KaydedilenlerDerginizi ekleyin

Dergiler / Politeknik Dergisi / 2001 / Cilt: 4 - Sayı: 3

Review of ferritic steels used in fusion reactors

Füzyon reaktörlerinde kullanılan ferritik çeliklerin incelenmesi

Mustafa ÜBEYLİ
Sayfa
69–75
DOI
—
🏛️Bu makalenin bibliyografik verileri ve tam metin bağlantısı DergiPark üzerinden sağlanmıştır.
DergiPark Kaydı ↗
✨

Yapay Zeka Hızlı Bakış & Çıkarımlar

AI Insight
⚡ TL;DR(1 Cümlede Hızlı Çıkarım)

Bu çalışma fuzyon reaktörleri için geliştirilen ferritik çeliklerin özelliklerinin genel bir incelemesini sunmaktadır.

📌 3 Maddede Bu Makale

🎯
Amaç & Hipotez:Düşük aktivasyon özelliklerinden dolayı ferritik çelikler, fuzyon reaktörleri için ilk duvar ve manto yapıları için aday yapı malzemeleridir.
📊
Temel Bulgular & Veri:Ferritik çelikler ısıya karşı dayanımlı olup, iyi ısıl, mekanik ve radyasyon davranımı gösterirler.
💡
Sonuç & Katkı:Bu çalışma fuzyon reaktörleri için geliştirilen ferritik çeliklerin özelliklerinin genel bir incelemesini sunmaktadır.
🔬Tür:Araştırma Makalesi
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Alan Parametreleri

Özet

Düşük aktivasyon özelliklerinden dolayı ferritik çelikler, fuzyon reaktörleri için ilk duvar ve manto yapıları için aday yapı malzemeleridir. Ferritik çelikler ısıya karşı dayanımlı olup, iyi ısıl, mekanik ve radyasyon davranımı gösterirler. Birçok uluslararası programda ferritik çeliklerin özelliklerinin iyileştirilmesi için araştırma ve geliştirme faaliyetleri yapılmaktadır. Bu çalışma fuzyon reaktörleri için geliştirilen ferritik çeliklerin özelliklerinin genel bir incelemesini sunmaktadır.

Abstract

Ferritic steels have been candidate structural materials for first wall and blanket stuctures of fusion reactors due to their low activation properties. They are heat resistant materials that show good thermal, mechanical and radiation behaviors. In many international programs research and development facilities have been done to optimize the properties of ferritic steels. This study presents an overview of the properties of ferritic steels developed for fusion reactors.

🔖

Bu Makaleye Atıf Yap

ÜBEYLİ, M. (2001). Review of ferritic steels used in fusion reactors. Politeknik Dergisi, Cilt: 4 - Sayı: 3, 69–75. https://ajindex.com/articles/306974

Kaynakça (14)

  1. Klueh, R.L., Alexander, D.J., Kenik, E.A., Development of low-chromium, chromium- tungsten steels for fusion, Journal of Nuclear Materials, vol. 227, 11-23, 1995
  2. Kazakov, V.A., Tsai, H.C., Chakin, V.P., Wiffen, F.W., Rowcliffe, A.F., Smith, D.L., Rusanov, A.E., Teikovtsev, A.A., Markina, N.V., Greenwood, L.R., Experience in irradiation testing of low-activation structural materials in fast reactor BOR-60, Journal of Nuclear Materials, vol. 258-263, 1458-1465, 1998
  3. Dyomina, E.V., Fenici, P., Kolotov, V.P., Zucchetti, M., Low-activation characteristics of V-alloys and SiC composites,, Journal of Nuclear Materials, vol. 258-263, 1784-17920, 1998
  4. Jones, R.H., Heinisch, H.L., McCarthy, K.A., Low activation Materials,, Journal of Nuclear Materials, vol. 271&272, 518-525, 1999
  5. Solonin, M.I.,. Chernov, V.M., Gorokhov, V.A., Ioltukhovskiy, A.G., Shikov, A.K., Blokhin, A.I., Present Status and Future Prospect of the Russian Program for Fusion Low-activation Materials,, Journal of Nuclear Materials, vol. 283-287, 1468-1472, 2000
  6. Kohyama, A., Hishinuma, A., Kohno, Y., Shiba, K., Sagara, A., The development of Ferritic Steels for ÖEMO Blanket, Fusion Engineering and Design, vol.41, 1-6, 1998
  7. Seki, Y., Kikuchi, M., Ando, T., Steady State Tokamak Reactor, Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research p.473,1991
  8. ARIES Team, Tillack, M.S., Wang, X.R., Pulsifer, J., Malang, S, Sze, D.K., ARIES-ST Breeding Blanket Design and Analysis, Fusion Engineering and Design, vol.49-50, 689-695, 2000
  9. Sze, D., Tillack, M., El-Guebaly, L., Blanket System Selection for the ARIES-ST,Fusion Engineering and Design, vol.48, 371-378,2000
  10. El-Guebaly, L.A., ARIES Team, Three- Dimensional Neutronics Study for ARIES-ST th Power Plant, 13 Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, June 7-11, 1998, Nashville TN
  11. Mogahed, E.A., ARIES Team, Loss of Coolant Accident (LOCA) Analysis of the th ARIES-ST Design, 13 Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, June 7-11, 1998, Nashville TN
  12. El-Guebaly, L.A., Khater, H.Y., ARIES Team, Need for Inboard Shield to Protect the th Center Post of ST Power Plants, 13 Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, June 7-11, 1998, Nashville TN
  13. The ARIES-ST Study:Assessment of the ARIES-ST Spherical Tokamak Power Plant, available under http: //ashle v. ucsd. edu/ PUBLIC/ARIES-ST/astexec.html
  14. Perlado, J.M., Considerations on Neutron/ Environment Characteristics in Inertial Fusion