空间堆技术发展分析与展望

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作者 赵守智 解家春 +4 位作者 吕征 高峰 安伟健 侯丞 霍红磊 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2084-2111,共28页

空间堆技术作为一种重要的空间能源技术,具有独特的优势,在空间领域具有广阔的应用前景。本文概述了空间核能的分类体系,介绍了各种空间电源及空间推进技术的特点及基本性能,分析了空间堆电源相较于其他电源的性能优势。简述了美俄在空... 空间堆技术作为一种重要的空间能源技术,具有独特的优势,在空间领域具有广阔的应用前景。本文概述了空间核能的分类体系,介绍了各种空间电源及空间推进技术的特点及基本性能,分析了空间堆电源相较于其他电源的性能优势。简述了美俄在空间堆电源及核热推进领域的发展历程。概括了各种空间堆电源及核热推进技术方案的特点及适用范围,结合具体案例,分析介绍了其技术方案及主要技术参数。对空间堆技术涉及的关键技术进行了详细分析,包括高温紧凑反应堆设计、高效率热电转换、辐射防护优化等。分析总结了空间堆技术的发展趋势,并对其在地球轨道空间、月面科研站、火星探测、木星系统探测、深远空探测及危险天体防御等领域的应用需求及前景进行了展望。空间堆技术在满足未来空间任务方面具有不可替代的作用,其持续发展将对人类开发太空资源、探索浩瀚宇宙产生深远影响。 展开更多

关键词 空间电源 空间核能 空间核动力 空间堆 空间堆电源 核热推进 核电推进

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粉末挤出打印制备异型UO_(2)-W燃料的脱脂-烧结工艺优化与致密化研究

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作者 邵宗义 赵雨梦 +4 位作者 荀雨轩 张争荣 曹军文 刘伟 刘文涛 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S2期320-330,共11页

钨基二氧化铀(UO_(2)-W)金属陶瓷燃料因其高熔点、优异导热性及辐照稳定性,在空间核热推进系统中具有重要应用潜力。钨金属熔点高、硬度大,传统粉末冶金工艺难以实现异型钨基金属陶瓷燃料结构的精密成型,而粉末挤出打印(PEP)技术可通过... 钨基二氧化铀(UO_(2)-W)金属陶瓷燃料因其高熔点、优异导热性及辐照稳定性,在空间核热推进系统中具有重要应用潜力。钨金属熔点高、硬度大,传统粉末冶金工艺难以实现异型钨基金属陶瓷燃料结构的精密成型,而粉末挤出打印(PEP)技术可通过逐层堆积实现钨基燃料的高精度成型。针对核热推进系统对异型UO_(2)-W金属陶瓷燃料的研发需求,通过优化蜡基黏结剂配方,制备出UO_(2)体积分数≥55%的均匀喂料;采用PEP技术实现蜂窝状UO_(2)-W燃料芯块的成型;结合正庚烷脱脂与氢气烧结,成功制备出UO_(2)-W燃料芯块样品。性能检测结果表明,芯块样品中UO_(2)与W分布均匀,密度达理论密度的96%以上,硬度达520 HV。本研究验证了PEP技术在异型金属陶瓷燃料制备中的可行性,为复杂形状燃料的设计制造提供了工艺基础。 展开更多

关键词 UO_(2)-W金属陶瓷燃料 粉末挤出打印 核热推进 脱脂工艺 致密化烧结

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基于回热布雷顿循环的双模式核热推进系统工质分析及优化

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作者 周子杨 张昊春 +2 位作者 游尔胜 苗馨予 李可一 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1520-1532,共13页

面对深空探测任务对大功率空间核动力系统的需求,设计了基于布雷顿循环的双模式核热推进系统。分别从推进部分和发电部分对系统进行数理建模,分析对比了空间布雷顿循环中各种常见工质的比热容比、密度、黏度及导热系数,以探究其热力学... 面对深空探测任务对大功率空间核动力系统的需求,设计了基于布雷顿循环的双模式核热推进系统。分别从推进部分和发电部分对系统进行数理建模,分析对比了空间布雷顿循环中各种常见工质的比热容比、密度、黏度及导热系数,以探究其热力学特性及输运特性。提出了氦氩(He-Ar)混合工质并研究其性能以及氦的质量分数对He-Ar混合工质的比热容比及黏度这两项主要性质的影响,最后对系统进行了多目标优化。得出了影响双模式核热推进系统的主要参数,以及各工质在不同温度及压强下的性质变化及优劣。结果表明:He-Ar混合工质在热力学性质上比其他混合工质更适用于深空探测任务,而在输运性质上稍显不足,整体上可考虑以He-Ar混合工质作为备选循环工质。 展开更多

