一、日本也抢国际核聚变反应堆（论文文献综述）
杨军,张恩昊,郭志恒,吴澳光,王蓓琪,史力豪,杜辉,徐乐瑾[1]（2020）在《全球核能科技前沿综述》文中研究表明讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展,重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料,数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆,将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化,呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。
陶科伟[2]（2020）在《密集颗粒流靶换热问题研究》文中研究指明加速器驱动次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）可以对核废料进行有效嬗变处理,用于产生中子的散裂靶是ADS关键部件之一。在对ADS研究中,中国科学院近代物理研究所提出了密集颗粒流靶（Dense Granular Target,DGT）概念。密集颗粒流靶是一种较为新颖的靶设计方案,该方案中采用固体颗粒作为散裂材料和冷却工质,颗粒与加速器束流发生散裂反应放出中子,同时,颗粒将散裂反应的沉积能量移出靶体并进行异地换热,散裂靶内颗粒的温升不仅与束流有关,同时与颗粒流速、环境工况等存在密切关系。可控核聚变是解决未来能源问题的有效方法之一,国际上展开了国际热核聚变实验堆（International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER）项目,该项目中需要高通量中子源对聚变结构材料进行辐照损伤实验,加速器中子源是一理想选择。在ADS先导专项和ITER中子源项目支持下,研究团队展开了小型中子源（Compact Materials Irradiation Facility,CMIF）的研究,CMIF借鉴了ADS密集颗粒流靶的经验,采用了斜槽铍颗粒流靶设计。无论ADS靶设计还是CMIF靶设计均需考虑束靶耦合问题以及颗粒异地换热效率问题,而密集颗粒体系热输运研究是解决上述问题的关键之一。目前对密集颗粒体系传热的研究工作主要集中在模拟计算方面,建立了各种传热模型,而密集颗粒流传热实验研究较少,因此颗粒传热实验具有相当重要的工程和理论价值。本文主要对密集颗粒流靶系统传热问题展开研究,主要研究内容有:（1）搭建移动床颗粒流传热实验装置,采用接触式和非接触式测温手段对高温颗粒流的换热进行实验研究,从而获得不同颗粒在不同工况下的平均换热系数,并与经典的Bauer“两区”传热模型进行对比分析。研究表明:移动床传热与Bauer“两区”模型相切合,随着接触时间的增加,颗粒移动床平均换热系数减小;随着颗粒热导率和气体热导率的增大,颗粒移动床平均换热系数增大,实验结果与Schünder经验公式结果趋势一致。（2）CMIF利用50MeV@10mA连续波氘束流轰击斜槽铍颗粒流靶产生中子,铍颗粒既作为靶体又作为热移除介质。本文采用离散元数值模拟等方法对斜槽铍颗粒流的稳定性问题进行了研究;对束流条件和束靶参数之间的关系进行了研究,随着束斑的减小,热密度随之增大;同时,对1atm氦气工况下斜槽颗粒流靶进行了流动传热数值模拟研究,颗粒最高温升约550K;最后,对背板冷却和辐照损伤问题进行了研究。（3）基于斜槽颗粒流靶的概念,设计并搭建了颗粒循环回路—CMIF冷态样机。简述了样机关键部件设计方案,同时,对原理样机的部分关键部件进行了离线实验,包括:斜槽颗粒流动实验,换热实验以及长时间稳定运行实验。CMIF冷态样机目前连续运行120小时无故障。
李文超[3]（2020）在《RAFM钢的瞬间液相扩散连接接头组织形成及蠕变性能研究》文中提出低活化铁素体/马氏体（Reduced Activation Ferritic/Martensitic,简称RAFM）钢因其优异的热物理性能和热机械性能被选为核聚变反应堆包层/第一壁首选的结构材料。为了实现核反应堆安全、高效、稳定的运行,RAFM钢的焊接技术和工艺研究成为包层模块制造以及核反应堆投入商业应用的关键技术。本文以Fe-Si-B非晶箔为中间层对RAFM钢进行瞬间液相扩散连接（Transient Liquid Phase Bonding,简称TLP）,制备了没有缺陷的可靠接头。采用光学显微镜、扫描电子显微镜、电子探针、透射电子显微镜、电子背散射衍射技术等现代分析测试方法对不同保温时间的TLP接头的微观组织进行表征,并对接头进行了剪切试验、显微硬度测试、高温蠕变试验等力学性能测试,进一步探究了接头组织演变和力学性能之间的关系。研究结果表明:TLP接头主要由等温凝固区（Isothermal Solidification Zone,简称ISZ）、扩散影响区（Diffusion Affected Zone,简称DAZ）、母材（Base Material,简称BZ）三个区域组成。块状M23C6碳化物和约500 nm尺寸的椭圆形Fe2B相在等温凝固区析出,约3μm的大尺寸棒状Cr2B相在扩散影响区析出。随着均匀化时间的延长,在扩散影响区中Cr2B相的含量大大降低。完成均匀化阶段所需的时间很大程度上取决于Si原子的扩散。此外,本文通过时域有限差分法（Finite Difference Time Domain,简称FDTD）估算了接头焊缝区域的元素分布,进一步预测完成均匀化阶段所需的时间。剪切试样在扩散影响区断裂,剪切强度随着均匀化时间的增加而增加,并且断裂从脆性断裂转变为韧性断裂。在不同应力水平的高温蠕变试验中,RAFM钢TLP接头均在母材区域发生韧性断裂。影响TLP接头蠕变性能的主要因素是位错引起的亚晶结构的回复以及马氏体板条的粗化和变形。另外,母材区域中的M23C6碳化物发生明显的粗化,减弱了M23C6碳化物对晶界的钉扎作用。大尺寸的M23C6碳化物还会促进微孔的形核,然后微孔不断聚集、合并、扩展,进一步形成微裂纹。值得注意的是,在应力加载的作用下,焊缝组织发生了明显的变化。焊缝等温凝固区的组织为铁素体和马氏体的混合组织,铁素体晶粒尺寸减小,位错密度和大角度晶界比例不断增加,从而能有效地阻碍裂纹扩展,提高焊缝的性能。
