搜索结果: 1-15 共查到“核材料与工艺技术 高温气冷堆”相关记录19条 . 查询时间(0.275 秒)
高温气冷堆用含硼碳对水蒸气的吸附特性研究
高温气冷堆 含硼碳 吸附等温线 BET
2020/4/20
高温气冷堆中使用了大量的碳材料，其中含硼碳（BC）因其优秀的物理特性而被大量用于堆芯的结构材料。BC是一种典型的多孔材料，暴露于空气中会吸附水分等杂质，其对水蒸气的吸附和脱附特性将直接影响初装堆芯的除湿过程。通过动态吸附和脱附实验详细测定了BC的水蒸气吸附等温线，使用低相对湿度的吸附数据拟合BET方程，并得到高相对湿度下的BET预测值。研究结果表明，水蒸气在BC表面属于多层物理吸附，脱附曲线较吸附...
中核北方高温气冷堆燃料元件生产线改造顺利实施
高温气冷堆 燃料 元件生产线
2020/4/8
2020年4月5日从中国核工业集团北方核燃料元件有限公司（简称“中核北方”）获悉，该公司“高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线工艺优化和自动化改造”项目顺利实施，为国家科技重大专项“高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线建设”的项目建设提供了重要技术支撑。
2017年10月16日，中国核学会在山东威海发布“2015—2017年度中国十大核科技进展”。其中，由清华大学核研院研发的“全球首条高温气冷堆燃料元件生产线投料生产”排在第二位。高温气冷堆核燃料元件生产线是国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程的配套建设项目，是全球首条工业规模的高温气冷堆核燃料元件生产线，技术由清华大学核研院研发，清华大学具有完全自主知识产权。该生产线于2013年3月16日在中...
全球首条工业规模高温气冷堆核燃料元件生产线建成（图）
工业规模 高温气冷堆核燃料元件 生产线
2017/7/21
2017年7月17日，采用核研院技术、在内蒙古包头市建设的国家科技重大专项配套项目、高温气冷堆核燃料元件生产线第20万个球形燃料元件成功下线，标志着全球首条工业规模高温气冷堆核燃料元件生产线建成达产。
杂质硼在高温气冷堆中的燃耗特性
球床式高温气冷堆 硼燃耗 微扰理论
2011/3/2
在球床式高温气冷堆的堆芯和石墨反射层中，不可避免地含有少量杂质硼。硼杂质的存在及其燃耗会对反应堆的反应性产生影响。对于多次通过的球床堆芯，根据燃料元件的运行历史计算所有元件的硼燃耗，对于中子注量率差别较大的反射层，分区计算了硼燃耗。再采用微扰理论，计算燃耗过程中硼反应性价值的变化。计算结果表明，硼杂质燃耗很快，因此，硼杂质对反应性的影响降低很快。
高温气冷堆大晶粒二氧化铀核芯研究
UO2 烧结 高温气冷堆 燃料元件
2010/5/25
大晶粒的UO2核芯可更有效地阻止反应堆运行时裂变气体的释放，实现反应堆燃耗的加深和延长反应堆燃料元件的运行寿命。采用溶胶凝胶工艺制备高温气冷堆燃料元件的UO2核芯，在胶液中加入含有Al的化合物Al(NO3)3•9H2O，以增大核芯晶粒尺寸。研究了添加剂对核芯晶粒尺寸的影响及烧结过程中分解的O离子与核芯U离子的扩散系数之间的关系。通过添加含有Al的化合物，UO2核芯的平均晶粒尺寸由18 ...