关键词 布雷顿循环 核热推进 He-Ar混合工质 双模式空间核动力

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核热火箭堆芯组件电加热测试技术研究进展

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作者 李晓亮 邵明雪 +3 位作者 蔡开元 李小多 吴逊亮 丰松江 《中国空间科学技术(中英文)》 北大核心 2025年第3期56-66,共11页

核热推进作为空间核动力的关键方向,近年来被不断发展。堆芯组件作为核热火箭的重要组成部分,对其在较高温度下的耐热性、氢兼容性以及材料结构的稳定性进行检测,对核热火箭发动机的研制非常重要。对比国外开展的一些先进的电加热测试技... 核热推进作为空间核动力的关键方向,近年来被不断发展。堆芯组件作为核热火箭的重要组成部分,对其在较高温度下的耐热性、氢兼容性以及材料结构的稳定性进行检测,对核热火箭发动机的研制非常重要。对比国外开展的一些先进的电加热测试技术,分别介绍了地面感应加热、电弧加热、射频加热以及直流电直接加热四种方式设计的用于开发和测试堆芯组件的地面模拟设施。分析了不同设备开展地面模拟实验的一些具体的工作参数,对各装置的优缺点进行对比分析。指出开展地面模拟实验可以在较低成本下了解样本材料和组件的热稳定性、结构强度、抗热氢腐蚀能力和抗辐照能力方面的优缺点,进而筛选最佳材料。地面模拟实验设施的不断发展和改进将使核热火箭堆芯组件的开发更加准确可靠,这对推动中国核热火箭的研制,进而实现空间核动力推进有重要意义。 展开更多

关键词 核热推进 地面模拟 电加热 堆芯组件 热性能

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核热推进系统分析程序模型与计算方法初步研究 被引量：1

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作者 毛晨瑞 吉宇 +2 位作者 孙俊 郎明刚 石磊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期680-688,共9页

核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态... 核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态设计点性能分析与优化、稳态非设计点性能分析以及瞬态性能分析3个主要环节。在清华大学核能与新能源技术研究院自主开发的核动力发动机系统分析程序PANES基础上,提出了基于“流网-热网”的系统分析程序框架,并建立了反应堆中子动力学与涡轮泵动态特性等数学模型,提出了对应的计算分析方法,拓展了原程序的功能。该工作为NTP系统设计方法的进一步研究和应用提供了重要基础。 展开更多

关键词 核热推进 系统性能分析 程序开发 点堆模型 涡轮泵

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核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析

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作者 周之帆 章静 +6 位作者 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 王明军 苏光辉 秋穗正 田文喜 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期83-93,共11页

核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃... 核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。 展开更多

关键词 核热推进 燃料元件 热工应力 流固耦合 安全分析

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有效导热系数模型在核热推进反应堆的应用

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作者 游尔胜 李依依 +3 位作者 王甜蜜 幸奠川 吉宇 徐建军 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期94-102,共9页

核热推进反应堆一般选用氢气做工质,通过堆芯燃料颗粒加热到高温,以实现较高的发动机推力和比冲。基于美国核热推进火箭发动机的典型堆芯设计方案,在高温气冷堆球床有效导热系数模型的基础上,对更小直径的燃料颗粒与更高温度的氢气工质... 核热推进反应堆一般选用氢气做工质,通过堆芯燃料颗粒加热到高温,以实现较高的发动机推力和比冲。基于美国核热推进火箭发动机的典型堆芯设计方案,在高温气冷堆球床有效导热系数模型的基础上,对更小直径的燃料颗粒与更高温度的氢气工质组成的颗粒床混合介质进行了初步计算,获得了燃料种类、颗粒直径、孔隙率等关键参数对堆芯导热能力的影响规律。同时,考虑到燃料颗粒采用多种材料复合而成的包覆型结构,采用均匀化方法对不同材料的基础热物性进行了等效计算,从而为有效导热系数模型提供固体域平均导热参数。从计算结果来看,颗粒直径和孔隙率对有效导热系数的影响更大,特别是高温条件下辐射换热作用占主导,使得材料自身导热系数的贡献很小。 展开更多

关键词 有效导热系数 模型应用 颗粒床反应堆 核热推进

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颗粒床反应堆燃料组件瞬态特性研究

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作者 毛晨瑞 吉宇 +2 位作者 孙俊 郎明刚 石磊 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期76-82,共7页

