帮助 关于我们

返回检索结果

中国实验包层模块材料研发进展
R & D status of materials for test blanket modules in China

查看参考文献33篇

文摘 聚变堆包层技术是聚变能实现应用的关键技术之一,而材料问题是包层技术的核心问题之一.本文在介绍了目前国际热核聚变实验堆ITER实验包层模块材料选择和中国实验包层模块概念设计中所选材料的性能特点的基础上,重点介绍了国内开展的相关材料研究进展,并阐述了下一步研究中应重点解决的问题.
其他语种文摘 Blanket is one of the key technologies for fusion power application and material is one of the key issues in blanket technology development. The material selections of test blanket modules (TBMs) of China and other countries are introduced. And the properties of these materials required by TBM of China are presented. R & D status of these materials in China is reviewed and the related critical issues needed to be solved in the future are discussed.
来源 核科学与工程 ,2009,29(3):260-265 【核心库】
关键词 国际热核聚变实验堆 ; 实验包层模块 ; 聚变材料
地址

中国科学院等离子体物理研究所, 安徽, 合肥, 230031

语种 中文
文献类型 研究性论文
ISSN 0258-0918
学科 原子能技术
基金 国家自然科学基金 ;  中国科学院合肥物质科学研究院知识创新工程领域前沿项目
文献收藏号 CSCD:3725250

参考文献 共 33 共2页

1.  Giancarli L. Test blanket modules in ITER:an overview on proposed designs and required DEMO-relevant materials. Journal of Nuclear Materials,2007,367/370:1271-1280 被引 5    
2.  Wu Y. Conceptual design and testing strategy of a dual functional lithium lead Test Blanket Module in ITER and EAST. Nuclear Fusion,2007,47:1533-1539 被引 46    
3.  Feng K M. Overview of design and R&D of solid breeder TBM in China. Fusion Engineering and Design,2008,83:1149-1156 被引 13    
4.  柏云清. 聚变堆增殖包层概念特征比较研究. 核科学与工程,2008,28(3):249-255 被引 8    
5.  Klueh R L. The effect of Tantalum on the mechanical properties of a 9Cr-2W-0.25V-0.07Ta-0.1C steel. Journal of Nuclear Materials,1999,273:146-154 被引 26    
6.  Klueh R L. Ferritic/martensitic steels-overview of recent results. Journal of Nuclear Materials,2002,307/311:455-465 被引 51    
7.  Kohno Y. Mechanical property changes of low activation ferritic/martensitic steels after Neutron irradiation. Journal of Nuclear Materials,1999,271/272:145-150 被引 12    
8.  Rieth M. Eurofer97 Tensile,charpy,creep and structural test,2003:6911 被引 1    
9.  黄群英. 聚变堆低活化马氏体钢的发展. 核科学与工程,2004,24(1):56-63 被引 60    
10.  Baluc N. Status of R&D activities on materials for fusion power reactors. Nuclear Fusion,2007,47:S696-S717 被引 4    
11.  黄群英. 中国低活化马氏体钢CLAM研究进展. 核科学与工程,2007,27(1):41-50 被引 67    
12.  L Peng. Preliminary analysis of irradiation effects on CLAM after low dose neutron irradiation. Journal of Nuclear Materials,2009,386/388:312-314 被引 5    
13.  Huang Q. Study of irradiation effects in China low activation martensitic steel CLAM. J Nuel Mater,2004,329/333:268-272 被引 19    
14.  Li C. Preliminary experimental study on hot isostatic pressing diffusion bonding for CLAM/CLAM. Fusion Engineering and Design,2007,82:2627-2633 被引 3    
15.  Li C. Effect of surface preparation on CLAM/CLAM HIP diffusion bonding joints. Journal of Nuclear Materials,2009,386/388:550-552 被引 3    
16.  Li C. Welding techniques development of CLAM steel for test blanket module. Fusion Engineering and Design,2009,84:1184-1187 被引 3    
17.  王平怀. 聚变堆用结构材料CLF-1研究进展. 核工业西南核物理研究院年报,2006(1):88-89 被引 1    
18.  朱德琼. 固体氚增殖剂的制备及性能综述. 材料导报,2008,22(9):72-76 被引 7    
19.  陈晓军. CH HCSB TBM中固体氚陶瓷增殖剂微球研究进展. 核聚变与等离子体物理,2006,26(3):210-216 被引 13    
20.  尹邦跃. Li_4SiO_4陶瓷球的研制. 中国原子能科学研究院年报,2006(1):217-218 被引 1    
引证文献 3

1 许国良 DEMO堆包层第一壁热工水力优化分析研究 核科学与工程,2016,36(3):347-353
被引 0 次

2 田超博 CLAM钢搅拌摩擦焊接头高温蠕变行为 焊接学报,2021,42(2):38-45
被引 1

显示所有3篇文献

论文科学数据集
PlumX Metrics
相关文献

 作者相关
 关键词相关
 参考文献相关

版权所有 ©2008 中国科学院文献情报中心 制作维护:中国科学院文献情报中心
地址:北京中关村北四环西路33号 邮政编码:100190 联系电话:(010)82627496 E-mail:cscd@mail.las.ac.cn 京ICP备05002861号-4 | 京公网安备11010802043238号