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聚变堆氦冷固态增殖包层中子学分析
引用本文:贾小波,杨永伟,周志伟,经荥清. 聚变堆氦冷固态增殖包层中子学分析[J]. 清华大学学报(自然科学版), 2006, 46(12): 2073-2076
作者姓名:贾小波  杨永伟  周志伟  经荥清
作者单位:清华大学,核能与新能源技术研究院,北京,100084;清华大学,核能与新能源技术研究院,北京,100084;清华大学,核能与新能源技术研究院,北京,100084;清华大学,核能与新能源技术研究院,北京,100084
摘    要:聚变堆固态包层框架下,针对初步设计的聚变堆氦冷固态包层进行了中子学分析。选择增殖区的氚增殖剂和中子倍增剂分层分布方案,建立了20°对称D型轮胎环全堆计算模型,对聚变中子源分布离散化处理。借助M on te-C arlo粒子输运程序M CNP对聚变堆包层的氚增殖性能和核热功率进行了计算。结果表明,堆总体氚增殖率达到1.247,核热密度峰值在赤道包层模块,能够实现聚变堆运行的氚自持条件。

关 键 词:聚变堆  氦冷固态包层  氚自持  氚增殖率
文章编号:1000-0054(2006)12-2073-04
修稿时间:2005-04-04

Neutronics analyzation of helium cooled solid breeder blanket in a fusion reactor
JIA Xiaobo,YANG Yongwei,ZHOU Zhiwei,JING Xingqing. Neutronics analyzation of helium cooled solid breeder blanket in a fusion reactor[J]. Journal of Tsinghua University(Science and Technology), 2006, 46(12): 2073-2076
Authors:JIA Xiaobo  YANG Yongwei  ZHOU Zhiwei  JING Xingqing
Abstract:
Keywords:fusion reactor  helium cooled solid breeder blanket  tritium self-consistency  tritium breeding ratio
本文献已被 CNKI 万方数据 等数据库收录!
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