核热推进系统不仅要像传统动力堆产生预期功率,还需具备快速启动与推力调节的能力,以满足其变轨与机动的需求。因此,瞬态分析对于核热推进系统的方案设计、运行策略和集成试验等有重要作用。以颗粒床反应堆燃料组件为研究对象,建立了一... 核热推进系统不仅要像传统动力堆产生预期功率,还需具备快速启动与推力调节的能力,以满足其变轨与机动的需求。因此,瞬态分析对于核热推进系统的方案设计、运行策略和集成试验等有重要作用。以颗粒床反应堆燃料组件为研究对象,建立了一维瞬态热工水力模型,并分析了功率提升过程以及反应性引入后的响应特性。研究发现由于颗粒床反应堆热量载出能力强,且燃料颗粒自身热容小,因此在启动等瞬态过程中换热滞后现象较弱,从而避免了堆芯内由于蓄热效应显著可能造成的超温或热应力过大等现象,有利于实现快速启动。额定工况下引入阶跃反应性,冷却剂载热滞后于堆芯释热约0.1 s,同样有利于系统功率和推力的快速调节。此外,颗粒床反应堆堆芯阻力会随着功率升高而增大,因此在启动和推力调节等过程中需要进一步研究反应性引入与推进剂供应量的匹配技术,以实现核热推进系统的运行与控制。 展开更多

关键词 颗粒床反应堆 核热推进系统 燃料组件 瞬态模型 快速启动

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核热推进堆芯方案的发展 被引量：15

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作者 解家春 赵守智 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期889-895,共7页

核热推进利用核裂变能加热工质,比冲可达化学火箭的2倍多,在空间活动中有广阔的应用前景。在美国和俄罗斯的研究过程中,对多个核热推进堆芯方案进行了较深入的研究。本工作介绍了这些堆芯方案的情况,详细说明了其设计特点,并总结了堆芯... 核热推进利用核裂变能加热工质,比冲可达化学火箭的2倍多,在空间活动中有广阔的应用前景。在美国和俄罗斯的研究过程中,对多个核热推进堆芯方案进行了较深入的研究。本工作介绍了这些堆芯方案的情况,详细说明了其设计特点,并总结了堆芯方案的发展趋势。 展开更多

关键词 核热推进 火箭飞行器核发动机 金属陶瓷燃料堆 粒子床反应堆 超小型反应堆发动机 蜂巢栅格堆 独联体堆

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核热火箭反应堆燃料对比分析 被引量：7

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作者 王三丙 马元 +1 位作者 郭斯茂 谢奇林 《载人航天》 CSCD 北大核心 2018年第6期784-795,共12页

针对核热推进反应堆核燃料的制备与考核问题,回顾了美国与苏联/俄罗斯在核热推进方面的研究,通过各种耐高温核燃料的热物性比较,给出了潜在可行的核燃料类型,并对未来最有潜力的钨基金属陶瓷燃料(CERMET燃料)与(U、Zr)C固溶体燃料进行... 针对核热推进反应堆核燃料的制备与考核问题,回顾了美国与苏联/俄罗斯在核热推进方面的研究,通过各种耐高温核燃料的热物性比较,给出了潜在可行的核燃料类型,并对未来最有潜力的钨基金属陶瓷燃料(CERMET燃料)与(U、Zr)C固溶体燃料进行了热物性参数、氢腐蚀考核等性能参数的研究对比分析。可为未来核热推进反应堆设计提供参考。 展开更多

关键词 核热推进 核燃料 热物性 热膨胀系数 氢腐蚀

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核热推进包覆燃料颗粒耐高温性能研究 被引量：3

11

作者 张良 曾强 +1 位作者 潘小强 李圆圆 《载人航天》 CSCD 北大核心 2019年第2期202-207,共6页

为确定TRISO包覆燃料颗粒作为核热推进系统燃料的适用性,采用ZrO_2模拟TRISO核燃料中UO_2核芯,对包覆颗粒的耐高温性能进行了研究。在氩气环境中分别进行1800 K～2300 K耐高温性能研究,统计了颗粒在不同温度下的破损情况及压碎强度,并... 为确定TRISO包覆燃料颗粒作为核热推进系统燃料的适用性,采用ZrO_2模拟TRISO核燃料中UO_2核芯,对包覆颗粒的耐高温性能进行了研究。在氩气环境中分别进行1800 K～2300 K耐高温性能研究,统计了颗粒在不同温度下的破损情况及压碎强度,并利用体视显微镜、SEM等手段观察颗粒形貌。研究发现,2000 K时包覆颗粒出现破损,2200 K时颗粒破损率已高达70%;当温度不超过2000 K时,包覆颗粒压碎强度变化不明显,而2000 K以上时,SiC层断裂形式由以"穿晶断裂"为主逐渐转变为以"沿晶断裂"为主,颗粒压碎强度随温度的升高显著降低。 展开更多

