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Numerical Analyses of Electromagnetic Forces on the ITER Blanket Module Shield Block During Major Disruptions
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作者 康伟山 袁涛 +2 位作者 孙倩 吴继红 谌继明 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2014年第7期701-705,共5页
Electromagnetic(EM) load is one of the key design drivers for the blanket shield block(SB) and other in-vessel components. In this article, an EM analysis method was developed to address the EM force on the SB. Th... Electromagnetic(EM) load is one of the key design drivers for the blanket shield block(SB) and other in-vessel components. In this article, an EM analysis method was developed to address the EM force on the SB. The plasma currents, which vary spatially and temporally,are loaded as a filament at each time point. The standard blanket module No.04(BM04) under major disruption(MD) is selected to perform the analyses. The analyses results are validated by comparing currents on the passive structure. To better understand the effects of cooling channels and slits on the EM force, the case of SB without cooling channel and the case without slits are calculated to make comparisons. The results show that the slits play an important role in controlling the EM load on SB. 展开更多
关键词 ITER blanket module shield block electromagnetic analysis major disruption FEM
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Protection of Environment from Damaged Nuclear Station and Transparent Inflatable Blanket for Cities—Protection from Radioactive Dust and Chemical, Biological Weapons 被引量:1
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作者 Alexander Bolonkin 《Journal of Environmental Protection》 2011年第4期327-341,共15页
The author, in a series of previous articles, designed the “AB Dome” made of transparent thin film supported by a small additional air overpressure for the purpose of covering a city or other important large install... The author, in a series of previous articles, designed the “AB Dome” made of transparent thin film supported by a small additional air overpressure for the purpose of covering a city or other important large installations or sub-regions. In present article the author offers a variation in which a damaged nuclear station can be quickly covered by such a cheap inflatable dome. By containing the radioactive dust from the damaged nuclear station, the danger zone is reduced to about 2 km2 rather than large regions which requires the resettlement of huge masses of people and which stops indus-try in large areas. If there is a big city (as Tokyo) near the nuclear disaster or there is already a dangerous amount of radioactive dust near a city, the city may also be covered by a large inflatable transparent Dome. The building of a gi-gantic inflatable AB Dome over an empty flat surface is not difficult. The cover is spread on a flat surface and a venti-lator (fan system) pumps air under the film cover and lifts the new dome into place but inflation takes many hours. However, to cover a city, garden, forest