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高温气冷堆堆芯约束结构评述及概念设计
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作者 王晓和 李修园 《价值工程》 2024年第18期163-165,共3页
由于核能的特殊性,核安全一直是所有人最为关心的问题。高温气冷堆作为四代堆的一种,以其固有安全性而备受青睐。2023年12月6日我国具有完全自主知识产权的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程顺利完成168小时持续运行考核,开始... 由于核能的特殊性,核安全一直是所有人最为关心的问题。高温气冷堆作为四代堆的一种,以其固有安全性而备受青睐。2023年12月6日我国具有完全自主知识产权的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程顺利完成168小时持续运行考核,开始商业运行,意味着以固有安全为主要特征的先进核能技术实现了质的飞跃。本文回顾了各类高温气冷堆结构设计中典型的堆芯约束结构设计方案,评述了各类堆芯约束结构的特点。在此基础上,提出了一种基于陶瓷纤维材料的堆芯约束结构设计方案。 展开更多
关键词 高温气冷堆 堆芯约束结构 概念设计
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高温气冷堆蒸汽发生器用高温合金的述评 被引量:2
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作者 傅宏镇 《核动力工程》 EI CAS 1988年第6期66-73,共8页
本文按蒸汽发生器对材质的要求,根据合金的化学成分、组织和性能,对国内外试验的高温合金进行了评述.认为反应堆出口温度为750℃时,可选 Incoloy 800H 合金。如果选 GH181合金,不仅可显著提高蒸汽发生器的使用寿命,而且当出口温度提高到... 本文按蒸汽发生器对材质的要求,根据合金的化学成分、组织和性能,对国内外试验的高温合金进行了评述.认为反应堆出口温度为750℃时,可选 Incoloy 800H 合金。如果选 GH181合金,不仅可显著提高蒸汽发生器的使用寿命,而且当出口温度提高到1000℃时,仍可继续使用。 展开更多
关键词 高温气冷堆 高温合金 蒸汽发生器
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核石墨材料的性能、类型、制备及其在核反应堆中的应用 被引量:12
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作者 传秀云 张晓琳 《炭素技术》 CAS CSCD 2009年第6期28-35,共8页
因为炭材料具有热膨胀系数低、抗热冲击性好、中子活化性能低等优异的性能,是核反应堆(特别是高温气冷堆)不可缺少的慢化、反射和结构材料。本文综合分析炭材料的核物化性能,重点剖析了核石墨的材料类型和制备方法。提出采用化学与物理... 因为炭材料具有热膨胀系数低、抗热冲击性好、中子活化性能低等优异的性能,是核反应堆(特别是高温气冷堆)不可缺少的慢化、反射和结构材料。本文综合分析炭材料的核物化性能,重点剖析了核石墨的材料类型和制备方法。提出采用化学与物理并用的方法,去除炭石墨原料、大尺寸石墨块体的杂质,有可能使炭材料达到核石墨纯度要求;采用编织和化学沉积等复合材料技术制备炭/炭复合材料,制造核反应堆热结构件;采用热等静压工艺技术和振动成型制备各向同性石墨材料和核石墨块,并在2800~3000℃进行高温石墨化处理。采用先进的电子显微学、同步辐射等技术,研究核石墨的结构和性能,特别是其在中子辐射条件下的性能特征和行为特性,在此基础上,制定和建立科学合理的核石墨生产工艺流程、工艺技术条件。 展开更多
关键词 炭材料 核石墨 性能 核反应堆 高温气冷堆
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球床式高温气冷堆初次临界物理计算的蒙特卡罗方法模型分析 被引量:13
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作者 常鸿 杨永伟 经荥清 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期419-424,共6页
对HTR-10初次临界的几何模型进行了对比和分析,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4.3程序描述了高温气冷堆的包覆燃料颗粒在燃料球内的随机分布以及燃料球和石墨球在堆芯的随机混合分布。应用TRIPOLI-4.3对HTR-10进行了初次临界... 对HTR-10初次临界的几何模型进行了对比和分析,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4.3程序描述了高温气冷堆的包覆燃料颗粒在燃料球内的随机分布以及燃料球和石墨球在堆芯的随机混合分布。应用TRIPOLI-4.3对HTR-10进行了初次临界物理计算,并且与已有的MCNP4B的计算结果进行了比较。结果表明:基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4.3程序,采用适当的几何描述方式可以用于球床式高温气冷堆的初次临界堆芯物理计算。 展开更多
关键词 HTR-10 球床式高温气冷堆 初次临界物理计算 TRIPOLI-4.3程序
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高温气冷堆包覆燃料颗粒的化学气相沉积 被引量:11
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作者 朱钧国 杨冰 +2 位作者 张秉忠 黄锦涛 徐世江 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期65-71,共7页
