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SSG-30方法在模块式高温气冷堆安全分级中的初步应用
1
作者 陈福冰 王海涛 +2 位作者 郑艳华 梁金刚 李富 《核安全》 2025年第5期10-18,共9页
在核动力厂的设计和审评中,安全分级是最受关注的问题之一,因为它影响核动力厂安全性和经济性的平衡。相比于传统的分级方法,国际原子能机构发布的SSG-30方法因其逻辑性强、技术中立,可以为先进非水冷反应堆的安全分级提供新的选项。本... 在核动力厂的设计和审评中,安全分级是最受关注的问题之一,因为它影响核动力厂安全性和经济性的平衡。相比于传统的分级方法,国际原子能机构发布的SSG-30方法因其逻辑性强、技术中立,可以为先进非水冷反应堆的安全分级提供新的选项。本文以百万千瓦高温气冷堆核电站(HTR-PM1000)为研究对象,探讨了SSG-30方法对模块式高温气冷堆安全分级的适用性,应用该方法完成了对典型物项的分级,并实现了部分物项的分级优化。 展开更多
关键词 高温气冷堆 安全分级 SSG-30
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超高温气冷堆用Haynes230合金高温蠕变机制及显微组织演变
2
作者 刘林 杨亚倩 +4 位作者 欧美琼 王旻 马颖澈 郑博文 郝宪朝 《金属加工(热加工)》 2025年第9期73-80,90,共9页
超高温气冷堆(HTGR)是第四代核能系统重点研发的堆型之一,堆芯出口温度达到800~950℃,使得中间换热器(IHX)工作温度显著提升。Haynes230合金是IHX管材极具竞争力的候选材料,为了使管材在高温高压工况下长期安全运行,对合金抗蠕变性能评... 超高温气冷堆(HTGR)是第四代核能系统重点研发的堆型之一,堆芯出口温度达到800~950℃,使得中间换热器(IHX)工作温度显著提升。Haynes230合金是IHX管材极具竞争力的候选材料,为了使管材在高温高压工况下长期安全运行,对合金抗蠕变性能评估具有重要意义。以Haynes230合金为研究对象,开展了800~950℃高温蠕变试验、蠕变行为分析和显微组织表征。通过分析稳态蠕变速率和应力关系,获得了800~950℃下的蠕变指数n介于3~7之间,据此推断合金蠕变机制为位错滑移和攀移。基于稳态蠕变速率和蠕变断裂时间的关系,建立了Haynes230合金Monkan-Grant关系模型。由Haynes230合金蠕变损伤容限与蠕变断裂时间关系可知,蠕变过程中因合金内部裂纹空洞长大导致有效面积减少而引起断裂。显微组织表征显示,固溶后Haynes230合金中主要析出相是富W的M6C,分布在晶界附近;蠕变过程中合金中析出颗粒状的M23C6和M6C;蠕变裂纹起源于晶界上粗大碳化物,沿垂直于受力方向扩展或沿条带碳化物扩展。透射电镜(TEM)分析显示,位错由晶内向晶界滑移,大量塞积在晶界上引起局部应力集中,从而萌发裂纹。 展开更多
关键词 Haynes230合金 蠕变 断裂机制 微观裂纹
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气冷微堆碳化硅材料初级离位原子及损伤剂量研究 被引量：1
3
作者 王子祺 管婧宇 +4 位作者 董舵 张成龙 朱思阳 贺楷 刘国明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期160-167,共8页
气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结... 气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结构发生变化进而影响材料各项性能。为研究堆芯碳化硅材料在服役期间受到的中子损伤程度,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型计算中子能谱,采用SPECTRAPKA程序计算堆芯典型位置处碳化硅材料的原子平均离位。研究结果表明:堆芯中子辐照剂量最高处碳化硅的年辐照损伤低于1 dpa,损伤水平较低;弹性散射在中子辐照损伤产生中占主导地位,主要是由于低能中子能谱下其反应截面较大,此外非弹性散射与Si元素嬗变反应也有微量贡献。 展开更多
关键词 气冷微堆 碳化硅 原子平均离位 中子辐照 辐照损伤
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全陶瓷微封装燃料内颗粒分布及其对燃料性能的影响
4
作者 朱思阳 姜哲 +2 位作者 刘斌 王子祺 贺楷 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第11期2517-2524,共8页