陈阳春[4]（2020）在《典型钨基体系势函数的构建及其在辐照损伤研究中的应用》文中认为核聚变能是一种极具前景的未来能源,开发合适的聚变反应堆材料是聚变能源发展的重要挑战之一。金属钨（W）由于具有高熔点、良好的导热性、高物理溅射阈值等优良特性,被视为未来核聚变反应装置中最有可能全面应用的面向等离子体材料（PFM）。在高能中子（14.1Me V）辐照下,W材料中除产生大量的辐照缺陷外,还会产生嬗变元素,如铼（Re）、锇（Os）、钽（Ta）、铪（Hf）,其中Re是主要嬗变产物,在辐照下会偏析形成χ和σ相。作为PFM,W在其服役期间也将受到高通量、低能氦（He）等离子体的轰击。He在W中的溶解度和迁移能垒很低,极易在W中扩散和聚集,导致气泡和丝状纳米结构的形成。这些都将导致W材料性能劣化,严重降低反应堆使用寿命。由于实验的困难性,计算模拟作为增加我们对材料中子辐照过程的理解以及解释或扩展实验观察的工具而受到越来越多的关注。在这些方法中,分子动力学和蒙特卡洛方法已被广泛使用,但它们都严重依赖于势函数来描述原子间的相互作用。目前,用于辐照条件下的W-基合金体系势函数十分缺乏,相关模拟研究难以进行。为此,本论文发展了部分W-基体系势函数,包括W、Ta、V、Mo、Re元素势函数以及W-Re、W-Ta、W-V、W-Mo二元体系势函数和W-Ta-He三元体系势函数,并对这些势函数进行了系统的检验。对于元素势函数,其很好地再现了拟合的物理性质,包括内聚能、晶格常数、弹性常数、体模量、平衡状态方程、空位和最稳定自间隙原子的形成能。其次,构建的元素势函数合理地预测了辐照缺陷的一些关键性质,如空位迁移能、自间隙原子的迁移能和旋转能、<100>和1/2<111>间隙位错环的相对稳定性以及堆垛层错能等。对于二元合金势函数,其合理地描述了W块体中相应替位溶质原子的形成能、溶质原子与点缺陷的结合能、纯溶质原子对的结合能等关键缺陷性质以及有序合金的形成能和晶格常数。W-Ta-He势函数合理地描述了块体W/Ta中各种He缺陷的性质,如替位、四面体位、八面体位He的形成能、间隙He原子的迁移能、小的He-空位团簇以及溶质Ta与He的结合能等。势函数为Finnis-Sinclair形式,具有较高的计算效率,并作了短程ZBL修正。基于测试结果,构建的势函数适合于辐照点缺陷、位错环以及级联碰撞相关模拟研究,同时可为W-基多元体系以及BCC难熔高熵合金体系势函数的构建提供基础和参考。利用所构建的势函数研究了纯W以及W-Re、W-Ta、W-V、W-Mo合金体系的级联碰撞过程、W中间隙型缺陷与嬗变元素Re的相互作用以及溶质Ta对W中He行为的影响等问题。级联碰撞模拟从缺陷的产生、缺陷的数目和结构等方面进行了详细分析,获得的结果将对钨基体系辐照初级损伤的理解及随后退火过程缺陷长时间的演化模拟提供基础。溶质Re与单个间隙W具有较强结合能力,形成的Re-W哑铃具有低的迁移和旋转能垒,易三维迁移运动。小的W自间隙团簇与溶质Re结合形成稳定的含Re团簇,其运动性明显减弱。当溶质Re位于1/2<111>间隙位错环的核芯区域时,其结合能最高,相互作用距离最大。W-Re合金中,1/2<111>间隙位错环的运动性随Re浓度的增加而逐渐降低。获得的结果有助于理解Re和间隙型缺陷间的相互作用以及Re的初始形核。小的He原子团簇(NHe?4)在纯W中较容易扩散,其扩散激活能小于0.3e V。溶质Ta与小的He原子团簇结合能在0.5-0.9e V之间,对其运动具有一定的钉扎效应。温度较高时溶质Ta并不能定性阻碍He原子的团聚,但由于存在一定的钉扎效应,与纯W相比,溶质Ta的存在对He的团聚在时间上存在一定的延期效应。这些结果为理解He在W-Ta合金中的行为提供基础。
魏留明[5]（2019）在《稳态/非稳态下BCC金属抗辐照性能的速率理论研究》文中认为在裂变和聚变环境中设计出高抗辐照材料是核能发展的关键问题之一,研究材料在辐照场下的损伤行为和抗辐照机制,可为所需条件极为苛刻的实验的开展提供理论支持。本文基于速率理论构建的稳态化学速率理论模型和多尺度团簇动力学模型系统地研究了BCC金属在稳态和非稳态下抗辐照行为的一般规律,提出了扩散和吸收偏压对BCC金属辐照容忍度的影响机制,模拟了金属铝在He离子辐照下的积聚以及与辐照条件关联的动力学行为。主要内容如下:（1）在聚变反应过程中,材料的抗辐照行为受到很多因素的影响,本文针对材料固有特征（如:缺陷迁移能和晶界强度）和外在条件（如:辐照速率和温度）等因素,利用稳态化学速率理论模型系统地研究了BCC过渡金属（V、Cr、Fe、Nb、Mo、Ta和W）抗中子辐照的一般规律。研究结果表明:由于V、Cr、Fe和Nb具有较高的空位扩散系数,因此它们在典型的服役条件下比Ta、Mo和W具有更明显的抗辐照优势。另外,随着材料晶粒尺寸越小、辐照速率越低、温度越高,BCC金属的抗辐照性能越强。因此,研究提出:至少在稳态下,当材料处于实际服役环境中时,建议选择具有低空位迁移能和小晶粒尺寸的BCC金属作为新型的核结构材料。（2）在实际辐照环境中,材料始终处于非稳态,核材料经过长时间、高能量的中子辐照将产生严重的位移损伤。因此有必要系统地探究在非稳态下影响不同晶粒尺寸的BCC过渡金属（V、Cr、Fe、Nb、Mo、Ta和W）材料抗辐照行为的一般机制。文章结合非稳态下的团簇动力学方法,系统地模拟了中子辐照下纳米晶金属中晶粒尺寸和温度对空位累积的影响。