我国正在建造10MW高温气冷堆,包覆燃料颗粒的研制是高温气冷堆的关键技术之一。TRISO型包覆燃料颗粒是由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用化学气相沉积方法,选用乙炔、丙烯、甲... 我国正在建造10MW高温气冷堆,包覆燃料颗粒的研制是高温气冷堆的关键技术之一。TRISO型包覆燃料颗粒是由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用化学气相沉积方法,选用乙炔、丙烯、甲基三氯硅烷和氢气作为反应气体,在直径为55mm锥形流化床包覆炉中制备包覆燃料颗粒。本文系统地研究了工艺参数和性能之间的关系,摸索出疏松热解碳层、致密热解碳层和碳化硅层的最佳包覆工艺条件,总结出经验公式,用扫描电镜观察了包覆燃料颗粒的微观结构,制备出满足设计要求的TRISO型包覆燃料颗粒。 展开更多
关键词 高温 气冷堆 包覆燃料颗粒 化学气相沉积
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用于高温气冷堆的核石墨(英文) 被引量:9
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作者 周湘文 唐亚平 +2 位作者 卢振明 张杰 刘兵 《新型炭材料》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期193-204,共12页
自1942年首次在CP-1反应堆中使用以来,核石墨因其优异的综合性能,在核反应堆特别高温气冷堆中被广泛使用。作为第四代候选堆型之一,高温气冷堆主要包括球床堆和柱状堆两种堆型。在两种堆型中,石墨主要用作慢化剂、燃料元件基体材料及堆... 自1942年首次在CP-1反应堆中使用以来,核石墨因其优异的综合性能,在核反应堆特别高温气冷堆中被广泛使用。作为第四代候选堆型之一,高温气冷堆主要包括球床堆和柱状堆两种堆型。在两种堆型中,石墨主要用作慢化剂、燃料元件基体材料及堆内结构材料。在反应堆运行中,中子辐照使得石墨的相关性能下降甚至可能失效。原材料及成型方式对于石墨的结构、性能及其在辐照中的表现起到决定性的作用。辐照中石墨微观结构及尺寸的变化是其宏观热力学性能变化的内在原因,辐照温度及剂量对于石墨的结构及性能变化起决定性作用。本文介绍了高温气冷堆中核石墨的性能要求及核石墨的生产流程,阐述了不同温度及辐照条件下石墨热力学性能及微观结构的变化规律,并对当前国内外核石墨的研究现状及未来核石墨的长期发展如焦炭的稳定供应和石墨的回收进行讨论。本文可为有志于研发用于未来我国商业化的高温气冷堆中的核石墨的生产厂家提供参考。 展开更多
关键词 核石墨 高温气冷堆 辐照 微观结构 物理、力学及热学性能
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HTR-10初装堆芯及过渡过程物理计算分析 被引量:5
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作者 杨永伟 单文志 经荥清 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期1-5,共5页
选取石墨球与燃料球均匀混合作为10MW高温气冷堆(HTR-10)的初始装料方案,利用高温堆物理模拟程序VSOP及二维SN程序,分析计算了初始装料时HTR-10堆芯进水反应性效应、控制棒及第二停堆系统反应性当量,研究了... 选取石墨球与燃料球均匀混合作为10MW高温气冷堆(HTR-10)的初始装料方案,利用高温堆物理模拟程序VSOP及二维SN程序,分析计算了初始装料时HTR-10堆芯进水反应性效应、控制棒及第二停堆系统反应性当量,研究了初装堆向平衡态过渡过程中的临界性、单球最大功率、最大比燃耗等变化情况。结果表明:HTR-10初装堆的进水反应性效应比平衡态小;控制棒及第二停堆系统反应性当量比平衡态的大。但是,初装堆冷态下反应性控制系统当量裕量比平衡态小;过渡过程中有效增殖因数在很小范围内变化,燃料最大比燃耗不超过100GWd/t。 展开更多
关键词 高温 气冷堆 初装堆 过渡过程 初始装料方案
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传热管双端断裂事故工况下炭堆内构件材料性能退化行为研究
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作者 韩姚磊 詹英杰 +4 位作者 关矞心 李寅 遆文新 孙云雪 彭群家 《炭素技术》 CAS 北大核心 2024年第5期17-20,共4页
高温气冷堆炭堆内构件由含B4C的石墨材料制备而成。在蒸汽发生器传热管双端发生断裂事故工况时,将约有600 kg水汽泄漏到回路,导致炭堆内构件发生腐蚀,使其性能退化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。以炭堆内构件材料为研究对象,研究... 高温气冷堆炭堆内构件由含B4C的石墨材料制备而成。在蒸汽发生器传热管双端发生断裂事故工况时,将约有600 kg水汽泄漏到回路,导致炭堆内构件发生腐蚀,使其性能退化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。以炭堆内构件材料为研究对象,研究了模拟传热管双端断裂事故工况下炭堆内构件材料的腐蚀行为和力学性能行为变化规律。研究结果发现随时间增加,材料密度下降,腐蚀程度增大;材料抗拉强度、抗弯强度、抗压强度、断裂韧性均随时间增加而下降,分析认为炭堆内构件材料表面孔洞的腐蚀可能促进裂纹萌生,内部孔洞的腐蚀可能促进裂纹扩展。 展开更多
关键词 高温气冷堆 炭堆内构件 腐蚀 力学性能
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Safety Features of Modular High Temperature Gas-cooled Reactors (MHTGR) 被引量:1