关键词 核热推进 TRISO包覆燃料颗粒 耐高温性能 压碎强度 破损率

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载人小行星探测任务总体方案研究 被引量：3

12

作者 张泽旭 郑博 +1 位作者 周浩 崔祜涛 《深空探测学报》 2015年第3期229-235,共7页

设计了在近地轨道组装具有分组单元结构的载人深空飞船,包括核热推进单元、燃料储箱与供给单元、主动防辐射单元、人工重力单元、深空居住舱与多任务乘员舱等,给出了各个单元的尺寸与质量参数,并对主要单元的具体组成、功能和技术特点... 设计了在近地轨道组装具有分组单元结构的载人深空飞船,包括核热推进单元、燃料储箱与供给单元、主动防辐射单元、人工重力单元、深空居住舱与多任务乘员舱等,给出了各个单元的尺寸与质量参数,并对主要单元的具体组成、功能和技术特点进行了分析。在此基础上,本文以编号4660的Nereus小行星为探测目标,设计了两脉冲转移初始轨道,并进行了轨道优化,得到了发射窗口和最优转移轨道。仿真结果表明,给出的最优两脉冲转移轨道单次施加脉冲在5km/s以内,单程转移时间在160d以内,能够满足未来能量较小的载人小行星探测任务。 展开更多

关键词 载人深空探测 核热推进 载人深空飞船 近地小行星 轨道设计与优化

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核热推进技术发展综述 被引量：22

13

作者 解家春 霍红磊 +1 位作者 苏著亭 赵泽昊 《深空探测学报》 2017年第5期417-429,共13页

核热推进具有比冲高、推力大,及工作时间长等特点,在载人深空探测、大型星际货物运输等方面有广阔的应用前景。介绍了美国和俄罗斯/前苏联的核热推进技术研发历程和技术发展状态,归纳总结了发展过程中呈现出的推力水平中等化、堆芯构成... 核热推进具有比冲高、推力大,及工作时间长等特点,在载人深空探测、大型星际货物运输等方面有广阔的应用前景。介绍了美国和俄罗斯/前苏联的核热推进技术研发历程和技术发展状态,归纳总结了发展过程中呈现出的推力水平中等化、堆芯构成模块化、燃料元件高性能化、试验手段非核化和多功能模式化的发展趋势,并初步分析了核热推进研发过程中所涉及的反应堆设计技术、核安全防护设计技术、燃料芯块制备技术、燃料元件成型技术、排气处理技术,及发动机启动技术等关键技术。最后对我国核热推进技术发展提出了核与航天部门合作研发、借鉴美俄经验教训、及早并持续开展研究的发展建议。 展开更多

关键词 核热推进 核热火箭发动机 载人深空探测 核反应堆

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美俄核热推进技术发展现状与启示 被引量：5

14

作者 杨玉新 任全彬 +3 位作者 段艳娟 田维平 唐敏 张光喜 《固体火箭技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期399-409,共11页

核热推进系统具有推力大、比冲高、能量转换效率高、长时间工作、推力可调、多次启动等优点,近年来再一次成为国际研究的热点。全文全面介绍了核热推进系统的类型与工作原理,总结了美、俄两国核热推进技术的发展现状及典型反应堆与燃料... 核热推进系统具有推力大、比冲高、能量转换效率高、长时间工作、推力可调、多次启动等优点,近年来再一次成为国际研究的热点。全文全面介绍了核热推进系统的类型与工作原理,总结了美、俄两国核热推进技术的发展现状及典型反应堆与燃料元件的设计方案和性能特点,梳理了存在的主要关键技术问题,并结合我国实际提出了发展建议。 展开更多

关键词 核热推进 核热冲压发动机 核热涡喷发动机 反应堆 燃料元件

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核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析 被引量：2

15

作者 韩梓超 章静 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第7期1276-1284,共9页

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开... 为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。 展开更多

