RU2065626C1 - Thermonuclear reactor primary wall - Google Patents
Thermonuclear reactor primary wall Download PDFInfo
- Publication number
- RU2065626C1 RU2065626C1 RU94010913A RU94010913A RU2065626C1 RU 2065626 C1 RU2065626 C1 RU 2065626C1 RU 94010913 A RU94010913 A RU 94010913A RU 94010913 A RU94010913 A RU 94010913A RU 2065626 C1 RU2065626 C1 RU 2065626C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat
- coolant
- cooling panel
- cooling
- cavity
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Plasma Technology (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к конструкции первой стенки термоядерного реактора. The invention relates to nuclear technology, and more particularly to the design of the first wall of a fusion reactor.
Известна конструкция первой стенки термоядерного реактора ИТЕР [1] основными элементами которой являются защитные экраны из графитового композита УУКМ, охлаждающая панель, теплопроводящая прокладка между ними и узлы стыковки охлаждающей панели с магистральными трубопроводами. Охлаждающая панель, изготовленная из бронзы, выполнена с каналами для прохождения теплоносителя. В качестве теплопроводящей прокладки используют сплав меди, предназначенный для обеспечения теплового контакта и крепления защитных экранов к охлаждающей панели. The design of the first wall of the ITER thermonuclear reactor [1] is known, the main elements of which are protective shields from the UUKM graphite composite, a cooling panel, a heat-conducting gasket between them and the joints of the cooling panel with the main pipelines. The cooling panel made of bronze is made with channels for the passage of coolant. As a heat-conducting pad, a copper alloy is used to provide thermal contact and fasten the protective screens to the cooling panel.
Недостатки данной конструкции заключаются в следующем:
1) выполнение защитных экранов из графитового материала ведет к неравномерному охлаждению защитных экранов, в результате чего поверхности удаленные от охлаждающей панели перегреваются, что приводит к их повышенному эрозионному наносу;
2) эрозионный нанос защитного экрана во время работы реактора приводит к загрязнению плазменной камеры и срыву плазмы;
3) в связи с необходимостью предотвращать кипение теплоносителя в каналах охлаждающей панели повышают давление в контуре (≈ 10 МРа), что усложняет конструкцию первой стенки;
4) температура конструкции первой стенки различна, за счет разности температур входа и выхода теплоносителя, это приводит к значителным тепловым деформациям и как следствие к появлению дополнительных механических напряжений.The disadvantages of this design are as follows:
1) the implementation of protective screens made of graphite material leads to uneven cooling of the protective screens, as a result of which the surfaces remote from the cooling panel overheat, which leads to their increased erosion load;
2) the erosive deposit of the protective screen during reactor operation leads to contamination of the plasma chamber and plasma breakdown;
3) due to the need to prevent boiling of the coolant in the channels of the cooling panel, increase the pressure in the circuit (≈ 10 MPa), which complicates the design of the first wall;
4) the temperature of the construction of the first wall is different, due to the temperature difference between the inlet and outlet of the coolant, this leads to significant thermal deformations and, as a result, to the appearance of additional mechanical stresses.
5) пайка графитовых экранов к бронзовой охлаждающей стенке требует сложной подготовки поверхности графита к пайке нанесение промежуточных слоев, что усложняет и удораживает технологию пайки;
6) наличие паяного соединения между графитовым экраном и бронзовой охлаждающей стенкой вызывает тепловые напряжения в графитовом экране, сопутствующие разрушению экранов;
7) повышенные требования к точности изготовления панелей, при сборке панелей с трубопроводами и пайке ведет к увеличению трудозатрат.5) the soldering of graphite screens to the bronze cooling wall requires complex preparation of the graphite surface for soldering the application of intermediate layers, which complicates and makes the soldering technology more complicated;
6) the presence of a soldered connection between the graphite screen and the bronze cooling wall causes thermal stresses in the graphite screen, which accompany the destruction of the screens;
7) increased requirements for the accuracy of the manufacture of panels, when assembling panels with pipelines and soldering leads to an increase in labor costs.