高温气冷堆氦气环境中电气设备绝缘设计研究
高温气冷堆 氦气 巴申定律 绝缘
2010/5/6
应用巴申定律研究了氦气的电气击穿特性，并与空气的绝缘特性进行比较。以高温气冷堆氦气透平发电系统电机腔室的设计参数为例，结合氦气的巴申曲线，对氦气条件下气体压力和极间距离的关系进行深入探讨，并提出氦气环境中电气设备绝缘设计需关注的问题。研究结果表明，氦气最小击穿电压为150~200 V，绝缘特性较差，电气设备绝缘结构设计应考虑氦气环境压力的影响，现有针对压水堆电站电气设备绝缘结构的验收准则和试验方法...
ZrCl4蒸汽沉积法制备高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层
燃料 ZrCl4蒸汽沉积法
2009/12/3
采用ZrCl4蒸汽、H2和C3H6作为化学反应体系，以Ar为载气，在流化床沉积炉中制备高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层。对所制备涂层进行了分析表征，结果显示：ZrC涂层剖面均匀光滑，无明显孔洞；与内致密热解炭层的界面清晰，厚度约为35μm；涂层主要成分为Zr和C，Zr/C摩尔比接近化学计量比1∶1，其主要相组成为面心立方的ZrC；晶粒生长无明显的择优取向。
10MW高温气冷堆一回路放射性裂变产物活度测量实验及分析
燃料元件 燃料颗粒 破损率 一回路活度
2008/12/23
对10MW高温气冷堆（HTR-10）一回路氦气中放射性裂变产物的组成及活度水平的准确测量，可用以分析研究HTR-10燃料元件释放裂变产物的特征，并可用以推知堆芯所有燃料元件中铀污染水平和燃料颗粒的整体破损率水平，从而可得到HTR-10辐射安全性的直接验证。本工作通过对取样罐氦气中惰性气体核素活度的分析，推测HTR-10一回路活度，并与程序计算值进行了比较。实验测到了85mKr、87Kr、88Kr、...
10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验
高温气冷堆
2008/12/16
TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成。在冷态性能检验合格的基础上,进行了10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验。在辐照温度1000℃、累积快中子注量1.28×1025m-2和燃耗(以金属铀计)达到95GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射性裂变产物85Krm的释放率为1.02×10-6,辐照后检验未发现包覆燃料颗粒破...
10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存
高温气冷堆 燃料元件
2008/12/16
10MW高温气冷堆（HTR-10）在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.0×1016Bq，必须妥善处置。HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的乏燃料罐内，每罐可容纳2000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内，在库内采取通风冷却。若干年后，通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方，再用大厅吊车从竖井吊至地面，最后用卡车运至最终贮存库。
10MW高温气冷堆球形燃料元件制造
高温气冷堆
2008/12/16
10MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。制造了44批,约20540个燃料元件。燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10~(-5),正品率为99％。
10MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验
高温气冷堆
2008/12/16
10MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中。至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77000MW·d/t,累积快中子注量达8.59×10~(20)cm~(-2)。本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果。
10MW高温气冷堆燃料元件辐照后检验
高温气冷堆
2008/12/16
为了评价10MW高温气冷堆(HTR10)用燃料元件的性能,从第1和第2生产批次中分别随机抽取两个球形燃料元件进行辐照考验。辐照考验在俄罗斯的IVV2M堆内进行,采用动态辐照试验的方法,可分别控制每个辐照盒中燃料元件的温度和测量气态裂变产物的释放。辐照后检验包括外观检查、尺寸测量、固体裂变产物在基体石墨内的分布测量、包覆燃料颗粒破损率测量和金相观察。辐照后检验结果表明:辐照没有引起燃料元件中包覆燃...
10MW高温气冷堆首次装料的包覆燃料颗粒研制
高温气冷堆
2008/12/16
10MW高温气冷堆采用全陶瓷TRISO型包覆颗粒燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成。本工作研究用于生产包覆燃料颗料的具有多气体入口的新型喷动流化床和4层连续包覆工艺。采用化学气相沉积方法在150mm直径流化床沉积炉中生产出10MW高温气冷堆的包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察研究了包覆燃料颗粒的微观结构。包覆燃料颗粒的制造破损率为3...