کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
4921479 | 1429343 | 2016 | 5 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
On use of beryllium in fusion reactors: Resources, impurities and necessity of detritiation after irradiation
ترجمه فارسی عنوان
در مورد استفاده از بریلیوم در راکتورهای همجوشی: منابع، ناخالصی و ضرورت تخریب پس از تابش
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
بریلیم، منابع بریلیم، افزودنیها در بریلیم، مدیریت بریلیم، تخریب بریلیم،
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
مهندسی انرژی و فناوری های برق
چکیده انگلیسی
Worldwide identified resources of beryllium somewhat exceed 80 000Â t. Beryllium production in all the countries of the world in 2012 was about 230Â t. At the same time, some conceptual designs of fusion power reactors envisage utilization of several hundred tons of this metal. Therefore return of beryllium into the production cycle (recycling) will be necessary. The beryllium ore from some main deposits has uranium content inadmissible for fusion reactors. This fact raises a question on the need to develop and apply an economically acceptable technology for beryllium purification from the uranium. Practically any technological procedure with beryllium used in fusion reactors requires its detritiation. A study of tritium and helium release from irradiated beryllium at different temperatures and rates of temperature increase was performed at Kurchatov Institute.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Fusion Engineering and Design - Volumes 109â111, Part A, 1 November 2016, Pages 480-484
Journal: Fusion Engineering and Design - Volumes 109â111, Part A, 1 November 2016, Pages 480-484
نویسندگان
B.N. Kolbasov, V.I. Khripunov, A.Yu. Biryukov,