Наиболее близким по своей технической сущности и достигаемому результату к предложенному является первая стенка [2] содержащая защитные экраны, охлаждающую панель, теплопроводящую прокладку между ними и систему циркуляции теплоносителя, соединенную с охлаждающей панелью. The closest in its technical essence and the achieved result to the proposed one is the first wall [2] containing protective shields, a cooling panel, a heat-conducting gasket between them and a coolant circulation system connected to the cooling panel.
Защитные экраны выполнены в виде монолитных пластин из графитового композита УУКМ. В охлаждающей панели, изготовленной из бронзового сплава, имеются каналы охлаждения. Для крепления защитных экранов и как теплопроводящую прокладку используют высокотемпературный припой из сплава меди. Protective shields are made in the form of monolithic plates made of graphite composite УУКМ. The cooling panel made of bronze alloy has cooling channels. For fastening protective shields and as a heat-conducting gasket, high-temperature solder made of copper alloy is used.
Недостатки прототипа заключаются в следующем:
1) изготовление защитных экранов из графитового композита, испытытвающих воздействие высокой температуры, особенно при защигании и гашении плазмы, когда тепловой поток возрастает в несколько раз (≈ 10) и температура защитного экрана достигает 1000oС, что вызывает большую эрозию экранов, что ведет к "загрязнению" плазмы, и как следствие уменьшению времени горения плазмы;
2) температура конструкции первой стенки различна, за счет разности температур входа и выхода теплоносителя, это приводит к значительным тепловым деформациям и как следствие к появлению дополнительных механических напряжений;
3) в связи с необходимостью не допускать вскипание теплоносителя и обеспечения интенсивного теплоотвода от первой стенки, используют большие давления (≈ 10 Мра) в контуре охлаждения, что усложняет конструкцию;
4) требуется сложная система регулирования расхода теплоносителя для поддержания постоянной температуры конструкции первой стенки;
5) пайка графитового экрана с подложкой из бронзы приводит к появлению температурных напряжений в графитовом экране за счет разности температурных расширений материалов;
6) пайка графитовых экранов к бронзовой охлаждающей панели требует сложной подготовки поверхности графита к пайке нанесение промежуточных слоев, что усложняет и удорожает технологию;
7) защитные экраны соединены с охлаждающей панелью пайкой твердым припоем, это приводит к появлению дополнительных температурных напряжений между экраном и охлаждающей панелью при нагревании конструкции, что приводит куменьшению долговечности конструкции;
8) сложность монтажно/демонтажных работ по замене графитовых защитных экранов (дистанционная пайка в условиях вакуумного корпуса).The disadvantages of the prototype are as follows:
1) the manufacture of protective shields from a graphite composite that are exposed to high temperature, especially when igniting and extinguishing the plasma, when the heat flux increases several times (≈ 10) and the temperature of the protective shield reaches 1000 o С, which causes a large erosion of the shields, which leads to "pollution" of the plasma, and as a consequence of a decrease in the burning time of the plasma;
2) the temperature of the construction of the first wall is different, due to the difference in temperature of the inlet and outlet of the coolant, this leads to significant thermal deformations and, as a consequence, to the appearance of additional mechanical stresses;
3) due to the need to prevent boiling of the coolant and ensure intensive heat removal from the first wall, use large pressures (≈ 10 Mra) in the cooling circuit, which complicates the design;
4) requires a complex system for regulating the flow of coolant to maintain a constant temperature of the structure of the first wall;
5) soldering of a graphite screen with a bronze substrate leads to the appearance of temperature stresses in the graphite screen due to the difference in the temperature expansions of the materials;
6) the soldering of graphite screens to the bronze cooling panel requires complex preparation of the graphite surface for soldering the application of intermediate layers, which complicates and increases the cost of technology;
7) the protective screens are connected to the cooling panel by brazing, this leads to the appearance of additional temperature stresses between the screen and the cooling panel when the structure is heated, which reduces the durability of the structure;
8) the complexity of installation / dismantling work on replacing graphite protective shields (remote soldering in a vacuum casing).
