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题名新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述
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作者
段振刚
高士鑫
赵艳丽
李垣明
辛勇
李权
粟敏
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机构
重庆大学能源与动力工程学院核工程与核技术系
重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2024年第3期513-520,共8页
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基金
四川省科技计划(2021YJ0512)资助。
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文摘
由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。
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关键词
新型核反应堆
慢化材料
金属氢化物
氢化钇
氢化锆
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Keywords
Innovative nuclear reactors
Moderator materials
Metal hydrides
Yttrium hydride
Zirconium hydride
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分类号
TL99
[核科学技术—核技术及应用]
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