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作者 吴宗鑫 《Tsinghua Science and Technology》 SCIE EI CAS 1996年第1期8-11,共4页
The following design features which satisfy fundamental safety design objectives of an MHTGR are analyzed: (i) inherent safety features to reactivity effect: (ii) passive decay heat removal: and (iii) multiple barrier... The following design features which satisfy fundamental safety design objectives of an MHTGR are analyzed: (i) inherent safety features to reactivity effect: (ii) passive decay heat removal: and (iii) multiple barriers.Several events have been identified to be the bounding. hypothetical accidents for the MHTGR. The important accident sequences leading to severe accidents are ingress of a large amount of water or air into the core. The analyses of severe accident scenarios have shown that even the harm of fuel element predicted to occur by chmeical reaction after a hypothetical large amount of water ingress into the core or air ingress into the core will not result in major impact on the environment due to the nitegrity of fuel particles remained. Therefore, it would not be necessary to require an emergency plan to evacuate nearby inhabitants. 展开更多
关键词 modular high temperature gas-cooled reactors reactor safaty inherent safety
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高温气冷堆控制棒圆环链剪切装置设计与分析 被引量:2
10
作者 张斌 鲍学斌 +1 位作者 薛永阳 谭书莹 《机械设计与制造》 北大核心 2022年第10期273-277,共5页
在高温气冷堆的长期运行过程中,控制棒驱动机构可能会出现故障。针对控制棒驱动系统故障处理的功能需求,设计了圆环链剪切装置。剪切装置安装在气氛隔离系统内部,在控制棒驱动机构拆卸过程中剪断圆环链,实现控制棒驱动机构与控制棒的快... 在高温气冷堆的长期运行过程中,控制棒驱动机构可能会出现故障。针对控制棒驱动系统故障处理的功能需求,设计了圆环链剪切装置。剪切装置安装在气氛隔离系统内部,在控制棒驱动机构拆卸过程中剪断圆环链,实现控制棒驱动机构与控制棒的快速拆卸分离。为了保证圆环链的顺利剪切,运用Deform-3D建立了相应模型,对剪切刃参数与剪切力大小的关系进行了研究,最终实现剪切刃参数的优化。仿真及实验结果表明该装置可安全实现圆环链的剪切过程,满足工程实际要求。 展开更多
关键词 高温气冷堆 控制棒驱动系统 故障运维需求 拆卸 圆环链剪切装置 Deform-3D分析
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球床高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究 被引量:2
11
作者 姜子英 张燕齐 +2 位作者 温保印 廖海涛 李红 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期161-170,共10页
放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射... 放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射性废物数据的调研和论证,分析了球床高温气冷堆技术及其放射性废物特点,总结了高温气冷堆放射性废物管理值得借鉴经验及相关研究进展,提出了高温气冷堆核电站全寿期放射性废物最小化的策略和建议。 展开更多
关键词 高温气冷堆 核电站 放射性废物最小化 废物管理 策略
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致密热解碳层的混合气体包覆工艺研究 被引量:1
12
作者 朱钧国 杨冰 +4 位作者 张秉忠 彭新立 梁彤翔 王军 徐小平 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期88-90,共3页
致密热解碳层是高温气冷堆包覆燃料颗粒的关键组成。该文介绍了在流化床包覆炉中采用丙烯(C3H6)和乙炔(C2H2)的混合气体作为反应体系的包覆工艺,以消除只用丙烯作为包覆气体时产生的热效应。讨论了包覆工艺参数(沉积温度... 致密热解碳层是高温气冷堆包覆燃料颗粒的关键组成。该文介绍了在流化床包覆炉中采用丙烯(C3H6)和乙炔(C2H2)的混合气体作为反应体系的包覆工艺,以消除只用丙烯作为包覆气体时产生的热效应。讨论了包覆工艺参数(沉积温度、乙炔浓度等)对致密热解碳层的密度、沉积速率和碳利用率的影响,确定了制备致密热解碳层的最佳工艺条件。研究的结果在生产规模流化床包覆炉中得到了验证和实际应用。 展开更多