Вышеперечисленные недостатки приводят к снижени надежности и сокращению срока эксплуатации. The above-mentioned disadvantages lead to a decrease in reliability and shortened life.
Техническим результатом данного изобретения является:
1. Надежный теплоотвод в режиме длительных переменных тепловых нагрузок (до 3-х раз от номинальной тепловой нагрузки).The technical result of this invention is:
1. Reliable heat dissipation in the mode of continuous variable heat loads (up to 3 times of the nominal heat load).
2. Стабильность температуры конструкции по всему сечению независимо от тепловой нагрузки, что снижает деформационные напряжения во время эксплуатации. 2. The temperature stability of the structure over the entire cross section, regardless of thermal load, which reduces deformation stresses during operation.
3. Снижение давления теплоносителя в контуре охлаждения до 2-1,5 МПа. 3. Reducing the pressure of the coolant in the cooling circuit to 2-1.5 MPa.
4. Упрощение и удешевление технологических процессов, сокращение времени монтажно-демонтажных работ по замене экранов. 4. Simplification and cost reduction of technological processes, reducing the time of installation and dismantling work to replace screens.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в первой стенке термодяерного реактора, содержащем защитные экраны, охладающую панель, теплопрорводящую прокладку между ними и систему циркуляции теплоносителя, соединенную с охлаждающшей панелью, охлаждающая панель представляет собой две параллельные пластины, соединенные герметично по периметру между собой, в пластине охлаждающей панели, непосредственно контактирующей с теплопроводящей прокладкой, выполнены продольные каналы и поперечные отверстия, через которые каналы сообщены с полостью, образованной пластинами и соединяющими их элементами, при этом на поверхности пластины, обращенной в сторону полости, расположен металлический слой с капиллярной структурой, а каналы соединены с системой циркуляции, кроме того, система циркуляции теплоносителя включает в себя контур нагрева, образованный последовательно установленными парогенератором и циркуляционным насосом, и контур охлаждения, состоящий из последовательно расположенных теплообменника, конденсатора и питательного насосоа, при этом каналы на входе соединены с циркуляционным и питательным насосоами, а на выходе с теплообменником, который сообщен с верхней частью полости через конденсатор, кроме того, теплопроводящая прокладка выполнена из легкоплавкого сплава. The specified technical result is achieved due to the fact that in the first wall of the thermo-nuclear reactor containing protective shields, a cooling panel, a heat transfer pad between them and a coolant circulation system connected to the cooling panel, the cooling panel consists of two parallel plates connected tightly around the perimeter between them , in the plate of the cooling panel in direct contact with the heat-conducting gasket, longitudinal channels and transverse holes are made through which the channel They are in communication with the cavity formed by the plates and their connecting elements, while on the surface of the plate facing the cavity there is a metal layer with a capillary structure, and the channels are connected to the circulation system, in addition, the coolant circulation system includes a heating circuit formed sequentially installed steam generator and circulation pump, and a cooling circuit, consisting of sequentially located heat exchanger, condenser and feed pump, the channels on the inlet is connected to the circulation and feed pumps, and at the outlet to the heat exchanger, which is connected to the upper part of the cavity through the condenser, in addition, the heat-conducting gasket is made of fusible alloy.
Вышеуказанная совокупность известных и отличительных признаков позволяет создать конструкцию первой стенки термоядерного ядерного, обеспечивающую надежный режим работы в условиях длительных циклических нагрузок (увеличение тепловой нагрузки до 3-х раз). The above combination of known and distinguishing features allows you to create the design of the first wall of a nuclear fusion, providing a reliable mode of operation under long-term cyclic loads (increase in thermal load up to 3 times).
На фиг. 1 изображен участок первой стенки со стороны плазмы; на фиг.2 показано поперечное сечение А-А участка первой стенки фиг.1. In FIG. 1 shows a portion of the first wall on the plasma side; figure 2 shows a cross section aa of the plot of the first wall of figure 1.