关键词 核热推进 系统分析程序 氢气 热工水力计算

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新型空间双模式核热推进系统热力学性能研究 被引量：6

16

作者 李强 李家文 +1 位作者 王戈 屈兀波 《火箭推进》 CAS 2018年第6期21-28,共8页

基于再膨胀布雷顿回热循环,提出了一种新型空间双模式核热推进系统方案。针对使用氦作为工质的情况,对该推进系统发电模式下的性能进行了分析计算,获得了循环增温比和增压比以及再膨胀分配系数对发电模式循环性能的影响规律。结果表明:... 基于再膨胀布雷顿回热循环,提出了一种新型空间双模式核热推进系统方案。针对使用氦作为工质的情况,对该推进系统发电模式下的性能进行了分析计算,获得了循环增温比和增压比以及再膨胀分配系数对发电模式循环性能的影响规律。结果表明:在同样设计参数下,此循环效率高于基本布雷顿回热循环,散热器面积小于基本布雷顿回热循环。循环增温比的增加会提高此循环效率,增压比的增加则会降低循环效率。对再膨胀分配系数的分析计算表明,在循环增压比分别为3和6的条件下,循环效率在膨胀分级比为0. 83和1. 05左右达到最大值。随着循环增压比的增大,循环输出功率最大值对应的分配系数也逐渐从左极值向右移动。此循环作为空间核热推进系统发电模式的循环方案,可以有效减小航天器的体积和重量。 展开更多

关键词 核热推进系统 双模式 热力学性能 空间推进

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高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究 被引量：4

17

作者 房玉良 秦浩 +3 位作者 王成龙 苏光辉 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1762-1770,共9页

为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为,基于数值计算方法,开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现,采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热... 为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为,基于数值计算方法,开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现,采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热特性数值模拟是合理可行的,计算值与实验值符合较好,计算模型选择正确。在分析基础工况流场与温度场的基础上,还研究了热工参数对氢气管内流动换热特性的影响,结果表明,随质量流量的增大换热效果增强,随热流密度的增大换热效果变差。研究方法与结果可为高温、高热流密度环境下气体工质流动换热特性研究、核热推进反应堆的热工设计与仿真模拟提供参考。 展开更多

关键词 核热推进 氢气 内部流动换热 数值模拟 高温、高流速

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空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析 被引量：2

18

作者 张冉 王成龙 +2 位作者 秋穗正 田文喜 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1245-1254,共10页

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优... 球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。 展开更多

关键词 核电推进 球床反应堆 孔板孔隙率 热工水力分析

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采用钨基金属陶瓷燃料的核热推进反应堆掉落临界安全特性研究 被引量：3

19

作者 霍红磊 赵守智 +2 位作者 解家春 安伟健 胡古 《载人航天》 CSCD 2017年第3期353-357,383,共6页

采用蒙特卡罗(MCNP)程序建立模型,对采用钨基金属陶瓷(CERMET)燃料的核热推进反应堆掉落临界安全特性进行了研究。从有效增殖系数的基本定义出发,定义了三个特性参数:不泄漏几率、中子"逃脱"安全棒吸收几率和中子"逃脱&q... 采用蒙特卡罗(MCNP)程序建立模型,对采用钨基金属陶瓷(CERMET)燃料的核热推进反应堆掉落临界安全特性进行了研究。从有效增殖系数的基本定义出发,定义了三个特性参数:不泄漏几率、中子"逃脱"安全棒吸收几率和中子"逃脱"Re、W、Gd、U等的非裂变吸收几率,定量分析了堆芯进水、反射层和掉落环境对核热推进反应堆掉落临界安全的影响,为我国核热推进反应堆的设计提供了参考。 展开更多

关键词 核热推进 钨基金属陶瓷燃料 掉落临界安全 中子平衡 谱移吸收体

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核热推进反应堆外环境辐射场研究 被引量：1

20

作者 温永江 王成龙 +3 位作者 张大林 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期2662-2669,共8页

核热推进反应堆因其独特的优点渐渐受到人们重视,但其不具有完善的辐射屏蔽措施,会在运行后对外界环境造成大量的辐射,有必要对其辐射特性进行研究。本文针对美国“冥王星”TORYⅡ-C反应堆运行后产生的放射性裂变产物造成的辐射进行研究... 核热推进反应堆因其独特的优点渐渐受到人们重视,但其不具有完善的辐射屏蔽措施,会在运行后对外界环境造成大量的辐射,有必要对其辐射特性进行研究。本文针对美国“冥王星”TORYⅡ-C反应堆运行后产生的放射性裂变产物造成的辐射进行研究,采用点核积分算法计算得到该种反应堆满功率运行10 h后的剂量当量率分布。计算结果表明,TORYⅡ-C屏蔽层外表面剂量当量率最大可达到67.185 Sv/h,其中尾部的剂量率最高,侧面剂量率最低。TORYⅡ-C运行后会产生大量辐射物质,必须加装辐射屏蔽设施。 展开更多

关键词 核热推进反应堆 裂变产物 放射性源项 辐射

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