全陶瓷微封装燃料是一种将TRISO包覆颗粒弥散在SiC基体中形成的柱状燃料,应用于气冷微堆及耐事故燃料中,而包覆颗粒在燃料芯块内的分布将影响芯块堆内性能。为保证气冷微堆燃料安全,从真实生产的燃料中抽取4个芯块,通过无损检测及图像... 全陶瓷微封装燃料是一种将TRISO包覆颗粒弥散在SiC基体中形成的柱状燃料,应用于气冷微堆及耐事故燃料中,而包覆颗粒在燃料芯块内的分布将影响芯块堆内性能。为保证气冷微堆燃料安全,从真实生产的燃料中抽取4个芯块,通过无损检测及图像处理等方法,获取了芯块内部包覆颗粒坐标,研究了包覆颗粒在芯块径向及轴向的分布,并根据分布建立了芯块三维模型,通过有限元程序分析了真实分布及多种规则分布芯块在气冷微堆正常运行工况下的性能。研究表明,包覆颗粒在芯块轴向分布较均匀,在径向则有向中心聚集的趋势,真实分布下燃料芯块堆内最高温度及温度梯度高于同体积占比的规则分布芯块,但温度及梯度提升幅度有限,仍满足安全要求。 展开更多
关键词 气冷微堆 TRISO 全陶瓷微封装燃料 颗粒分布
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基于OTTO模式下HTR-PM的950℃冷却剂出口温度初步研究
5
作者 刘嵩阳 王朗 +4 位作者 李雪琳 郭若楠 刘伟 罗勇 周勤 《核动力工程》 北大核心 2025年第S1期41-51,共11页
模块化高温气冷堆(HTR-PM)采用氦气作为冷却剂,入口温度为250℃,出口温度为750℃,本文基于现有HTR-PM公开设计参数,采用单批次通过堆芯(OTTO)换料模式,冷却剂出口温度设定为950℃,通过VSOP-THERMIX程序分析HTR-PM在平衡堆芯阶段下的各... 模块化高温气冷堆(HTR-PM)采用氦气作为冷却剂,入口温度为250℃,出口温度为750℃,本文基于现有HTR-PM公开设计参数,采用单批次通过堆芯(OTTO)换料模式,冷却剂出口温度设定为950℃,通过VSOP-THERMIX程序分析HTR-PM在平衡堆芯阶段下的各重要参数分布。核热耦合计算结果显示稳态工况下堆芯最高燃料温度为1157℃,低于1200℃安全限值,满足稳态运行工况下燃料元件对放射性裂变产物包容的温度限值。为进一步研究950℃出口温度设计在事故工况下的安全性,本文选取失冷失压(DLOFC)事故分析其最大燃料温度变化情况。结果显示事故发生后14.4 h,最高燃料温度达到最大值1931.7℃,超过1620℃事故温度限值,但低于石墨和碳化硅熔点,堆芯不会发生熔毁事故。该时间节点后,燃料最高温度逐步降低。同时结果显示,DLOFC下最大热点从堆芯底部逐渐上移至堆芯上部。为分析燃料元件富集度对事故温度的影响,本文采用相同换料方案和运行工况,选取8.0%~9.5%共4组富集度装载方案进行对比,结果显示OTTO换料模式下平衡堆芯稳态功率峰随着燃料元件富集度增加而上移,同时在DLOFC事故下,最大燃料温度分别为1949.2、1931.7、1916.2、1900.8℃,依次降低。 展开更多
关键词 VSOP-THERMIX 模块化高温气冷堆(HTR-PM) 单批次通过堆芯(OTTO)
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气冷微堆反应性温度系数特性研究
6
作者 张成龙 袁媛 +2 位作者 刘国明 张鹏 杨海峰 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期606-611,共6页
气冷堆可作为微小型反应堆核能装置的先进堆型之一,极强的温度负反馈是其仅依靠负反馈自动停堆和安全运行的基础。为分析不同工况下温度负反馈的特性,利用蒙特卡罗程序(RMC)建立堆芯模型,研究了温度、吸收体、慢化剂燃料比例、燃耗等不... 气冷堆可作为微小型反应堆核能装置的先进堆型之一,极强的温度负反馈是其仅依靠负反馈自动停堆和安全运行的基础。为分析不同工况下温度负反馈的特性,利用蒙特卡罗程序(RMC)建立堆芯模型,研究了温度、吸收体、慢化剂燃料比例、燃耗等不同工况对温度系数的影响。研究结果表明,随着温度升高,燃料负反馈明显减弱,慢化剂负反馈总体上略微减弱,反射层正反馈显著减弱,全堆负反馈表现为低温时极强而高温时相对减弱。可燃毒物棒会明显减弱慢化剂负反馈,而控制棒插入会增强燃料和慢化剂的负反馈,减弱反射层正反馈。堆芯小型化应采取小C/U比例而不是过高的富集度,因为C/U比例减小会增强燃料负反馈从而略微增强全堆负反馈,而过高的富集度会大幅减弱慢化剂和全堆的负反馈。氙平衡和寿期中,慢化剂负反馈减弱、反射层正反馈增强,安全分析时需重点考虑,而寿期末慢化剂和全堆表现为低温时负反馈减弱、高温时负反馈增强,有利于自动停堆。研究结果将为气冷微堆产品堆芯的设计提供指导。 展开更多
关键词 气冷微堆 负反馈 反应性温度系数
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高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型 被引量：8