Первая стенка термоядерного реактора содержит защитные экраны 1, выполненные из тугоплавкого металла, например, из бериллия и закрепленные посредством цапф 2 на охлаждающей панели 2. Между защитными экранами 1 и охлаждающей панелью 3 имеется теплопроводящая прокладка 4, изготовленная из легкоплавкого сплава, например, из алюминиевого сплава. Охлаждающая панель 3 представляет собой две параллельные пластины 5 и 6, установленные с зазором, которые герметично по периметру соединены между собой элементами 7, образующими полость 8. Пластина 5, непосредственно контактирующая с теплопроводящей прокладкой 4, выполнена с продольными каналами 9 для прохождения теплоносителя и поперечными отверстиями 10, через которые каналы 9 сообщены с полостью 8. на поверхности ластины 5, обращенной в сторону полости 8, расположен металлический слой скапиллярной структурой, например, в виде металлического фитиля 11. На входе и выходе каналы 9 через коллектора 12 соединены с системой циркуляции теплоносителя, которая включатет в себя контур нагрева, который образован последовательно установленными парогенератором 13 и циркуляционным насосом 14, и контур охлаждения, состоящий из последовательно расположенных теплообменника 15, конденсатора 16 и питательного насоса 17. Полость 8 служит для сбора пара или теплоносителя, проникающего из каналов 9 через отверстия 10, а в пластине 6 имеются отводные патрубки 18, 19 в верхней части для пара, и в нижней для конденсата, которые связаны с системой циркуляции теплоносителя. Каналы 9 на входе через коллектор 12 соединены с циркуляционным 14 и питательным насосом 17, а на выхорде с теплообменником 15, который сообщен с верхней частью полости 8 через конденсатор 18, так как на входе конденсатор 16 соединен с верхней частью полости 8. Нижняя часть полости 8 через патрубок 19 соединена с входом питательного насоса 17. Теплопроводящая прокладка 4, между защитным экраном 1 и охлаждающей панелью 3 служит для компенсации технологических зазоров, обеспечения надежного теплового контакта экранов 1 с охлаждающей пластиной 5 панели 3, для компенсации температурных расширений экрана 1 и, охлаждающей панели 3. The first wall of the fusion reactor contains
Предложенная конструкция первой стенки термоядерного реактора функционирует следующим образом. The proposed design of the first wall of a fusion reactor operates as follows.
Перед началом работы термоядерного реактора включают контур подогрева первой стенки. От парогенератора 13 циркуляционными насосами 14 пар подаетс яна распределительный коллектор 12, а затем в каналы 9. Пар проходя по каналам 9, нагревают первую стенку до температуры ≈ 350oС. Из каналов 9 через сборный коллектор 12 охлажденный пар подается на парогенератор 13, где он подогревается до заданной температуры и возвращается в контур. Прогрев осуществляется в течсение 24 часов. При этом производится вакуумирование вакуумного корпуса и дегезации всех поверхностей конструкции реактора. После дегезации контур нагрева отключается. Перед зажиганием плазмы включается контур охлаждения. Теплоноситель под давление м(1,5 2,0 МПа, ≈ 150oС) подадется в каналы и охлаждает конструкцию первой стенки до ≈ 150oC.Before starting the operation of a fusion reactor, the first wall is heated. From the steam generator 13, circulating pumps 14 pairs feed the distribution manifold 12, and then into the
Затем в вакуумно пространстве термоядерного реактора на поверхности первой стенки зажигается плазма. За счет радиационного тепла светового излучения, оомбардировки поверхности защитных экранов 1 ионизированными частицами и поглощения нейтронов, температура экранов 1 резко возрастает и превышает температуру плавления материала теплопрводящей прокладки 4 в резултьате чего материал теплопроводящей прокладки расплавляется и заполняет технологический зазор между защитным экраном 1 и охлаждающей панелью 3, обеспечивая надежный тепловой контакт. Охлаждение панели 3 осуществляется теплоносителем от циркуляционной системы следующим образом. Охлажденный теплоноситель от теплообменника 15 и от конденсатора 16 питательным насосом 17 подается к коллектору 12, откуда теплоноситель поступает в каналы 9. Проходя по каналам 9 охлаждающей панели 3 теплоноситель