haku: @keyword lithium / yhteensä: 2
hakutulos-lista
viite: 2 / 2
« edellinen | seuraava »
Tekijä:Fernández Navarro, Alejandro
Työn nimi:Impact of fusion neutrons on helium production in beryllium and tungsten, and tritium breeding in ITER and DEMO
Julkaisutyyppi:Final Project-työ
Julkaisuvuosi:2014
Sivut:viii + 75      Kieli:   eng
Koulu/Laitos/Osasto:Perustieteiden korkeakoulu
Oppiaine:Ydin- ja energiatekniikka   (Tfy-56)
Valvoja:Groth, Mathias
Ohjaaja:Airila, Markus ; Rintala, Lauri
Elektroninen julkaisu: http://urn.fi/URN:NBN:fi:aalto-201411123014
OEVS:
Sähköinen arkistokappale on luettavissa Aalto Thesis Databasen kautta.
Ohje
sulje

Digitaalisten opinnäytteiden lukeminen Aalto-yliopiston Harald Herlin -oppimiskeskuksen suljetussa verkossa

Oppimiskeskuksen suljetussa verkossa voi lukea sellaisia digitaalisia ja digitoituja opinnäytteitä, joille ei ole saatu julkaisulupaa avoimessa verkossa.

Oppimiskeskuksen yhteystiedot ja aukioloajat: https://learningcentre.aalto.fi/fi/harald-herlin-oppimiskeskus/

Opinnäytteitä voi lukea Oppimiskeskuksen asiakaskoneilla, joita löytyy kaikista kerroksista.

Kirjautuminen asiakaskoneille

  • Aalto-yliopistolaiset kirjautuvat asiakaskoneille Aalto-tunnuksella ja salasanalla.
  • Muut asiakkaat kirjautuvat asiakaskoneille yhteistunnuksilla.

Opinnäytteen avaaminen

  • Asiakaskoneiden työpöydältä löytyy kuvake:

    Aalto Thesis Database

  • Kuvaketta klikkaamalla pääset hakemaan ja avaamaan etsimäsi opinnäytteen Aaltodoc-tietokannasta. Opinnäytetiedosto löytyy klikkaamalla viitetietojen OEV- tai OEVS-kentän linkkiä.

Opinnäytteen lukeminen

  • Opinnäytettä voi lukea asiakaskoneen ruudulta tai sen voi tulostaa paperille.
  • Opinnäytetiedostoa ei voi tallentaa muistitikulle tai lähettää sähköpostilla.
  • Opinnäytetiedoston sisältöä ei voi kopioida.
  • Opinnäytetiedostoa ei voi muokata.

Opinnäytteen tulostus

  • Opinnäytteen voi tulostaa itselleen henkilökohtaiseen opiskelu- ja tutkimuskäyttöön.
  • Aalto-yliopiston opiskelijat ja henkilökunta voivat tulostaa mustavalkotulosteita Oppimiskeskuksen SecurePrint-laitteille, kun tietokoneelle kirjaudutaan omilla Aalto-tunnuksilla. Väritulostus on mahdollista asiakaspalvelupisteen tulostimelle u90203-psc3. Väritulostaminen on maksullista Aalto-yliopiston opiskelijoille ja henkilökunnalle.
  • Ulkopuoliset asiakkaat voivat tulostaa mustavalko- ja väritulosteita Oppimiskeskuksen asiakaspalvelupisteen tulostimelle u90203-psc3. Tulostaminen on maksullista.
Sijainti:P1 Ark Aalto  2005   | Arkisto
Avainsanat:blanket technology
tritium breeding
beryllium
tungsten
lithium
fusion
Tiivistelmä (eng):The project studies blanket designs of ITER and DEMO for neutron shielding, helium production and tritium breeding.
On the one hand, a comparison has been made between beryllium and tungsten as first wall materials.
On the other hand, tritium breeding blanket models have been studied, focus on the European test blanket module (TBM) concepts, the helium-cooled pebble bed (HCPB) and the helium-cooled lithium-lead (HCLL).

The choice of plasma facing materials and the tritium breeding technology are key issues in the technological development of future fusion power plants.
Whereas the ITER design includes beryllium as the first wall material of the blanket and tungsten in the divertor, DEMO will possibly use tungsten for both surfaces, due to beneficial characteristics of this material related to lower tritium retention and lower erosion rates.
As future DEMO-type reactors are intended to be tritium self-sufficient, the reactors would dedicate most of the blanket to tritium breeding.

Both analytical (multigroup diffusion theory) and Monte-Carlo methods were utilized to calculate the neutron fluxes and neutron induced reactions.
The Serpent code is used to run Monte-Carlo simulations.

The results for the Be-W comparison indicate that W is a better first wall material in terms of blanket shielding capability for high-energy neutrons and showing lower helium production in the first wall.
However, the simulations for the HCPB and HCLL models show that the use of a Be first wall instead of W leads to a substantial increment of the tritium breeding ratio (TBR), allowing the use of lithium with lower enrichment.

The assessment of the European tritium breeding blanket concepts indicated that HCPB models have a higher TBR and better shielding capability than HCLL models, being the HCPB with Be as first wall the most efficient breeding blanket.

Finally, lithium depletion simulations for the HCPB and HCLL models showed that these blankets can be easily designed to work without recharging lithium during their estimated lifespan of 5 years.
ED:2014-11-16
INSSI tietueen numero: 50040
+ lisää koriin
« edellinen | seuraava »
INSSI