7
作者 杨林 刘兵 +2 位作者 邵友林 梁彤祥 唐春和 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第3期210-215,222,共7页
高温气冷堆的燃料元件的基本构成单元是全陶瓷型的包覆燃料颗粒,其性能决定了高温气冷堆的安全性。除了传统的辐照实验检测外,建立理论模型对其研究具有重要的意义。本文主要介绍了TRI-SO型包覆燃料颗粒的结构及破损机制,以及国外现有... 高温气冷堆的燃料元件的基本构成单元是全陶瓷型的包覆燃料颗粒,其性能决定了高温气冷堆的安全性。除了传统的辐照实验检测外,建立理论模型对其研究具有重要的意义。本文主要介绍了TRI-SO型包覆燃料颗粒的结构及破损机制,以及国外现有的几个主要模型的基本假设,计算原理和特点,通过对比几个模型的优缺点,提出今后研究的方向。 展开更多
关键词 高温气冷堆 包覆燃料颗粒 破损机制
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中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析 被引量：4
8
作者 曲静原 曹建主 +2 位作者 李红 刘原中 方栋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第6期109-112,共4页
对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下... 对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。 展开更多
关键词 模块式高温气冷堆 示范电站 源项 事故后果评价
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世界核电发展趋势与高温气冷堆 被引量：50
9
作者 吴宗鑫 张作义 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第3期211-219,共9页
核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 8... 核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 +,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计。 展开更多
关键词 高温气冷堆 核电发展 先进轻水堆 核能系统
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高温气冷堆回热循环及透平机组的初步研究 被引量：7
10
作者 陈夷华 王捷 张作义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第5期451-455,共5页
结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温堆气体透平循环是核电领域中的全新概念,为提高核电的安全性和经济性提供了新的思路,具有很强的竞争优势。其中,高温气冷堆回热循环是该方案的主流。在高温堆回热循环方案中,氦气透平机... 结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温堆气体透平循环是核电领域中的全新概念,为提高核电的安全性和经济性提供了新的思路,具有很强的竞争优势。其中,高温气冷堆回热循环是该方案的主流。在高温堆回热循环方案中,氦气透平机组的工作介质为氦气,其物性与空气有很大的不同,因此,氦气透平与燃气透平在热力参数、气动参数、尺寸、级数等方面有着较大的差别。本研究对回热循环以及氦气透平进行了初步分析,并通过与燃气透平的比较,揭示了回热循环与氦气透平的一些基本设计特点。 展开更多
关键词 气冷堆 回热循环 透平机组 核电 安全性 经济性 氦气
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核能制氢与高温气冷堆 被引量：4
11
作者 张平 于波 +1 位作者 陈靖 徐景明 《化工学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第S1期1-6,共6页
氢是环境友好的能源载体,利用核能制氢引起了广泛的研究兴趣。本文对核能制氢的工艺,包括甲烷蒸气重整、高温电解和热化学循环进行了综述;提出了制氢过程对反应堆的要求,并介绍了高温气冷堆用于核能制氢的优势。
关键词 制氢 甲烷重整 高温电解 热化学循环 高温气冷堆
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250MW球床模块式高温气冷堆进水事故研究 被引量：7
12
作者 郑艳华 王岩 石磊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期232-235,共4页
基于250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的初步设计,以高温气冷堆专用系统分析软件TINTE程序为主要工具,对蒸汽发生器1根传热管双端断裂设计基准的进水事故进行了分析,研究了反应堆温度和压力的变化特性、球床石墨的腐蚀率以及安全阀... 基于250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的初步设计,以高温气冷堆专用系统分析软件TINTE程序为主要工具,对蒸汽发生器1根传热管双端断裂设计基准的进水事故进行了分析,研究了反应堆温度和压力的变化特性、球床石墨的腐蚀率以及安全阀开启所造成的可燃气体排放等。此外,还分析了风机挡板关闭失效情况下堆内温度分布差异所造成的自然循环对事故后果的影响。计算结果表明:在蒸汽发生器1根传热管双端断裂、最大进水量600 kg情况下,事故后燃料元件的最高温度远低于设计限值,化学反应所引起的石墨腐蚀不会造成反应堆结构强度的破坏和燃料元件的意外破损,释放到反应堆舱室的可燃气体含量也不存在爆炸危险。 展开更多
关键词 高温气冷堆 进水事故 石墨腐蚀 自然循环
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高温气冷堆在我国的发展综述 被引量：30
13
作者 符晓铭 王捷 《现代电力》 2006年第5期70-75,共6页
高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温... 高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。 展开更多
关键词 高温气冷堆 第四代核能系统 氦气透平直接循环 核能制氢
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HTR-10-MW高温气冷实验堆换料方式的研究 被引量：14
14
作者 经荥清 张旭 罗经宇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1993年第2期119-125,6,共7页
研究了10MW高温气冷实验堆中1次和多次(5次)通过的两种换料方式。在燃料的充分利用和功率展平等方面,多次通过都优于1次通过。并对多次通过换料方式作了进一步的平衡态参数和失冷失压事故分析,表明多次通过能较好地满足规范的要求。
关键词 高温气冷型堆 换料方式 燃耗
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高温气冷堆联合循环技术潜力研究 被引量：7
15
作者 陈夷华 王捷 张作义 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第5期475-480,共6页
模块式高温气冷堆与燃气联合循环发电分别代表着当今核能界和常规发电界的最先进技术,两者的结合为提高核电的安全性和经济性提供了一条新的思路,是一个极具竞争优势的选择方案。本文通过分析高温气冷堆和联合循环的现状及发展趋势,着... 模块式高温气冷堆与燃气联合循环发电分别代表着当今核能界和常规发电界的最先进技术,两者的结合为提高核电的安全性和经济性提供了一条新的思路,是一个极具竞争优势的选择方案。本文通过分析高温气冷堆和联合循环的现状及发展趋势,着重从今后10～20年技术潜力的角度研究高温气冷堆联合循环技术,并给出各种堆芯出口温度条件下的循环方案。例如,堆芯出口温度为1050℃,循环效率可达51.4%。 展开更多
关键词 高温气冷堆 气体透平循环 联合循环 燃汽 发电技术
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高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层的研究进展 被引量：5
16
作者 刘超 刘兵 +1 位作者 邵友林 唐春和 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2007年第A03期674-678,共5页
高温气冷堆包覆燃料颗粒关键涂层为SiC涂层,随着高温气冷堆提升功率和向超高温气冷堆发展的趋势,SiC涂层已不能满足包覆燃料颗粒性能要求。ZrC材料具有优良的组织和性能,作为一种最具潜力的包覆颗粒涂层材料,其研究和应用逐渐得到重视... 高温气冷堆包覆燃料颗粒关键涂层为SiC涂层,随着高温气冷堆提升功率和向超高温气冷堆发展的趋势,SiC涂层已不能满足包覆燃料颗粒性能要求。ZrC材料具有优良的组织和性能,作为一种最具潜力的包覆颗粒涂层材料,其研究和应用逐渐得到重视和发展。本文介绍了高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层的研究背景、晶体性质、制备方法、组织结构和性能特征。指出了ZrC涂层研究中的现存问题,并预言了进一步的发展趋势。 展开更多
关键词 高温气冷堆 包覆燃料颗粒 ZrC涂层
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HTR－10小盘管螺旋管圈高压汽水两相流动摩擦阻力特性的研究 被引量：4
17
作者 毕勤成 陈听宽 +1 位作者 罗毓珊 郑建学 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1996年第3期208-213,283,共7页
在压力ｐ＝４－１４ＭＰａ，质量流密度Ｇ＝４００－２０００ｋｇ／ｍ２·ｓ，内壁热流密度ｑ＝０－７５０ｋｗ／ｍ２的参数范围内，进行了螺旋管内高压汽水两相流动磨擦阻力的试验研究。螺旋管分水平放置和垂直放置；有电加热和绝... 在压力ｐ＝４－１４ＭＰａ，质量流密度Ｇ＝４００－２０００ｋｇ／ｍ２·ｓ，内壁热流密度ｑ＝０－７５０ｋｗ／ｍ２的参数范围内，进行了螺旋管内高压汽水两相流动磨擦阻力的试验研究。螺旋管分水平放置和垂直放置；有电加热和绝热两种；管内径是１２ｍｍ和１０ｍｍ，螺旋直径均为１１５ｍｍ。另外还有一受热水平直管用来进行比较。通过理论分析和试验数据回归得到了一个经验关系式，用来计算水平或垂直放置的螺旋管内的汽水两相磨擦阻力。 展开更多
关键词 螺旋管 汽水两相流动 摩擦阻力 质量流密度 高温气冷堆
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高温气冷堆包覆燃料颗粒──疏松热解炭层包覆工艺研究 被引量：7
18
作者 徐世江 朱钧国 +2 位作者 杨冰 张秉忠 黄锦涛 《炭素技术》 CAS CSCD 1994年第2期5-9,共5页
疏松热解炭层是高温气冷堆包覆燃料颗粒的主要组成部份，本文介绍了疏松热解炭层对高温气冷堆技术研究和发展的贡献，它在包覆燃料颗粒中的功能及对它的要求，密度低于５０％理论密度的疏松热解炭层的包覆工艺研究和结果。
关键词 气冷堆 包覆燃料颗粒 疏松热解炭
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用全胶凝工艺控制UO_2微球的质量 被引量：4
19
作者 徐志昌 唐亚平 +1 位作者 张富宏 秦长生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第2期140-147,共8页
全胶凝工艺已经发展成为制造１０ＭＷ高温气冷堆燃料芯核，ＵＯ２微球的优选工艺；本文通过批量试验和工艺参数的控制，实现产品质量和产率的控制。批量试验结果表明：藉助于分散频率和胶凝条件的控制，实现了微球尺寸和球形的控制：藉... 全胶凝工艺已经发展成为制造１０ＭＷ高温气冷堆燃料芯核，ＵＯ２微球的优选工艺；本文通过批量试验和工艺参数的控制，实现产品质量和产率的控制。批量试验结果表明：藉助于分散频率和胶凝条件的控制，实现了微球尺寸和球形的控制：藉助于烧结参数，其中包括氢气氛、温度和时间等的控制，能够实现微球密度和Ｏ／Ｕ比的控制。在批量试验中微球产品的产率达到９０％。 展开更多
关键词 高温气冷反应堆 核燃料芯核 全胶凝工艺 质量控制 产品产率
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二维双区球流运动唯象方法的数值模拟 被引量：3
20
作者 王文俊 姜胜耀 +2 位作者 杨星团 汤振伟 刘志勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第10期1713-1717,共5页
为研究燃料球和慢化球呈双区分布的球床式高温气冷堆球流运动的规律,以二维双区球流运动实验台架为参照,采用离散单元法(DEM)进行数值模拟。从唯象的角度对模拟结果进行分析,研究了双区分布的形成过程、中心区、交混区与滞留区以及速度... 为研究燃料球和慢化球呈双区分布的球床式高温气冷堆球流运动的规律,以二维双区球流运动实验台架为参照,采用离散单元法(DEM)进行数值模拟。从唯象的角度对模拟结果进行分析,研究了双区分布的形成过程、中心区、交混区与滞留区以及速度分布等问题。模拟结果表明:在当前模拟条件下,可形成稳定的中心区,中心区与环形区之间存在交混区,且存在滞留区。本体内越靠近底部卸料口,竖直方向速度分布越不均匀,水平方向的扩散越来越大。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 双区 球流运动 离散单元法 唯象方法
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