or other obstacle course in contrast to an empty, mowed field, the thin film cannot be easily deployed over building or trees without risking damage to it by snagging and other complications. This article proposes a new method which solves this problem. The design is a double film blanket filled by light gas such as, methane, hydrogen, or helium - although of these, methane will be the most practical and least likely to leak. Sections of this AB Blanket are lighter than air and will rise in the atmosphere. They can be made on a flat area serving as an as-sembly area and delivered by dirigible or helicopter to station at altitude over the city. Here they connect to the already assembled AB Blanket subassemblies, cover the city in an AB Dome and protect it from bad weather, chemical, bio-logical and radioactive fallout or particulates. After assembly of the dome is completed, the light gas can be replaced by (heavier but cheaper) air. Two projects for Tokyo (Japan) and Moscow (Russia) are used in this paper for sample computation. 展开更多
关键词 Radiation shield PROTECTION Of Environment From Damaged NUCLEAR STATION Dome For City blanket For City PROTECTION Of CITIES From Chemical Biological And RADIOACTIVE Weapons Encapsulating NUCLEAR Sites
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真空氦检漏技术在ITER项目中的应用 被引量:1
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作者 李卫平 江国焱 +1 位作者 罗炜 方仁俊 《无损检测》 CAS 2023年第6期1-6,20,共7页
包层屏蔽块是国际热核聚变实验堆(ITER)项目的重要组成部件。每个屏蔽块都需要进行真空热氦检漏,以确保其密封性能。提出了一种利用真空热氦检漏系统进行高灵敏度检测的方法,该系统可以使包层屏蔽块去除自身的杂质气体来规避干扰,并通... 包层屏蔽块是国际热核聚变实验堆(ITER)项目的重要组成部件。每个屏蔽块都需要进行真空热氦检漏,以确保其密封性能。提出了一种利用真空热氦检漏系统进行高灵敏度检测的方法,该系统可以使包层屏蔽块去除自身的杂质气体来规避干扰,并通过提高环境温度和屏蔽块内部和外部之间压力差的方式来提高氦原子的活性以提高检测灵敏度。该方法可在检测环境温度为250℃,环境压力为1×10^(-5)Pa,产品内部氦气压力为4 MPa的条件下,实现系统灵敏度为10-11Pa·m^(3)·s^(-1)数量级的氦气泄漏检测。试验结果表明,该技术具有高自动化和数据可追溯的优点,可避免产品自身释放的杂质气体带来的影响,对细微泄漏具有较高的检测灵敏度。 展开更多
关键词 国际热核聚变反应堆 真空 热氦检漏 自身放气 包层屏蔽块
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ITER屏蔽包层模块的热工水力与热应力分析 被引量:10
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作者 康伟山 张斧 +1 位作者 吴继红 许增裕 《核聚变与等离子体物理》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第4期320-323,共4页
对ITER靠近中性束端口的标准屏蔽包层模块进行了热工水力与热应力计算与分析。首先用流体力学方法计算了两种导流管的阻力系数,然后通过合理简化计算了冷却管道系统的水力学,最后根据水力学的计算结果得到温度及应力的分布。分析结果表... 对ITER靠近中性束端口的标准屏蔽包层模块进行了热工水力与热应力计算与分析。首先用流体力学方法计算了两种导流管的阻力系数,然后通过合理简化计算了冷却管道系统的水力学,最后根据水力学的计算结果得到温度及应力的分布。分析结果表明,现有的屏蔽包层设计与旧的设计相比,能更有效地降低能量损失、提高冷却效率,满足设计要求。同时需要做局部改进,以确保安全运行。 展开更多
关键词 ITER 屏蔽包层 热工水力学 计算流体力学 有限元法
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ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析 被引量:5
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作者 康伟山 张秀杰 +1 位作者 袁涛 谌继明 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2011年第2期161-166,共6页
介绍了屏蔽包层最新的设计方案,对比了2004年DDD设计方案与新方案在第一壁和屏蔽块结构上的差别,并对第8号包层模块的屏蔽块进行了热工水力和热应力的分析。结果表明,第8号包层模块屏蔽块的最高温度不超过200oC,最大Von-Mise应力在200MP... 介绍了屏蔽包层最新的设计方案,对比了2004年DDD设计方案与新方案在第一壁和屏蔽块结构上的差别,并对第8号包层模块的屏蔽块进行了热工水力和热应力的分析。结果表明,第8号包层模块屏蔽块的最高温度不超过200oC,最大Von-Mise应力在200MPa以内,基本满足ITER设计要求,但冷却剂压降稍微偏大,达到0.44MPa。另外,在屏蔽块前端暴露在等离子体表面热负荷的部位,根据热应力分析计算结果,对其承载热负荷能力进行评估,改进了设计方案。 展开更多