研究结果发现:纳米晶V、Cr、Fe和Nb在室温下具有良好的抗辐照性,而纳米晶Ta、Mo和W即使在高温下也没有明显的抗辐照优势。这主要是因为V、Cr、Fe和Nb相对于Mo、Ta和W具有较低的空位迁移能,且较小的扩散和吸收偏压会使V、Cr、Fe和Nb体内缺陷累积减少,进而提高纳米晶材料的抗辐照能力。且温度的升高会减小材料间的吸收偏压差异,温度越高吸收偏压越来越小。研究结果表明在选择和设计核结构材料时,在低温状态仅可使用纳米晶V、Cr、Fe和Nb。（3）铝在核反应中有着广泛的应用,He离子辐照效应是研究铝辐照损伤的关键,探索He原子俘获效应有助于理解He行为对面向等离子体材料表面损伤和钚自辐照损伤演化的影响。为此,利用团簇动力学模型研究了keV的He离子辐照金属铝的缺陷动力学和He聚集行为,为铝在面向等离子体环境和钚自辐照的损伤演化提供理论基础。通过对不同He俘获类型（团簇、晶界和位错）的浓度的定量分析,结果表明大部分He原子有在晶界处聚集的倾向,成为导致材料脆化的关键因素。增大辐照能量将导致更多的He离子在金属表面积聚,其滞留深度的峰值位置随着辐照能量的增加而加深。而随着入射离子通量的增加,He在铝中的滞留量变得越来越高,但He滞留深度的峰值位置不变。模拟结果解释了晶界效应引起的He滞留分布以及材料脆化行为,为研究He离子辐照损伤行为提供了理论指导。
沈欣媛[6]（2019）在《我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究》文中指出随着国际热核实验堆ITER的建设推进,参与ITER计划的各方已经开始筹划下一代聚变堆的研发与建设,如欧洲的EU-DMEO和中国的CFETR,旨在建成聚变示范电站或聚变工程实验堆。聚变堆具有中子能量高、流强大、能谱范围复杂、堆结构复杂且服役环境极端、放射性氚贮量大等特点。在运行服役期间,有可能引发与裂变堆相似的职业辐照、放射性释放等风险,如何对核反应堆级别的聚变设施开展安全监管已成为重要研究方向。截至目前,国际上尚无国家正式颁布针对聚变堆的核安全监管要求,可能导致针对聚变堆的研发活动处于“无法可依”的境地。为解决上述问题,本文首先对国内外核安全监管法律法规体系进行了全面调研,梳理了我国开展聚变核安全监管所面临的内外部法律法规环境,随后进一步对全球范围内开展的聚变核安全相关工作和经验进行了总结,尤其是ITER核安全评价与许可证申请和审批的实践经验。研究发现,通过数十年研究积累,在传统裂变已发展成熟的安全理念基本框架的基础上,聚变领域初步形成了安全理念雏形。本文系统阐明了聚变堆的安全特性,指出聚变堆在放射性源项与能量源项、事故特性、职业辐照、放射性废物等方面与裂变堆存在的显着差异,并基于此,从安全目标、安全功能以及安全分析和评价等方面构建了聚变堆的安全理念并将其与裂变堆安全理念进行对比,为聚变堆的安全设计及核安全法律法规建设奠定了基础。基于聚变堆和裂变堆在安全特性和安全理念上的差异,本文对我国现行的核安全法律法规体系进行了全面梳理,从我国现行法律法规体系的“金字塔式”结构入手,一是从纵向上对位于法律层、行政法规层、部门规章层,以及指导性文件层等不同层级法律法规文件对聚变堆的适用性逐条进行分析;二是从横向上,即法律法规体系中蕴含的主要制度体系及安全要求的角度,对我国当前的核安全法律法规体系中的许可证制度、放射性废物安全管理制度、辐射防护和安全评价制度,以及核设施设计安全要求等对聚变堆的适用性进行分析。在相关分析结果的基础上,对我国聚变核安全监管法律法规体系建设可能的实现途径进行了探讨。最后,按照上文提出的法律法规体系建设实现途径,结合聚变目前的发展阶段以及发展要求,本文从对聚变堆适用性相对低的部门规章层选取核动力厂设计安全有关规定作为研究样本,尝试对其提出了修订建议;同时在指导性文件层,选取现阶段的重要缺项之一,有关聚变堆安全分级方面的导则作为研究样本,参照目前在裂变领域已发展较为成熟的方法和框架,提出了针对聚变设施的安全分级方法框架。为保障法律法规修制定工作顺利实施和推进,本文还提出了配套政策建议,并简单总结了开展聚变核安全法律法规体系建设可能面临的挑战。
许珏鑫[7]（2019）在《聚变堆包层结构材料中氢渗透行为研究》文中认为聚变反应堆的原料氘和氚原子半径很小,易渗透通过聚变堆的包层结构材料,不仅会造成燃料的损失,还会直接影响到聚变反应堆的安全性和稳定性。评价结构材料的氢同位素渗透性能,研究结构材料中氢的渗透行为,对结构材料的研究和开发具有重要的科学意义和实用价值。低活化铁素体/马氏体（RAFM）钢和氧化物弥散强化（ODS）钢是聚变堆的主要候选结构材料。本文采用电化学氢渗透技术,分别对RAFM钢之一的超洁净低活化马氏体（SCRAM）钢和添加N元素的ODS钢中的氢渗透行为进行了研究,同时对氢在不同晶相的TiN和VN表面的吸附过程进行了基于第一性原理的计算。最后针对电化学氢渗透测试温度范围窄的问题,对可用于替代传统水溶液的有机电解质溶液进行了初步的探索。研究了合金化元素Ti和N、不同热处理工艺以及氢渗透温度对SCRAM钢氢渗透行为的影响。微观结构表征表明,SCRAM钢的微观结构为分布有细小析出物的马氏体板条组织,分布在马氏体板条边界处的颗粒大部分为M23C6相,而分布在马氏体板条内以及部分边界处的更为细小的颗粒为MX相。对不同Ti、N含量的SCRAM钢的氢渗透结果表明Ti和N可以降低SCRAM钢的氢扩散系数。采用不同热处理工艺处理SCRAM钢,发现中间保温的热处理工艺可以细化M23C6相,增加MX相的体积分数,但是会造成马氏体板条的粗化;两次淬火-回火热处理工艺不仅可以细化马氏体板条和M23C6相,还会增加MX相的体积分数,从而降低氢的扩散系数。对SCRAM-9两种不同热处理样品在不同温度下的氢渗透测试结果显示,温度升高会促进氢原子的扩散,增加氢的扩散系数,SCRAM-9的氢扩散系数与温度满足Arrhenius方程。