，本发明中优选为圆形，如图1所示。本实施例中，所述进气管5、出气管6和辐照管1的腔体之间形成气体流道，气体流道中充入控制辐照环境温度的气体；所述转换靶管3与外套管4形成的间隙、进水管7和出水管8之间形成液体流道；液体流道中加入冷却剂，避免高温对转换靶管3和外套管4造成影响。
通过调节气体流道中气体的组成，有效调节气体的导热系数，进而调节位于气体中的样品9的温度，该温度范围可以达到上千摄氏度，满足样品9所需的辐照温度的需求。同时，通过将本实施例中的模拟器放置到高通量工程试验堆堆芯中后，可以将高通量工程试验堆的热中子转换为14MeV的聚变中子，从而对材料进行辐照考验；结合以上两种技术实现聚变反应堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟。
具体实现过程为：
（1）辐照样品时，将需要辐照的样品9放入本发明的辐照管1内，然后将本发明的模拟器放入高通量工程试验堆的栅元孔道内，堆芯内的热中子入射到本发明的模拟器内，与转换靶管3内的6LID发生核反应，进而生成14MeV的聚变中子，从而对辐照管1内的样品进行辐照；
（2）打开辐照管1的进气管5和出气管6上的通气阀，向辐照管1内充氦气，出气管6排出气体，进而使氦气流动起来，有效为辐照管1进行升温做前期准备；
（3）同时，出气管6排出的气体可以带出辐照管1的热量，通过调节氦气与氩气比例，混合后通过进气管5通入使辐照的样品9温度达到所需温度，实现辐照的样品9在聚变堆堆内高温环境下辐照。
实施例2
本实施例与实施例1的区别在于，本实施例中进一步优化了本发明的结构，使本发明结构更加适用于高通量工程试验堆中，具体设置如下：
所述转换靶管3与辐照管1之间还设置有绝热管2，所述绝热管2的底端封口。所述进水管7和出水管8分别位于转换靶管3的内外两侧。即，所述进水管7位于绝热管2与转换靶管3之间形成的间隙位置处，所述出水管8位于转换靶管3与外套管4之间形成的间隙位置处。
所述绝热管2与辐照管1之间为真空。
所述转换靶管3中芯体的内外两侧还分别设置有内外包壳，该内外包壳由不锈钢材料制成。所述辐照管1由钨合金材料制成。所述外套管4的材质为LT24铝。
所述进气管5、出气管6和辐照管1的腔体形成气体循环回路，气体循环回路中的气体为氦气或者氦气与氩气的混合气，利用调节气体比例实现气体的不同换热系数从而实现辐照样品的辐照温度。所述辐照管1与外套管4形成的间隙、进水管7和出水管8之间形成冷却液体循环回路，冷却液体循环回路中的冷却液体为水。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，为套管型结构，该套管型结构由内至外顺次为辐照管(1)、转换靶管(3)和外套管(4)；
设辐照管(1)、转换靶管(3)和外套管(4)上相同一侧的一端为底端，另一侧的一端则为顶端；该辐照管(1)和外套管(4)的底端封口，辐照管(1)的顶端设置有进气管(5)和出气管(6)，辐照管(1)与外套管(4)形成的间隙内设置进水管(7)和出水管(8)；
转换靶管(3)包括由6LID中子转换材料构成的芯体；
所述进水管(7)和出水管(8)分别位于转换靶管(3)的内外两侧；所述转换靶管(3)与辐照管(1)之间还设置有绝热管(2)；所述绝热管(2)的底端封口，所述进水管(7)位于绝热管(2)与转换靶管(3)之间形成的间隙位置处，所述出水管(8)位于转换靶管(3)与外套管(4)之间形成的间隙位置处。
2.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述进气管(5)、出气管(6)和辐照管(1)的腔体之间形成气体流道，气体流道中充入控制辐照环境温度的气体；所述转换靶管(3)与外套管(4)形成的间隙、进水管(7)和出水管(8)之间形成液体流道，液体流道中加入冷却剂。
3.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述进气管(5)的管口伸入辐照管(1)的底端位置处，出气管(6)的管口位于辐照管(1)的顶端位置处。
4.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述绝热管(2)与辐照管(1)之间为真空。
5.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述转换靶管(3)中芯体的内外两侧还分别设置有内外包壳，该内外包壳由不锈钢材料制成。
6.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述辐照管(1)由钨合金材料制成。
7.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述外套管(4)的材质为LT24铝。
8.根据权利要求1所述的聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器，其特征在于，所述进气管(5)、出气管(6)和辐照管(1)的腔体形成气体循环回路，气体循环回路中的气体为氦气或者氦气与氩气的混合气；所述辐照管(1)与外套管(4)形成的间隙、进水管(7)和出水管(8)之间形成冷却液体循环回路，冷却液体循环回路中的冷却液体为水。
CN201910505811.XA 2019-06-12 2019-06-12 聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器 Active CN110160948B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910505811.XA CN110160948B (zh) 2019-06-12 2019-06-12 聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910505811.XA CN110160948B (zh) 2019-06-12 2019-06-12 聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110160948A CN110160948A (zh) 2019-08-23
CN110160948B true CN110160948B (zh) 2021-06-22