关键词 ITER 屏蔽包层 设计 热工水力分析 热应力分析
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ITER屏蔽包层第一壁人工缺陷模块热传导计算与分析 被引量:1
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作者 康伟山 谌继明 +2 位作者 吴继红 袁涛 王平怀 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期299-304,共6页
设计了3个外形一致的模块,其中两个在铍铜界面处预制有不同尺寸、形状和位置的缺陷,另一个是无缺陷的完整模块。通过有限元计算方法,分析了预制缺陷对温度分布的影响。通过无缺陷的完整模块的传热分析,评估有效的缺陷位置区域,计算了不... 设计了3个外形一致的模块,其中两个在铍铜界面处预制有不同尺寸、形状和位置的缺陷,另一个是无缺陷的完整模块。通过有限元计算方法,分析了预制缺陷对温度分布的影响。通过无缺陷的完整模块的传热分析,评估有效的缺陷位置区域,计算了不同尺寸、形状、位置的缺陷的温度分布;根据对热传导基本公式中的各个量分别进行研究,并通过比较各种因素,得到了缺陷影响铍和铜合金界面温度的主要因素。 展开更多
关键词 ITER 屏蔽包层 第一壁 热传导
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ITER屏蔽包层活化分析 被引量:1
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作者 杨琪 李斌 +3 位作者 郑剑 何桃 蒋洁琼 吴宜灿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期205-211,共7页
作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中... 作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和"二步法"停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。 展开更多
关键词 屏蔽包层 活化计算 辐射源
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垂直位移事故中ITER屏蔽包层的电磁场分析 被引量:1
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作者 康伟山 谌继明 +1 位作者 吴继红 王明旭 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2010年第3期261-266,共6页
采用有限元方法计算了垂直位移事故中ITER包层系统及周围主要部件的电磁场力和力矩。通过ANSYS APDL动态模拟垂直位移事件过程中等离子体电流的形状和大小,并加载外界磁场,计算得到了包括包层在内的所有导体内部的感应电流分布。通过计... 采用有限元方法计算了垂直位移事故中ITER包层系统及周围主要部件的电磁场力和力矩。通过ANSYS APDL动态模拟垂直位移事件过程中等离子体电流的形状和大小,并加载外界磁场,计算得到了包括包层在内的所有导体内部的感应电流分布。通过计算,得到了各个位置的包层模块的力和力矩,可用于评估该事故下包层系统的安全性。 展开更多
关键词 ITER 屏蔽包层 垂直位移事件 电磁场分析
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ITER包层屏蔽块全尺寸原型件的设计与关键制造技术的研发 被引量:2
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作者 康伟山 谌继明 +7 位作者 吴继红 陈耀茂 侯少毅 刘浩然 郭时玲 李玲 邓智勇 吴海标 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期35-40,共6页
ITER包层屏蔽块全尺寸原型件应基于当前的设计方案,满足其物理功能,并符合包层界面的设计要求。另外,在屏蔽块全尺寸原型件的设计中,还要充分考虑关键制造技术的研发结果,例如深孔钻、TIG焊接、NDT检测等技术,这些关键制造技术的研发结... ITER包层屏蔽块全尺寸原型件应基于当前的设计方案,满足其物理功能,并符合包层界面的设计要求。另外,在屏蔽块全尺寸原型件的设计中,还要充分考虑关键制造技术的研发结果,例如深孔钻、TIG焊接、NDT检测等技术,这些关键制造技术的研发结果,为设计提供了技术保障。该全尺寸原型件的顺利完成并通过ITER相应认证程序,是中方签署采购的必由环节,也为今后完成采购包奠定了基础。 展开更多
关键词 ITER 包层 屏蔽块 设计 原型件
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干扰机掩护炮兵阵地的分析与计算 被引量:2
10
作者 吴小坡 刘湘伟 《火力与指挥控制》 CSCD 北大核心 2010年第12期101-103,共3页
针对当前复杂电磁环境下炮兵生存能力日趋严峻的趋势,研究了干扰机对地面炮位侦察校射雷达的压制区,从而引出计算掩护炮兵阵地区域的问题。针对压制区的特点,建立了干扰机最佳摆放位置和阵地最佳长度的模型,同时也给出了模型的约束条件... 针对当前复杂电磁环境下炮兵生存能力日趋严峻的趋势,研究了干扰机对地面炮位侦察校射雷达的压制区,从而引出计算掩护炮兵阵地区域的问题。针对压制区的特点,建立了干扰机最佳摆放位置和阵地最佳长度的模型,同时也给出了模型的约束条件。该模型可以用来计算炮阵地生存区域大小问题,进而在指挥员的作战部署过程中起到辅助决策的作用。 展开更多
关键词 干扰 掩护 暴露区
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混合堆、聚变堆包层热工水力与中子学综合分析模拟及FEB混合堆包层综合分析 被引量:1
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作者 肖炳甲 邱励俭 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第4期320-333,共14页
为了混合堆及聚变堆包层分析的需要,开发了BITH程序,以对包层的热工水力学及中子学进行综合分析。简述球床的热工水力特征及其数学物理模型,介绍编制的包层热工水力分析程序THPBHR,对BISON1.5全面改造,考虑了共... 为了混合堆及聚变堆包层分析的需要,开发了BITH程序,以对包层的热工水力学及中子学进行综合分析。简述球床的热工水力特征及其数学物理模型,介绍编制的包层热工水力分析程序THPBHR,对BISON1.5全面改造,考虑了共振自屏效应,并与热工水力计算相耦合,并更换BISON1.5自带数据库,修改燃耗计算方法,以适应放射性废物处理、辐照损伤等计算需要。还对FEB混合堆外包层用BITH程序进行了分析。 展开更多