采用机械合金化（MA）和放电等离子体烧结（SPS）方法制备了添加N元素的ODS钢,研究了不同N含量及N源等对ODS钢中氢渗透行为的影响。首先比较了采用CrN作为N源的不同N含量ODS钢中的氢扩散系数,结果显示随着N含量的提高,ODS钢的氢扩散系数降低,1 wt%N含量的ODS钢的氢扩散系数为没有添加N元素的ODS钢的1/6。接着采用不同N源制备了含有1 wt%N含量的ODS钢,发现采用TiN作为N源制备的ODS钢具有更低的氢扩散系数。进一步研究了不同TiN含量下ODS钢的氢渗透,结果表明TiN能显着降低ODS钢的氢扩散系数,并且ODS钢的氢扩散系数随着TiN含量的增加而降低。通过Material Studio对H原子在TiN和VN不同晶面取向表面的吸附情况进行了基于第一性原理的计算,其中（220）和（200）面都只有一种终止方式,（111）面有两种终止方式,分别为Ti（V）原子在最表层和N原子在最表层。计算结果显示,氢在TiN以及VN不同表面的吸附能均为负值,在相同吸附情况下,对于晶相含量较高的（200）、（111）面,TiN对H原子的吸附能大于VN表面,晶相含量最低的（220）面的吸附能小于VN表面。表明吸附过程为自发过程,并且TiN对氢原子的吸附作用可能强于VN,因此基体中的TiN颗粒相比VN可能能更有效地阻碍氢的扩散。对电化学氢渗透采用有机电解质溶液进行了初步的探索。甘油+磷酸二氢钠+少量磷酸体系有望用于较高温度下的测试,但由于导电性小于水溶液体系,该体系下测得的氢扩散系数较小。[甘油+水（甘油含量66.7%）]+磷酸二氢钠+少量磷酸体系有望用于较低温度下的电化学氢渗透测试,该体系测得的氢扩散系数略小于水溶液体系下,差距不大。
吴勘,赵晏强,仇华炳,郭楷模,陈伟,李富岭,汪其[8]（2018）在《磁约束核聚变国际发展态势分析》文中提出核聚变能被视为人类可持续发展最理想的未来能源,受控核聚变研究的最终目标是实现聚变能的商业化应用。主要发达国家纷纷制定了聚变能研究战略,探索和发展能直接用于商用聚变堆的各种新技术和新概念,以加快这一进程。经过半个多世纪的不懈努力,世界各国已在磁约束核聚变理论方法、关键技术和实验装置上取得了突破性进展。该文主要从国际相关战略规划、ITER计划现状、理论与实验工艺上的研究进展及关键前沿技术等几个方面对磁约束核聚变国际发展态势进行分析,从文献计量角度揭示出核聚变领域的主要国家、机构和科研人员特征,并提出了中国核聚变未来发展的对策建议。
石聪明,王锋[9]（2018）在《中国参与国际大科学的得失分析》文中指出党的十八届五中全会要求在"十三五"期间"积极提出并牵头组织国际大科学计划和大科学工程",社会各界对国际大科学给予了广泛关注。在相关文献的基础上概括国际大科学与小科学、大科学的区别以及国际大科学的特点,简要介绍国际大科学中国际热核聚变实验堆（ITER）计划发展历程、目标以及中国参与ITER的历程、目标和任务,着重对中国参与ITER计划的得失进行分析,并为中国后续参与和牵头国际大科学提出一些对策建议。
时春丽,王贵良[10]（2016）在《世界热核聚变反应堆专利情报分析》文中提出运用专利情报分析方法,对世界热核聚变反应堆专利从专利申请时间、技术领域、技术生命周期、主要国家专利信息、主要申请人等角度进行情报分析,得出结论:世界热核聚变反应堆专利申请的变化趋势基本上反映了技术发展趋势。专利申请的技术领域主要集中在G21B、H05H、C22C、G21C、B23K、C23C等技术领域。从专利技术周期分析,当前的申请人数和发明人数都明显高于上世纪80年代。从专利申请的国别分布来判断,日本的申请量占到54%以上,与日本在核聚变研究领域的巨大投入相符合。从主要申请人角度分析,日本的企业占据了相当大的比例。从专利预警来看,目前国外所公开的绝大部分专利技术在华都没有申请专利,因此,对我国承研承制单位来讲,是一个难得的无偿借鉴先进技术、提高科研起点的机遇。
二、日本也抢国际核聚变反应堆（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、日本也抢国际核聚变反应堆（论文提纲范文）
（1）全球核能科技前沿综述（论文提纲范文）
| 1 全球核电现状 |
| 1.1 世界各国核电情况 |
| 1.2 中国核电现状 |
| 2 小型模块化反应堆研究进展 |
| 2.1 英法俄加等国 |
| 2.2 美国Nu Scale小型模块堆 |
| 2.3 国内小型堆建设进程 |
| 2.4 小型模块堆技术研发进展 |
| 3 空间动力堆技术 |
| 3.1 千瓦级空间核反应堆Kilopower |
| 3.2 地面气冷微型模块化反应堆MMR |
| 3.3 小型模块化裂变反应堆SMFR |
| 4 聚变反应堆 |
| 4.1 核聚变 |
| 4.2 国际热核实验堆（ITER) |
| 4.3 中国聚变工程实验堆（CFETER) |
| 5 事故容错燃料 |
| 5.1 ATF领域研究现状 |
| 5.2 各国ATF研发进展 |
| 6 数值反应堆与核电软件进展 |
| 7 结论 |
（2）密集颗粒流靶换热问题研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 核能介绍 |
| 1.2 散裂中子源及密集颗粒流靶 |
| 1.2.1 散裂中子源 |
| 1.2.2 高功率靶的发展 |
| 1.2.3 ADS密集颗粒流靶 |
| 1.2.4 CMIF密集颗粒流靶 |
| 1.3 密集颗粒流靶面临的传热问题及研究现状 |
| 1.3.1 密集颗粒流靶传热问题 |
| 1.3.2 密集颗粒流传热研究现状 |
| 1.4 本章小结 |
| 第2章 研究方法 |
| 2.1 数值模拟方法 |
| 2.1.1 颗粒系统 |
| 2.1.2 离散元(DEM)方法 |