Family

ID=67628646

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910505811.XA Active CN110160948B (zh) 2019-06-12 2019-06-12 聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110160948B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110749537A (zh) * 2019-10-29 2020-02-04 中国原子能科学研究院 可控温辐照实验装置
CN112432968B (zh) * 2020-10-21 2022-08-30 中国核动力研究设计院 辐照后反应堆结构材料热导率测试样的制备方法及试样盒
CN115656223B (zh) * 2022-09-26 2024-09-24 中国核动力研究设计院 一种用于燃料相辐照的辐照试验装置及温度控制方法

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3976888A (en) * 1975-01-23 1976-08-24 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Fission fragment driven neutron source
US6907097B2 (en) * 2001-03-16 2005-06-14 The Regents Of The University Of California Cylindrical neutron generator
CN101512330A (zh) * 2006-07-28 2009-08-19 赛奇创新有限公司 基于脉冲高能粒子的探测系统和探测方法
CN101727992A (zh) * 2009-11-23 2010-06-09 中国核动力研究设计院 套管式低浓铀核燃料组件
CN102867554A (zh) * 2012-09-19 2013-01-09 中国核动力研究设计院 模块式套管型随堆辐照考验装置
CN103310859A (zh) * 2013-05-20 2013-09-18 中国核动力研究设计院 裂变中子转换器
CN205004050U (zh) * 2015-09-15 2016-01-27 中国原子能科学研究院 一种实验快堆用fms材料辐照容器
CN106409365A (zh) * 2016-11-02 2017-02-15 中国核动力研究设计院 独立温度补偿型材料辐照考验装置及其安装方法
CN106531278A (zh) * 2017-01-11 2017-03-22 中国核动力研究设计院 研究堆辐照生产Pu‑238用含Np‑237辐照靶件

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3976888A (en) * 1975-01-23 1976-08-24 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Fission fragment driven neutron source
US6907097B2 (en) * 2001-03-16 2005-06-14 The Regents Of The University Of California Cylindrical neutron generator
CN101512330A (zh) * 2006-07-28 2009-08-19 赛奇创新有限公司 基于脉冲高能粒子的探测系统和探测方法
CN101727992A (zh) * 2009-11-23 2010-06-09 中国核动力研究设计院 套管式低浓铀核燃料组件
CN102867554A (zh) * 2012-09-19 2013-01-09 中国核动力研究设计院 模块式套管型随堆辐照考验装置
CN103310859A (zh) * 2013-05-20 2013-09-18 中国核动力研究设计院 裂变中子转换器
CN205004050U (zh) * 2015-09-15 2016-01-27 中国原子能科学研究院 一种实验快堆用fms材料辐照容器
CN106409365A (zh) * 2016-11-02 2017-02-15 中国核动力研究设计院 独立温度补偿型材料辐照考验装置及其安装方法
CN106531278A (zh) * 2017-01-11 2017-03-22 中国核动力研究设计院 研究堆辐照生产Pu‑238用含Np‑237辐照靶件

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
HFETR 6LiD中子转换器芯体厚度优化研究;叶滨等;《原子能科学技术》;20111020;第45卷(第10期);第1160-1164页 *
Study on local construction of the 14 MeV neutron field by 6LiD converter in HFETR;Taozhong Xu等;《Fusion Engineering and Design》;20170529;第121卷;第288-295页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN110160948A (zh) 2019-08-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN110160948B (zh) 聚变堆第一壁结构材料温度及中子场辐照环境模拟器
Moeslang et al. The IFMIF test facilities design
CN107086055A (zh) 用于产生医用同位素的设备和方法
Molvik et al. A gas dynamic trap neutron source for fusion material and subcomponent testing
Schreyer et al. Optimizing neutron moderators for a spallation-driven ultracold-neutron source at TRIUMF
Möslang IFMIF: the intense neutron source to qualify materials for fusion reactors
JP2023545866A (ja) 増殖ブランケット
Borreani et al. Preliminary thermal-fluid-dynamic assessment of an ADS irradiation facility for fast and slow neutrons
Oigawa et al. Conceptual design of transmutation experimental facility
Stanley et al. Advanced test reactor: A national scientific user facility
CN112037950B (zh) 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法
Beller Overview of the AFCI reactor-accelerator coupling experiments (RACE) project
Ryzhkov Modelling of Plasma Physics in the Fusion Reactor Based on a Field-Reversed Configuration
Batistoni et al. Neutronics and nuclear data issues in ITER and their validation
Wu et al. Design and R&D progress of China lead-based reactor
Wang et al. Development of a tritium release system for ceramic tritium breeder pebbles irradiated by high intensity DT fusion neutron Generator at INEST
Bailey et al. Design of the Universal Neutron Irradiator
Garin IFMIF: status and developments
Cade et al. Thermal design of a 100 kW electron to gamma converter at TRIUMF
Ananyev et al. Concept development and candidate technologies selection for the main DEMO-FNS fuel cycle systems
Xu et al. AN OVERVIEW STUDY ON NEUTRON FLUX AND SPECTRUM CHARACTERISTICS OF HIGH
US20240353358A1 (en) Radiation Effects Testing System with a Beam Accelerator
RU85257U1 (ru) Конвертер нейтронов исследовательского реактора
Choi et al. Development of Neutron Flux Map for KSTAR Using MCNP Simulation
CN104934091B (zh) 选择性通过材料及其制备方法

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant