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世界首座实验性热核反应堆10年后建成
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《中国电力》 CSCD 北大核心 2007年第1期101-101,共1页
作为国际合作研究项目的一部分.世界首座核聚变发电反应堆将于2016年前建成。俄罗斯、美国、欧盟、中国、印度、日本和韩国参加了这个价值121亿美元的项目.其简称为“ITER”,以展示核聚变的科学和技术潜力。目前世界对日益高涨的能... 作为国际合作研究项目的一部分.世界首座核聚变发电反应堆将于2016年前建成。俄罗斯、美国、欧盟、中国、印度、日本和韩国参加了这个价值121亿美元的项目.其简称为“ITER”,以展示核聚变的科学和技术潜力。目前世界对日益高涨的能源消费和传统化石燃料对环境造成的影响日益关注. 展开更多
关键词 热核反应堆 世界 首座 实验性 合作研究项目 核聚变发电 ITER 化石燃料
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世界上第1个实验型热核反应堆将建在法国
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《中国电力》 CSCD 北大核心 2005年第9期89-89,共1页
国际热核实验反应堆计划参与六方在莫斯科作出决定,世界第1个实验型热核反应堆将在法国建造。
关键词 热核反应堆 实验型 法国 世界 核实验反应堆 莫斯科
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法国将建世界上首个实验型热核反应堆
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《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第4期317-317,共1页
关键词 热核反应堆 实验型 核实验反应堆 人类基因组计划 世界 法国 科技合作项目 国际空间站 氢同位素 加速器 核聚变
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国际热核实验反应堆落户法国
4
《现代电力》 2005年第6期82-82,共1页
关键词 核实验反应堆 法国 国际 热核反应堆 莫斯科 实验型
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国际热核聚变堆实验增殖包层模块设计 被引量:3
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作者 王少华 黄洪文 +1 位作者 曾和荣 刘志勇 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期254-258,共5页
为了验证国际热核聚变堆(ITER)的产氚和能量获取等性能,各国分别提出了不同的实验增殖模块(TBM)设计方案。其总体功能相同,但具体技术路线有区别,不同之处包括冷却剂选择、产氚材料选择、中子倍增剂选择、产氚区布置形式、面向等离子体... 为了验证国际热核聚变堆(ITER)的产氚和能量获取等性能,各国分别提出了不同的实验增殖模块(TBM)设计方案。其总体功能相同,但具体技术路线有区别,不同之处包括冷却剂选择、产氚材料选择、中子倍增剂选择、产氚区布置形式、面向等离子体材料选择、结构材料选择等方面。通过对各TBM方案进行比较分析,评价了各自的优缺点,提出了未来先进产氚包层方案的设计建议。 展开更多
关键词 热核反应堆 实验增殖包层 材料 物理
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ITER磁体支撑结构有限元分析 被引量:5
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作者 刘志勇 李正宏 +2 位作者 黄洪文 曾和荣 王少华 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期264-269,共6页
磁体支撑结构是国际热核聚变实验反应堆(ITER)的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。通过对磁体支撑结构各工况下的强度、刚度的数值分析,给出了磁体支撑结构对应工况下各零部件的应力分布及变形量;分... 磁体支撑结构是国际热核聚变实验反应堆(ITER)的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。通过对磁体支撑结构各工况下的强度、刚度的数值分析,给出了磁体支撑结构对应工况下各零部件的应力分布及变形量;分析结果表明磁体支撑结构各零部件的最大应力值均小于许用应力,满足强度要求,各零部件变形合理,不会出现脱开失稳现象。通过数值分析,为国际热核反应堆磁体支撑结构提供了理论设计数据,提升了磁体支撑结构的安全性和可靠性。 展开更多
关键词 热核反应堆 磁体支撑结构 有限元分析 强度 刚度
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谈谈能源
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作者 展望 《教育学报》 1995年第6期39-40,共2页
谈谈能源展望我们知道,地球上存在着各种形式的自然能源,除了燃料能(即煤、石油、天然气等矿物燃料燃烧所释放出来的热能)之外,还有太阳能、水能、风能、波力能、地热能、潮汐能等等。这些能源都是巨大的、比如太阳能,据粗略统计... 谈谈能源展望我们知道,地球上存在着各种形式的自然能源,除了燃料能(即煤、石油、天然气等矿物燃料燃烧所释放出来的热能)之外,还有太阳能、水能、风能、波力能、地热能、潮汐能等等。这些能源都是巨大的、比如太阳能,据粗略统计,每年照射到地面上的能量要比目前全... 展开更多
关键词 太阳能电池 发电机 卫星上的设备 自然能源 放出的 潮汐能 太阳灶 热核反应堆 直接利用
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基于浸没边界法的流固耦合模拟分析 被引量:3
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作者 秦如冰 柴翔 程旭 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期763-770,共8页
钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代反应堆系统的重要堆型之一,采用非能动停堆组件保证安全性已成为国内外研究共识。然而,在对非能动停堆组件落棒停堆过程进行模拟时,由于复杂几何、存在孔隙结构以及运动边界等问题... 钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代反应堆系统的重要堆型之一,采用非能动停堆组件保证安全性已成为国内外研究共识。然而,在对非能动停堆组件落棒停堆过程进行模拟时,由于复杂几何、存在孔隙结构以及运动边界等问题的存在,传统计算流体力学(Computational fluid dynamics,CFD)程序所使用的结构化网格或非结构化网格生成方法在解决该类问题时存在较大的局限性。本文基于浸没边界法开发了相应的求解程序,该法无需构建复杂的贴体网格,而是采用简单的笛卡尔网格,通过将体积力添加到控制方程中的方式纳入边界条件,适合上述工况的模拟过程。并对程序的准确性进行验证分析,分别模拟了在二维固定圆柱绕流下的稳态流动、不稳定流动,以及二维振荡圆柱不稳定流动,得到涡旋特征参数、阻力系数、升力系数、斯特劳哈尔数,以及涡脱落情况等数值模拟结果,并将其与已有文献数据进行对比,结果显示本求解器具有良好的效率和准确性。 展开更多
关键词 核反应堆工水力分析 CFD程序开发 流固耦合 浸没边界法
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