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液态铅合金与先进核能反应堆候选结构材料浸润性实验研究
【作者】 刘静； 黄群英； 高胜； 朱志强； 宋勇； 徐敬尧； 张敏； 陈小强； 吴宜灿； FDS团队；
【机构】 中国科学技术大学核科学技术学院； 中国科学院等离子体物理研究所；
【摘要】 <正>先进核能系统中,液态锂铅包层因其固有特性和优势被认为是未来聚变电站最具发展潜力的包层设计方案之一。液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)散列靶和冷却剂的首选材料。而中国低活化马氏体钢CLAM和316L钢由于其良好的机械性能,是未来聚变堆和ADS系统主要的候选结构材料。然而由于液态铅合金存在特殊的物理化学特性,将带来诸如材料相容性、合金成分控制与纯化、液态铅铋流动和传热等关键科学问题,因此液态铅合金与CLAM、316L等结构材料的相容性研究是未来先进核能
- 【会议录名称】 第五届反应堆物理与核材料学术研讨会、第二届核能软件自主化研讨会会议摘要集
- 【会议名称】第五届反应堆物理与核材料学术研讨会、第二届核能软件自主化研讨会
- 【会议时间】2011-10-31
- 【会议地点】中国重庆
- 【分类号】TL627
- 【主办单位】中国核物理学会反应堆物理与核材料专业委员会(Committee of Reactor Physics & Nuclear Materials Chinese Nuclear Physics Society)