中国科学院机构知识库网格
Chinese Academy of Sciences Institutional Repositories Grid
锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响

文献类型:期刊论文

作者洪兵1; 徐刚1; 李桃生1; 张光雨1; 柏莹1; 邹小亮1; 王明煌1; 高胜1
刊名核科学与工程
出版日期2018
卷号038
关键词锂热管反应堆 热管结构材料 中子经济性 临界安全
ISSN号0258-0918
其他题名The Effect of Structure Materials of Lithium Heat Pipe on Neutronics of the Heat-Pipe Cooled Reactor
英文摘要锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性。本文以美国新墨西哥大学HPSTMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb1Zr,PWC11,Mo14Re,W4Re,T111以及ASTAR811C几种候选锂热管结构材料的中子经济性与掉落临界安全特性进行分析研究。结果表明,上述几种候选结构材料的中子经济性依次为:PWC11≈Nb1Zr>Mo14Re>W4Re>ASTAR811C>T111;其中使用PWC11、Nb1Zr、Mo14Re以及W4Re结构材料时其管壁厚度变化对反应堆的有效增殖因子无显著影响;发生掉落事故情况下,临界安全分析结果表明结构材料的谱移吸收价值为:T111>ASTAR811C>W4Re>Mo14Re>PWC11>Nb1Zr。综合考虑锂热管反应堆的中子经济性与安全性,推荐使用Mo14Re合金作为热管结构材料。
语种中文
CSCD记录号CSCD:6359065
源URL[http://ir.hfcas.ac.cn:8080/handle/334002/54710]  
专题中国科学院合肥物质科学研究院
作者单位1.中国科学院核能安全技术研究所
2.中国科学院核能安全技术研究所
3.中国科学院核能安全技术研究所
4.中国科学院核能安全技术研究所
5.中国科学院核能安全技术研究所
6.中国科学院核能安全技术研究所
7.中国科学院核能安全技术研究所
8.中国科学院核能安全技术研究所
推荐引用方式
GB/T 7714
洪兵,徐刚,李桃生,等. 锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响[J]. 核科学与工程,2018,038.
APA 洪兵.,徐刚.,李桃生.,张光雨.,柏莹.,...&高胜.(2018).锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响.核科学与工程,038.
MLA 洪兵,et al."锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响".核科学与工程 038(2018).

入库方式: OAI收割

来源:合肥物质科学研究院

浏览0
下载0
收藏0
其他版本

除非特别说明,本系统中所有内容都受版权保护,并保留所有权利。