нагревается. Теплоноситель циркулирует под давлением, которое не допускает кипения в номинальном режиме. Через отверстия 10 низ каналов 9 организована протечка теплоносителя в полость 8, при этом теплоноситель смачивает металлический фитиль 11. На поверхности фитиля 11 за счет пониженного давления в полости 8 теплоноситель испаряется, происходит дополнительное поглощение тепла и охлаждение пластины 5. Образующийся пар и излишки протечек теплоносителя собираются в полости 8 и удаляются из верхней части через патрубок 18 в конденсатор 16, а протечки теплоносителя через патрулбок 19 подается на вход питательного насоса 17. Нагретый теплоноситель из каналов 9 через сборный коллектор 12 подается в теплообменник 15, охлаждается и возвращается насосом 17 в контур. Then, in the vacuum space of the thermonuclear reactor, the plasma is ignited on the surface of the first wall. Due to the radiation heat of light radiation, the bombardment of the surface of the
Температура кипения теплоносителя на поверхности фитиля 11 зависит от давления в полости 8, поэтому кипение теплоносителя происходит по всей поверхности фитиля 11 при одинаковой температуре. Температура фитиля 11 со стороны зазора одинакова, это позволяет выравнить температуру куонструкции первой стенки, снизить температурные напряжения и деформации. Дополнительное испарение теплоносителя позволяет снять избытки тепла без регулировки расхода теплоносителя, что особенно важно при переменной тепловой нагрузке. Первая стенка и лимитер работают в режиме переменных значений тепловой нагрузки. Циклический режим отрицательно влияет на работоспособность конструкции, для этого необходимо поддеривать стабильную температуру первой стенки. В предлагаемой конструкции возможно отклонение тепловой нагрузки от номинальной до 3-х раз, при этом расход теплоносителя и рабочее давление в системе циркуляции остается постоянным, за счет увеличения испарения теплоносителя с поверхости фитиля 11. The boiling point of the coolant on the surface of the
Изготовление защитного экрана из бериллия повышает механическую прочность и эрозионную стойкость защитных экранов улучшает режим горения плазмы. Хорошая теплопроводность защитного экрана 1 способствует тому, что температура экрана 1 в рабочем режиме не превышает 500oС, так как предлагаемая конструкция обеспечивает процесс поглощения тепла не только за счет циркуляции теплоносителя, а также за счет его испарения, то это позволяет отводить тепловые потоки сбольшей плотностью (120 Вт/см2), работать первой стенке с малыми давлениями (1,5-2,0 МПа), что повышает ее надежность и срок эксплуатации.The manufacture of a beryllium protective shield increases the mechanical strength and erosion resistance of the protective shields improves the plasma combustion mode. Good thermal conductivity of the
По окончании срока ресурса защитных экранов 1 (или по иным причинам), они могут быть легко заменены. ДЖля этого узлы крепления 2 отгибают, освобождая их от зацепления с охлаждающей панелью 3. Затем производят нагрев экранов 1 (≈ 270oС) и после расплавления теплопроводящей прокладки 4 отсоединяют экраны 1 от охлаждающей панели 3. Механическое крепление защитных экранов позволило применить в качестве теплопроводящей прокладки низкотемпературный припой, что позволяет избежать тепловых напряжений, так как в данном случае теплопроводящая прокладка во время эксплуатации находится в жидком состоянии. Кроме того, такое крепление исключает необходимость использовать дорогостоящее дистанционно-управляемое оборудование для высокотемпературной пайки.At the end of the life of the protective screens 1 (or for other reasons), they can be easily replaced. For this, the attachment points 2 are unbent, freeing them from engagement with the cooling panel 3. Then, the
Предлагаемая конструкция первой стенки позволяет значительно упростить технологию монтажно-демонтажных работ по ремонту и замене защитных экранов, что очень важно при эксплуатации термоядерного реактора. The proposed design of the first wall makes it possible to significantly simplify the technology of installation and dismantling work on the repair and replacement of protective shields, which is very important when operating a fusion reactor.