关键词 包层 热工水力 中子学 程序 混合堆 聚变堆
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新型保温材料热盾毯的应用
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作者 李翔 《石油石化绿色低碳》 2019年第3期67-69,共3页
针对苯乙烯装置乙苯/蒸汽管道散热量过大以及蒸汽过热炉B室超负荷运行的问题,采用具有纳米技术的新型超级绝热材料热盾毯对高温管道进行了保温改造,对比了热盾毯与硅酸铝针刺毯的保温效果。800-P-30401管道采用热盾毯保温改造后与硅酸... 针对苯乙烯装置乙苯/蒸汽管道散热量过大以及蒸汽过热炉B室超负荷运行的问题,采用具有纳米技术的新型超级绝热材料热盾毯对高温管道进行了保温改造,对比了热盾毯与硅酸铝针刺毯的保温效果。800-P-30401管道采用热盾毯保温改造后与硅酸铝针刺毯相比,表面散热面积减少了22.7%,热流密度减少了43.9%;年节能量为1436.5GJ,折合干气价值6.51万元,节能增效效果显著,同时解决了蒸汽过热炉B室超负荷运行问题。 展开更多
关键词 苯乙烯装置 管道 保温材料 热盾毯 节能
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Progress in Fusion Technologies and Materials Researches
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《Southwestern Institute of Physics Annual Report》 2006年第1期145-147,共3页
Fusion technologies and materials researches made progress in the major three aspects in 2006, specially implemented the ITER agreement tasks of first wall (FW) plate fabrication qualification and shield bulk therma... Fusion technologies and materials researches made progress in the major three aspects in 2006, specially implemented the ITER agreement tasks of first wall (FW) plate fabrication qualification and shield bulk thermal-hydraulic analysis and design, studied on low activation fusion structure materials and High Z plasma facing materials, experimentally investigated on liquid metal blanket magneto-hydrodynamics effects and so on. 展开更多
关键词 shield blanket Low activation materials Tungsten coating Liquid metal
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ITER屏蔽块前集箱盖板的冷却强化
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作者 闫慧博 黄素逸 张斧 《核聚变与等离子体物理》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第1期69-72,共4页
运用FLUNET软件对ITER屏蔽模块上的前集箱进行了数值模拟计算。计算结果表明,前集箱盖板存在冷却不均匀和冷却不够充分的问题。根据数值模拟的结果,对前集箱中的导流板进行了改进,并给出了改进后导流板的几何尺寸和结构。改进后的数值... 运用FLUNET软件对ITER屏蔽模块上的前集箱进行了数值模拟计算。计算结果表明,前集箱盖板存在冷却不均匀和冷却不够充分的问题。根据数值模拟的结果,对前集箱中的导流板进行了改进,并给出了改进后导流板的几何尺寸和结构。改进后的数值分析结果表明,采用改进后的T型导流板,前集箱盖板的冷却可以满足ITER的要求。 展开更多
关键词 ITER 屏蔽包层 前集箱 导流板
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盾构隧道下穿湖底超浅层覆土段施工技术 被引量:4
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作者 赵东华 《铁道建筑技术》 2015年第5期60-62,共3页
结合郑州地铁1号线01标盾构机从西三环站至凯旋路站施工情况,介绍了盾构机穿越西流湖的施工方法,其中主要是盾构机穿越西流湖超浅层覆土时的掘进参数控制,防管片上浮技术控制等,以期为今后超浅层覆土盾构技术提供一定的技术支持。
关键词 盾构施工 超浅层覆土 过湖隧道 管片上浮 泄压孔
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中子学积分实验 被引量:1
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作者 陈渊 刘荣 +2 位作者 郭海萍 江文勉 沈寄安 《核物理动态》 CSCD 1995年第4期54-57,共4页
从60年代开始,我所就开展了聚变中子积分实验,完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题.1987年以来承担了“863”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验,开展了Be、Pb的14MeV中子倍增率实验... 从60年代开始,我所就开展了聚变中子积分实验,完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题.1987年以来承担了“863”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验,开展了Be、Pb的14MeV中子倍增率实验,其中Be实验为中、美、日国际合作,实验误差为2.8%,实验结果为理论计算提供积分检验.新的一轮中、美、俄的更大厚度的Be中子倍增率实验国际合作正在进行之中.现在,中美关于核聚变合作已经确定了17个项目,我所承担了其中的“关于ITER和建议的聚变堆包层及屏蔽系统的中子学积分实验”这一项目. 展开更多
关键词 聚变中子 包层 倍增率 积分实验 屏蔽实验
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