关键词 高温气冷堆 致密热解碳层 混合气体 包覆工艺
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钍基柱状高温气冷堆不同启动燃料特性初步分析 被引量:2
13
作者 郑云涛 丁铭 +2 位作者 张亮 王黎东 曹夏昕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期216-219,共4页
钍是一种可转换材料,将其转换成233 U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGO... 钍是一种可转换材料,将其转换成233 U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及233 U和232 Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90GW.d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75GW.d/tHM时组件中233 U存余量与232 Th消耗量之比达0.566。 展开更多
关键词 钍基MOX燃料 柱状高温气冷堆 低浓缩铀 武器级钚 核反应堆级钚
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高温气冷堆包覆燃料颗粒破损率研究 被引量:2
14
作者 朱钧国 杨冰 +2 位作者 张秉忠 徐世江 黄锦涛 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第6期17-22,共6页
包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分,是阻挡放射性裂变产物释放的主要屏障。包覆燃料颗粒的破损率是一项直接影响高温气冷堆运行安全特性的重要质量监控指标。采用燃烧-硝酸浸取法(在 850 ℃空气中灼烧, 9h; 9... 包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分,是阻挡放射性裂变产物释放的主要屏障。包覆燃料颗粒的破损率是一项直接影响高温气冷堆运行安全特性的重要质量监控指标。采用燃烧-硝酸浸取法(在 850 ℃空气中灼烧, 9h; 90 ℃, 7mol/L HNO3, 10h)对包覆燃料颗粒的破损率进行了测试研究。制定了测试流程,给出包覆燃料颗粒的自由铀含量与浸取时间的关系曲线,确定了最佳的试验温度、硝酸浓度和浸取时间等测试条件,并对6组包覆燃料颗粒破损率测试结果进行了分析讨论。 展开更多
关键词 高温 气冷堆 包覆燃料颗粒 破损率
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HTGR控制棒区不连续因子受边界条件的影响 被引量:2
15
作者 周旭华 李富 +2 位作者 王登营 颜见秋 韩松 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第12期2106-2109,共4页
为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得... 为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得的精细网格的输运解为基准,在最大误差2%时,用该方法计算得到的有效增殖因子、反应性价值和活性区的中子注量率分布均与参考解相符。采用不同均匀化模型的不连续因子计算,受边界条件的影响都不大。 展开更多
关键词 高温气冷堆 控制棒 不连续因子 边界条件
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Self-acting Afterheat Removal in High Temperature Gas Cooled Reactors
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作者 Kugeler K.,Phlippen P.W.,Nieβen H.F. Institute for Safety Research and Reactor Technology, Research Center Jülich,Jülich D 52428, Germany 《Tsinghua Science and Technology》 SCIE EI CAS 1998年第4期1167-1178,共12页
Much more nuclear energy capacity is needed than currently installed to meet the demand of energy and the requirement on environment protection in the next decades. More stringent nuclear safety standards have to be e... Much more nuclear energy capacity is needed than currently installed to meet the demand of energy and the requirement on environment protection in the next decades. More stringent nuclear safety standards have to be established for future nuclear power plants.The philosophy of a catastrophe free nuclear technology is presented in this paper. The issue of afterheat removal of high temperature gas cooled reactors is handled.It is a striking inherent safety feature of the modular high temperature gas cooled reactor design that the afterheat removal takes place without any active core cooling systems. 展开更多