Таким образом, предложенная конструкция обеспечивает эффективный теплоотвод и защиту сегмента бланкета от воздействия плазмы в режиме переменных значений тепловой нагрузки. Эксплуатация первой стенки осуществляется с малым давлением теплоносителя, что также повышает ее надежность и увеличивает срок работы. Thus, the proposed design provides effective heat dissipation and protection of the blanket segment from plasma exposure in the mode of variable values of the heat load. The operation of the first wall is carried out with a low pressure of the coolant, which also increases its reliability and extends the service life.
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU94010913A RU2065626C1 (en) | 1994-03-29 | 1994-03-29 | Thermonuclear reactor primary wall |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU94010913A RU2065626C1 (en) | 1994-03-29 | 1994-03-29 | Thermonuclear reactor primary wall |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU94010913A RU94010913A (en) | 1995-10-27 |
RU2065626C1 true RU2065626C1 (en) | 1996-08-20 |
Family
ID=20154085
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU94010913A RU2065626C1 (en) | 1994-03-29 | 1994-03-29 | Thermonuclear reactor primary wall |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2065626C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2010027293A1 (en) | 2008-09-04 | 2010-03-11 | Закрытое Акционерное Общество Центр Научно-Технических Услуг "Динамика" | Method for producing a mirror from a thin film |
-
1994
- 1994-03-29 RU RU94010913A patent/RU2065626C1/en active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Конструктивные схемы и параметры работы стартового лимитера. Промежуточный отчет 31.72 От, тема 5-00,02-11-0386-1951 К 310 -238, 1991, НИКИЭТ, с. 8 - 14, рис.2.2, с. 10 - 12, рис. 2.8. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2010027293A1 (en) | 2008-09-04 | 2010-03-11 | Закрытое Акционерное Общество Центр Научно-Технических Услуг "Динамика" | Method for producing a mirror from a thin film |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6341485B1 (en) | Gas turbine combustion chamber with impact cooling | |
EP0895030A1 (en) | Steam cooling method for gas turbine combustor and apparatus therefor | |
RU2065626C1 (en) | Thermonuclear reactor primary wall | |
Cisterna et al. | Charging procedures: effects on high temperature sodium thermosyphon performance | |
Vieider et al. | ITER plasma facing components, design and development | |
RU2212718C1 (en) | Tritium breeding module of thermonuclear reactor blanket | |
RU2457U1 (en) | FIRST WALL OF THE THERMONUCLEAR REACTOR | |
RU2046405C1 (en) | Primary wall of thermonuclear reactor | |
JPS5869362A (en) | Solar heat collector | |
CN218672830U (en) | Cooling heating pipe heat management device | |
JPS6251435B2 (en) | ||
RU2738809C9 (en) | Receiving plate of divertor of stationary fission reactor | |
RU2088840C1 (en) | Working medium vapor generator | |
Pizzuto et al. | Preliminary critical heat flux assessment of the high efficiency thermal shield device | |
CN1150566C (en) | Gap structure for nuclear reactor pressure vessel | |
RU9657U1 (en) | TOKAMAKA FUSION PLASMA PLASMA CAMERA | |
RU21314U1 (en) | THERMONUCLEAR REACTOR DIVOR | |
JP3481959B2 (en) | Alkali metal thermoelectric generator | |
RU2212717C1 (en) | Thermonuclear reactor limiter-port | |
Zhao et al. | Optimized helium-Brayton power conversion for fusion energy systems | |
SU1583982A1 (en) | Thermal screen | |
Feldshteyn et al. | TPX vacuum vessel heating and cooling system | |
Yuri et al. | Improvement of the installation for investigation of superfluid turbulence in hell forced flow | |
SU1238166A1 (en) | First wall of thermonuclear reactor | |
Kreeb et al. | Two-phase thermal systems for space applications—European development and test results |