| 2.2 实验装置介绍 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 密集颗粒流单管传热实验研究 |
| 3.1 实验介绍 |
| 3.1.1 颗粒流量的控制 |
| 3.1.2 测量方法 |
| 3.1.3 实验流程 |
| 3.1.4 理论模型 |
| 3.2 实验结果及分析 |
| 3.2.1 壁面温度的影响 |
| 3.2.2 不同流量的影响 |
| 3.2.3 不同气体组分的影响 |
| 3.2.4 壁面材料的影响 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 紧凑型铍颗粒流中子源(CMIF)模拟研究 |
| 4.1 斜槽流靶的概念 |
| 4.2 斜槽颗粒流的稳定性研究 |
| 4.3 中子学计算 |
| 4.4 靶体的热沉积与温升 |
| 4.5 背板的冷却和辐照损伤 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 CMIF冷态样机设计与关键部件实验 |
| 5.1 CMIF冷态样机设计 |
| 5.1.1 提升机设计 |
| 5.1.2 斜槽靶室设计 |
| 5.1.3 换热器设计 |
| 5.2 CMIF冷态样机关键部件实验 |
| 5.2.1 斜槽颗粒流动实验 |
| 5.2.2 颗粒换热实验 |
| 5.2.3 局部热加载实验 |
| 5.2.4 样机长时运行实验 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 主要工作与结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 符号说明 |
| 附录2 热电偶参数 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的论文及研究成果 |
（3）RAFM钢的瞬间液相扩散连接接头组织形成及蠕变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.2 聚变能和聚变反应堆结构材料 |
| 1.2.1 聚变能 |
| 1.2.2 聚变反应堆结构材料 |
| 1.3 RAFM钢焊接研究现状 |
| 1.3.1 RAFM钢的熔焊 |
| 1.3.2 RAFM钢的搅拌摩擦焊 |
| 1.3.3 RAFM钢的扩散焊 |
| 1.4 瞬间液相扩散连接 |
| 1.4.1 瞬间液相扩散连接的原理及优点 |
| 1.4.2 瞬间液相扩散连接的模型 |
| 1.4.3 瞬间液相扩散连接接头蠕变性能研究现状 |
| 1.5 研究技术路线及研究内容 |
| 第2章 实验材料与方法 |
| 2.1 实验材料 |
| 2.2 Fe-Si-B非晶箔为中间层的DSC实验 |
| 2.3 Fe-Si-B非晶箔为中间层的TLP连接实验 |
| 2.4 时效实验 |
| 2.5 力学性能测试 |
| 2.5.1 硬度测试 |
| 2.5.2 拉伸试验 |
| 2.5.3 剪切试验 |
| 2.5.4 蠕变试验 |
| 2.6 显微组织分析 |
| 2.6.1 金相试样的制备及观察分析 |
| 2.6.2 电子探针试样的制备及观察分析 |
| 2.6.3 透射电镜试样的制备及观察分析 |
| 2.6.4 电子背散射衍射试样的制备及观察分析 |
| 第3章 Fe-Si-B非晶箔为中间层的RAFM钢的TLP连接 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验结果与分析 |
| 3.2.1 TLP连接接头的显微组织分析 |
| 3.2.2 原子的扩散行为 |
| 3.2.3 TLP连接接头的力学性能 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 RAFM钢的TLP连接接头的抗蠕变性能研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验结果与分析 |
| 4.2.1 高温时效试验结果与分析 |
| 4.2.2 高温蠕变试验结果与分析 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 全文结论 |
| 参考文献 |
| 发表论文和参加科研情况说明 |
| 致谢 |
（4）典型钨基体系势函数的构建及其在辐照损伤研究中的应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核聚变能与钨基面向等离子体材料 |
| 1.2 钨基面向等离子体材料中嬗变元素与辐照缺陷间研究现状 |
| 1.3 钨基面向等离子体材料中溶质原子与氦原子间研究现状 |
| 1.4 辐照条件下钨基体系势函数的发展现状 |
| 1.5 本论文研究工作的目的与内容 |
| 第2章 理论模型和方法 |
| 2.1 几种典型原子间相互作用势函数模型 |
| 2.1.1 L-J对势 |
| 2.1.2 FS势 |
| 2.1.3 EAM势 |
| 2.1.4 MEAM势 |
| 2.1.5 MAEAM势 |
| 2.1.6 2BM势 |
| 2.1.7 ZBL势 |
| 2.2 势函数的等效规范变化 |
| 2.3 势函数模型参数化 |
| 2.3.1 传统势函数的拟合过程 |
| 2.3.2 机器学习势函数的拟合过程 |
| 2.4 辐照缺陷分析 |
| 2.5 缺陷扩散计算方法 |
| 2.5.1 NEB法 |
| 2.5.2 MSD法 |
| 2.5.3 跳跃频率法 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 元素(W、Ta、V、Mo、Re)势函数的构建 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 元素势函数的拟合 |
