Nuclear Fusion Project. Annual report of the Association KfK/EURATOM October 1990 - September 1991

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Tritium

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Oberflaechenanalytische Untersuchungen zur Wechselwirkung des Getters ZrCo mit Wasserstoff und zum Einfluss verschiedener Kontaminationsgase auf die Wasserstoffspeicherfaehigkeit

SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(4905) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Ramanspektroskopische und massenspektrometrische Untersuchungen der Wasserstoffisotope und isotop substituierter Methane

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Numerical study of a 50 kA superconducting bus for the NET/ITER model coil test in TOSKA-upgrade

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European DEMO BOT solid breeder blanket

Es wird ein heliumgekuehltes Feststoffbrutblanket fuer einen Demo-Fusionsreaktor mit Brutstoff ausserhalb von Kuehlrohren (BOT) vorgestellt. Dies ist eines der vier Blanket-Konzepte, welche im Rahmen des europaeischen Fusions Technology Programms entwickelt werden mit dem Ziel, in 1995 die zwei aussichtsreichsten Konzepte fuer die weitere Entwicklung auszuwaehlen. Im Bericht werden der Referenzentwurf fuer das Blanket und die dazugehoerigen externen Kreislaeufe beschrieben, und die Ergebnisse der theoretischen und experimentellen Arbeiten auf den Gebieten Neutronik, Thermohydraulik, mechanische Spannungen, Tritium-Handhabung und -Extraktion, Entwicklung und Bestrahlung des keramischen Brutstoffes, Berylliumentwicklung, elektromagnetische Kraefte verursacht durch Plasmazusammenbrueche, Sicherheit und Zuverlaessigkeit aufgezeigt. Es wird ein Ausblick auf die noch verbleibenden offenen Fragen und das erforderliche F und E-Programm gegeben. (orig.)The BOT (Breeder Outside Tube) Solid Breeder Blanket for a fusion DEMO reactor is presented. This is one of the four blanket concepts under development in the frame of the European fusion technology program with the aim to select in 1995 the two most promising ones for further development. In the paper the reference blanket design and external loops are described as well as the results of the theoretical and experimental work in the fields of neutronics, thermohydraulics, mechanical stresses, tritium control and extraction, development and irradiation of the ceramic breeder material, beryllium development, ferromagnetic forces caused by disruptions, safety and reliability. An outlook is given on the remaining open questions and on the required R and D program. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5429) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Dual coolant blanket concept

Ein selbstgekuehltes Fluessigmetall-Blanket mit heliumgekuehlter erster Wand ('Dual Coolant Blanket Konzept') fuer einen Fusions DEMO Reaktor ist beschrieben. Dies ist eines der vier Blanket-Konzepte, welche im Rahmen des europaeischen Fusions Technologie Programms entwickelt werden mit dem Ziel, in 1995 die zwei aussichtsreichsten Konzepte fuer die weitere Entwicklung auszuwaehlen. Beschrieben sind das Blanket Design einschliesslich der externen Kreislaeufe und die Ergebnisse der theoretischen und experimentellen Arbeiten auf den Gebieten Neutronik, Magnetohydrodynamik, Thermohydraulik, mechanische Spannungen, Vertraeglichkeit und Reinigung von Blei-Lithium, Tritium-Extraktion und -Permeation, Sicherheit, Zuverlaessigkeit und elektrisch isolierende Schichten. Die verbleibenden offenen Fragen und das erforderliche F und E Programm werden dargestellt. (orig.)A self-cooled liquid metal breeder blanket with helium-cooled first wall ('Dual Coolant Blanket Concept') for a fusion DEMO reactor is described. This is one of the four blanket concepts under development in the frame of the European fusion technology program with the aim to select in 1995 the two most promising ones for further development. Described are the design of the blankets including the ancillary loop system and the results of the theoretical and experimental work in the fields of neutronics, magnetohydrodynamics, thermohydraulics, mechanical stresses, compatibility and purification of lead-lithium, tritium control, safety, reliability, and electrically insulating coatings. The remaining open questions and the required R and D programme are identified. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5424) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Proceedings of the IEA-workshop on intense neutron sources IEA-implementing agreement for a programme of research and development on fusion materials. Working group task - annex II

The volume contains 22 contributions in which the new studies of various possible neutron source concepts and the results of the comparison studies for evaluating different candidates are reported. The general strategies for the development of structural materials for future fusion reactors are discussed alsoSIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5296) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Stabilitaet supraleitender Kabel fuer den Einsatz in Grossmagneten

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Workshop on beryllium for fusion applications Proceedings. IEA Implementing Agreement for a Programme of Research and Development on Fusion Materials

As shown by recent developments beryllium has become one of the most important materials in the development of fusion reactors. It is practically the only neutron multiplier available for blankets with ceramic breeder materials and can be used with liquid metal breeders as well. It is one of the most likely materials to be used on the surface of the first walls and of the divertor. The neutron irradiation behavior of beryllium in a fusion reactor is not well know. Beryllium was extensively irradiated about 25-40 years ago and has been used since then in material testing reactors as reflector. In the meantime, however, beryllium has been improved quite considerably. Today it is possible to obtain commercially beryllium which is much more isotropic and contains smaller ammounts of oxide. There are already indications that these new kinds of beryllium behave better under irradiation. (orig.)Available from TIB Hannover: ZA 5141(5271) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman