核工程中的炭素材料
来源期刊:新型炭材料1999年第4期
论文作者:徐世江
关键词:石墨; 热解碳; 高温气冷堆; 包覆燃料颗料; 慢化剂; 辐射效应; Graphite; Pyrolytical carbon; High temperature gas-cooled Reactor; Coated fuel particle; Moderator; Irradiation effect;
摘 要:石墨是最古老的一种堆芯材料,是核时代的助产士.CM是高温气冷堆(HTR)堆芯的基础材料,它与陶瓷核燃料及氦冷却剂一起赋予HTR以冷却剂出口温度高、固有安全性好的优越发特性.CM在HTR中的工作条件恶劣,特别是高温和强辐照.文中介绍了炭素材料(CM)在核工程中的应用,给出了对核工程用CM的要求,同时评述了国际上CM的研究和发展工作及取得的成就,指出了进一步发展的方向.
徐世江1
(1.清华大学核能技术设计研究院,北京,102201)
摘要:石墨是最古老的一种堆芯材料,是核时代的助产士.CM是高温气冷堆(HTR)堆芯的基础材料,它与陶瓷核燃料及氦冷却剂一起赋予HTR以冷却剂出口温度高、固有安全性好的优越发特性.CM在HTR中的工作条件恶劣,特别是高温和强辐照.文中介绍了炭素材料(CM)在核工程中的应用,给出了对核工程用CM的要求,同时评述了国际上CM的研究和发展工作及取得的成就,指出了进一步发展的方向.
关键词:石墨; 热解碳; 高温气冷堆; 包覆燃料颗料; 慢化剂; 辐射效应; Graphite; Pyrolytical carbon; High temperature gas-cooled Reactor; Coated fuel particle; Moderator; Irradiation effect;
【全文内容正在添加中】