| 3.3 元素势函数的验证 |
| 3.3.1 W势函数的验证 |
| 3.3.2 Ta势函数的验证 |
| 3.3.3 V势函数的验证 |
| 3.3.4 Mo势函数的验证 |
| 3.3.5 Re势函数的验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 钨基合金体系(W–X,X= Re、Ta、V、Mo)势函数的构建 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 合金体系势函数的拟合 |
| 4.3 合金体系势函数的验证 |
| 4.3.1 W–Re势函数的验证 |
| 4.3.2 W–Ta势函数的验证 |
| 4.3.3 W–V势函数的验证 |
| 4.3.4 W–Mo势函数的验证 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 钨基合金体系级联碰撞模拟 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 计算过程及模型参数 |
| 5.3 结果分析与讨论 |
| 5.3.1 热峰 |
| 5.3.2 残存Frenkel缺陷对 |
| 5.3.3 缺陷团簇 |
| 5.3.4 溶质在缺陷中的分布 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 Re与W中间隙型缺陷的相互作用 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 W自间隙型缺陷的稳定性和运动性 |
| 6.3 Re与W中点缺陷的相互作用 |
| 6.4 Re与W中间隙团簇的相互作用 |
| 6.5 Re与W中间隙位错环的相互作用 |
| 6.6 本章小结 |
| 第7章 Ta对W中He行为的影响 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 W-Ta-He三元体系势函数的构建 |
| 7.3 溶质Ta对W中He扩散行为的影响 |
| 7.4 溶质Ta对W中He团聚行为的影响 |
| 7.5 本章小结 |
| 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录A 攻读博士学位期间所发表学术论文和其它成果 |
（5）稳态/非稳态下BCC金属抗辐照性能的速率理论研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能的发展历程和现状分析 |
| 1.1.1 能源危机和核能 |
| 1.1.2 核能的发展历程 |
| 1.2 核材料面临的挑战 |
| 1.2.1 核反应中的极端环境 |
| 1.2.2 辐照效应以及辐照损伤 |
| 1.3 聚变堆材料的现状 |
| 1.3.1 第一壁材料 |
| 1.3.2 面向等离子体材料 |
| 1.4 辐照效应的多尺度模拟 |
| 1.4.1 第一性原理模型 |
| 1.4.2 分子动力学方法 |
| 1.4.3 动力学蒙特卡洛模拟 |
| 1.4.4 速率理论和团簇动力学模型 |
| 1.4.5 位错动力学和有限元方法 |
| 1.5 本文的研究目的和意义 |
| 参考文献 |
| 第2章 团簇动力学模型 |
| 2.1 团簇动力学的发展 |
| 2.2 团簇动力学模型所用的算法 |
| 2.2.1 F-P近似 |
| 2.2.2 分组近似 |
| 2.2.3 随机团簇动力学方法和杂化方法 |
| 2.2.4 晶界模型 |
| 2.3 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第3章 稳态下影响BCC金属抗辐照的关键因素 |
| 3.1 研究背景 |
| 3.2 稳态化学速率理论模型 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.3.1 内在特性：缺陷迁移能 |
| 3.3.2 可调因素：晶粒尺寸 |
| 3.3.3 服役条件：辐照速率和温度 |
| 3.3.4 辐照耐受性的关键因素 |
| 3.4 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第4章 扩散和吸收偏压对BCC纳米晶金属的抗辐照性能的影响 |
| 4.1 背景介绍 |
| 4.2 团簇动力学模型建立 |
| 4.2.1 模型和方法处理 |
| 4.2.2 主方程的建立 |
| 4.2.3 速率系数 |
| 4.2.4 数值方法 |
| 4.2.5 GB和 DL的俘获强度 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 参数的选取 |
| 4.3.2 稳态下BCC金属的抗辐照行为 |
| 4.3.3 非稳态下BCC金属抗辐照行为 |
| 4.3.4 吸收偏压的影响机制 |
| 4.4 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第5章 氦在铝表面辐照和积聚的团簇动力学模拟 |
| 5.1 背景介绍 |
| 5.2 团簇动力学模型 |
| 5.3 结果与讨论 |
| 5.3.1 模型的验证 |
| 5.3.2 He在 Al中的缺陷行为 |
| 5.4 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文目录 |
（6）我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题及意义 |
| 1.2 国内外主要研究进展综述 |