关键词 nuclear safety afterheat high temperature gas cooled reactors
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陶瓷堆内构件热老化行为研究现状
17
作者 韩姚磊 詹英杰 +4 位作者 遆文新 李寅 关矞心 孙云雪 彭群家 《炭素技术》 CAS 北大核心 2023年第5期25-29,共5页
高温气冷堆陶瓷堆内构件采用石墨材料制备。在长期服役过程中由于氧化性气体杂质及事故工况引入水蒸气等原因,石墨将发生氧化,导致陶瓷堆内构件热老化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。本文对有关陶瓷堆内构件用石墨材料的氧化行为... 高温气冷堆陶瓷堆内构件采用石墨材料制备。在长期服役过程中由于氧化性气体杂质及事故工况引入水蒸气等原因,石墨将发生氧化,导致陶瓷堆内构件热老化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。本文对有关陶瓷堆内构件用石墨材料的氧化行为研究、机械性能和物理化学性能研究等进行了综述,并在此基础上总结了陶瓷堆内构件热老化行为研究现状中存在的问题,为后续相关研究提供参考。 展开更多
关键词 陶瓷堆内构件 氧化 热老化 高温气冷堆
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HTR-10 设计建造的规范化管理 被引量:1
18
作者 孙忠智 于瑞菊 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第4期25-27,共3页
从核安全性要求、技术可行性要求、经济可行性要求、积累应用开发经验等方面论述了10MW高温气冷堆(HTR-10)设计建造实施规范化管理的必要性,阐述了在HTR-10实施规范化管理实践中采取的几种有效措施,包括制定设计管... 从核安全性要求、技术可行性要求、经济可行性要求、积累应用开发经验等方面论述了10MW高温气冷堆(HTR-10)设计建造实施规范化管理的必要性,阐述了在HTR-10实施规范化管理实践中采取的几种有效措施,包括制定设计管理程序;编制HTR-10设计准则;依据现行法规标准进行规范化设计;设计文件和图纸规范化管理以及依据质量保证大纲和程序进行规范化管理等,以保证工程进度和质量。核工程项目设计建造规范化管理具有普遍性,可为今后的核工程设计建造提供有益的借鉴。 展开更多
关键词 高温气冷堆 设计建造 规范化 管理
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在线测试包覆燃料颗粒镀层密度的方法 被引量:1
19
作者 杨冰 朱钧国 +3 位作者 张秉忠 黄锦涛 梁彤翔 彭新立 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第7期11-14,共4页
包覆燃料颗粒的质量对于高温气冷堆安全运行起着重要作用。包覆燃料颗粒的镀层密度是影响颗粒质量的重要指标。因此,准确、及时地在线检测包覆燃料颗粒各镀层的密度,对于保证包覆燃料颗粒符合设计要求有着重要意义。在借鉴国内外同行... 包覆燃料颗粒的质量对于高温气冷堆安全运行起着重要作用。包覆燃料颗粒的镀层密度是影响颗粒质量的重要指标。因此,准确、及时地在线检测包覆燃料颗粒各镀层的密度,对于保证包覆燃料颗粒符合设计要求有着重要意义。在借鉴国内外同行研究成果的基础上,针对包覆燃料颗粒镀层的特点,研究并建立了一套满足实际生产需要的在线快速测试密度的综合方法。这包括着填装法、尺寸—质量法、比重瓶法和重液悬浮法。简要地介绍了这些在线性能测试方法,给出了一些测试数据,讨论了测量误差产生的主要原因。 展开更多
关键词 密度 镀层 包覆燃料颗粒 在线测试 高温气冷堆
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高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸的光电测长法 被引量:1
20
作者 张秉忠 朱钧国 +1 位作者 杨冰 黄锦涛 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期72-74,共3页
包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的重要组成部分,燃料颗粒(直径约1mm)的尺寸是重要的性能指标。光电测长法采用分辨率为0.02μm的高精度光栅作为传感器,接触式直接量测被测物体,最大限度地减少了测量误差。光电测长系统... 包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的重要组成部分,燃料颗粒(直径约1mm)的尺寸是重要的性能指标。光电测长法采用分辨率为0.02μm的高精度光栅作为传感器,接触式直接量测被测物体,最大限度地减少了测量误差。光电测长系统由光电传感器测试头、样品工作台、台式光栅数显表和微机数据采集处理系统组成。测量200个包覆燃料颗粒尺寸需要30min。测量的重复性偏差为0.05μm。 展开更多
关键词 高温 气冷堆 包覆燃料颗粒 光电测长法
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