| 1.2.1 核安全与核安全监管 |
| 1.2.2 聚变核安全的研究进展 |
| 1.2.3 目前研究的主要局限性 |
| 1.3 论文结构和主要研究内容 |
| 第2章 国内外现行核安全监管法律法规体系 |
| 2.1 我国核安全法律法规体系及监管制度 |
| 2.1.1 我国的核安全法律法规体系 |
| 2.1.2 我国核安全监管制度 |
| 2.2 国际核安全法律制度体系及其主要动向 |
| 2.2.1 国际法律文书 |
| 2.2.2 IAEA安全标准和行为准则 |
| 2.2.3 同行评审机制 |
| 2.2.4 主要核电先进国家核安全监管法规体系发展 |
| 2.2.5 全球核安全法律制度近年的主要发展动向 |
| 第3章 聚变安全特性和安全理念 |
| 3.1 聚变安全特性 |
| 3.1.1 聚变堆基本原理 |
| 3.1.2 聚变堆安全特性分析 |
| 3.1.3 聚变-裂变安全特性的异同总结 |
| 3.2 聚变安全理念 |
| 3.2.1 聚变安全目标 |
| 3.2.2 聚变安全原则 |
| 3.2.3 聚变安全功能 |
| 3.2.4 聚变安全评价 |
| 3.2.5 聚变-裂变安全理念的异同总结 |
| 第4章 我国核安全法律法规体系对聚变堆的适用性分析 |
| 4.1 我国核安全法律法规体系对聚变的适用性分析 |
| 4.1.1 法律层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.2 行政法规层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.3 部门规章层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.4 核安全导则层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.2 我国核安全法规中重要制度和要求对聚变堆的适用性分析 |
| 4.2.1 核安全许可制度对聚变的适用性 |
| 4.2.2 放射性废物安全管理制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.3 辐射防护与定期安全评价制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.4 核设施设计安全要求对聚变的适用性分析 |
| 4.3 关于我国聚变核安全监管法律法规体系建设实现途径的探讨 |
| 第5章 我国聚变核安全法律法规制修订示范及建议 |
| 5.1 法律法规制修订建议示范 |
| 5.1.1 部门规章层文件修订建议示范——以《核动力厂设计安全规定》为例 |
| 5.1.2 核安全导则层文件制定建议示范——以聚变设施构筑物、系统和部件(SSC)的安全分级为例 |
| 5.2 配套政策建议 |
| 5.2.1 指导思想 |
| 5.2.2 基本原则 |
| 5.2.3 保障措施 |
| 5.3 可能面临的挑战 |
| 5.3.1 我国核安全法律法规体系的不断完善 |
| 5.3.2 聚变自身发展特定阶段的限制 |
| 5.3.3 各利益相关方的关注与参与 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 工作总结 |
| 6.2 本文创新点 |
| 6.3 未来展望 |
| 参考文献 |
| 附表1 《放射性污染防治法》对聚变的适用性分析 |
| 附表2 《核安全法》对聚变的适用性分析 |
| 附表3 《民用核设施安全监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表4 《核电厂核事故应急管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表5 《民用核安全设备监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表6 《放射性废物安全管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表7 核安全领域部门规章 |
| 附表8 《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—核电厂安全许可证件的申请和颁发》对聚变的适用性分析 |
| 附表9 《核动力厂设计安全规定》对聚变的适用性分析 |
| 附表10 《研究堆设计安全规定》(HAF201-1995)对聚变的适用性分析 |
| 附表11 核安全导则(指导性文件) |
| 附表12 《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08-1986)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表13 《核动力厂安全评价与验证》(HAD102/17-2006)对聚变的适用性分析 |
| 附表14 《研究堆调试》(HAD202/05-2010)对聚变的适用性分析 |
| 附表15 《铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容》(HAD301/01-1991)对聚变的适用性分析 |
| 附表16 《放射性废物分类》(HAD 401/04)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表17 《民用核安全机械设备模拟件制作》(HAD601/01-2013)对聚变的适用性分析 |
| 附表18 《放射性物品运输核与辐射安全分析报告书格式和内容》(HAD701/02-2014)对聚变堆的适用性分析 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（7）聚变堆包层结构材料中氢渗透行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 聚变堆包层结构材料研究进展 |
| 1.3 氢渗透测试方法 |
| 1.4 氢在材料中的渗透过程 |
| 1.5 材料中氢渗透的影响因素 |
| 1.6 本课题的研究意义及主要内容 |
| 2 SCRAM钢中氢渗透行为研究 |
| 2.1 前言 |
| 2.2 实验材料与实验方法 |
| 2.3 SCRAM钢的微观结构表征 |
| 2.4 Ti、N含量对SCRAM钢氢渗透行为的影响 |
| 2.5 热处理工艺对SCRAM钢氢渗透行为的影响 |
| 2.6 氢渗透温度对SCRAM钢氢渗透行为的影响 |
| 2.7 本章小结 |
| 3 ODS钢中氢渗透行为研究 |
| 3.1 前言 |
| 3.2 实验材料与实验方法 |
| 3.3 CrN含量对ODS钢氢渗透行为的影响 |
| 3.4 N源对ODS钢氢渗透行为的影响 |
| 3.5 TiN含量对ODS钢氢渗透行为的影响 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 MN表面的氢原子吸附行为计算 |
| 4.1 前言 |
| 4.2 研究方法与细节 |
| 4.3 TiN表面的氢原子吸附行为 |
| 4.4 VN表面的氢原子吸附行为 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 电化学氢渗透有机电解质溶液的探索 |
| 5.1 前言 |
| 5.2 实验材料 |
| 5.3 适用于较高温度下的有机电解质溶液探索 |
| 5.4 适用于较低温度下的有机电解质溶液探索 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 总结和展望 |
| 6.1 主要结论 |
| 6.2 不足与展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录 攻读学位期间发表的论文和获奖情况 |
（8）磁约束核聚变国际发展态势分析（论文提纲范文）
| 1 引言 |
| 2 主要国家战略规划分析 |
| 2.1 美国 |
| 2.2 欧盟 |
| 2.3 日本 |
| 2.4 中国 |
| 2.5 俄罗斯 |
| 3 各国参与ITER计划现状 |
| 3.1 美国 |
| 3.2 欧盟 |
| 3.3 日本 |
| 3.4 中国 |
| 3.5 俄罗斯 |
| 3.6 韩国 |
| 3.7 印度 |
| 4 研究进展及关键前沿技术分析 |
| 4.1 研究进展 |
| 4.2 关键技术分析 |
| 4.2.1 超导磁体材料 |
| 4.2.2 增殖包层模块设计 |
| 4.2.3 钨基材料强韧化技术 |
| 4.2.4 低活化铁素体/马氏体钢 (RAFM) 中氚氦行为分析 |
| 4.2.5 扩散连接技术在包层模块制造中的应用 |
| 4.2.6 包层脱粘缺陷的声发射检测技术 |
| 5 研发创新能力定量分析 |
| 5.1 数据来源与分析方法 |
| 5.2 整体发展态势 |
| 5.3 主要国家分析 |
| 5.4 主要机构分析 |
| 5.5 主要研究人员分析 |
| 6 我国核聚变发展建议及展望 |
| 6.1 建议 |
| 6.1.1 建成知名的磁约束核聚变等离子体实验基地 |
| 6.1.2 加强与燃烧等离子体物理相关的技术研究 |
| 6.1.3 加大磁约束聚变装置的实验研究力度 |
| 6.2 未来展望 |
（9）中国参与国际大科学的得失分析（论文提纲范文）
| 1 大科学的概念 |
| 2 国际大科学的特点 |
| 3 ITER国际大科学计划简介 |
| 4 参与ITER国际大科学的得失分析 |
| 5 对策建议 |
（10）世界热核聚变反应堆专利情报分析（论文提纲范文）
| 1 数据来源 |
| 2 数据统计分析 |
| 2.1 专利申请时间分析 |
| 2.2 技术领域分析 |
| 2.3 技术生命周期分析 |
| 2.4 主要国家专利信息分析 |
| 2.5 主要申请人分析 |
| 3 结语 |
四、日本也抢国际核聚变反应堆（论文参考文献）
- [1]全球核能科技前沿综述[J]. 杨军,张恩昊,郭志恒,吴澳光,王蓓琪,史力豪,杜辉,徐乐瑾. 科技导报, 2020(20)
- [2]密集颗粒流靶换热问题研究[D]. 陶科伟. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2020(01)
- [3]RAFM钢的瞬间液相扩散连接接头组织形成及蠕变性能研究[D]. 李文超. 天津大学, 2020(02)
- [4]典型钨基体系势函数的构建及其在辐照损伤研究中的应用[D]. 陈阳春. 湖南大学, 2020
- [5]稳态/非稳态下BCC金属抗辐照性能的速率理论研究[D]. 魏留明. 河南大学, 2019(01)
- [6]我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究[D]. 沈欣媛. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [7]聚变堆包层结构材料中氢渗透行为研究[D]. 许珏鑫. 华中科技大学, 2019(01)
- [8]磁约束核聚变国际发展态势分析[J]. 吴勘,赵晏强,仇华炳,郭楷模,陈伟,李富岭,汪其. 科学观察, 2018(03)
- [9]中国参与国际大科学的得失分析[J]. 石聪明,王锋. 科技管理研究, 2018(01)
- [10]世界热核聚变反应堆专利情报分析[J]. 时春丽,王贵良. 图书情报工作, 2016(S1)