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基于熔盐堆环境的核石墨熔盐浸渗特性及力学性能研究

发布时间:2021-09-30 22:41
  熔盐堆是核裂变反应堆的一种,其主冷却剂,甚至核燃料本身是一种熔融态混合盐。作为第四代核反应堆六种堆型之一,熔盐堆以其安全性(常压运行)、良好的中子经济性以及高热效率等特点著称。在熔盐堆中,一般以核石墨作为反射体及慢化体材料,与熔盐直接接触。由于石墨存在孔隙,在熔盐堆环境中熔盐可能浸渗到石墨的孔隙中,引起石墨力学、热学性能的变化,加速石墨损伤。因此石墨的渗透性对熔盐堆的运行特性和服役寿命具有重大的影响。目前,核石墨材料的研发主要被用于高温气冷堆,并没有专门为熔盐堆开发的商业核石墨。为熔盐堆研发并筛选符合要求的核石墨成为熔盐堆商业化一个必不可少的研究课题。2011年中国科学院启动了钍基熔盐堆(TMSR)项目,目标发展固态和液态燃料熔盐堆,以便在未来2030年内争取实现钍资源的有效利用以及核能制氢。TMSR是以核石墨为反射体及慢化体材料,2Li F-BeF2(FLiBe)熔盐为一回路主冷却剂的反应堆。针对TMSR项目研发了三个牌号候选核石墨,分别为细颗粒石墨NG-CT-10、超细颗粒石墨NG-CT-50和T220。验证在TMSR环境下候选核石墨是否... 

【文章来源】:中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)上海市

【文章页数】:107 页

【学位级别】:博士

【部分图文】:

基于熔盐堆环境的核石墨熔盐浸渗特性及力学性能研究


石墨在不同尺度上的结构特征

曲线,浸渗,熔盐,实验结果


图 1.3 汞与熔盐浸渗实验结果对比1.3 Comparison of infiltration tests between mercury/graphite and molten salt/graphite sE中使用的石墨为CGB石墨,该石墨专为熔盐反应堆生产,通过石油焦和粘结成型,并于2800℃石墨化。通过一系列的浸渍和热处理,获得了低的熔盐渗为高度各向异性,平均体积密度为1.86 g/cm3,总孔隙率为18.0%,可进入孔 μm,占石墨总体积4%左右。ORNL采用标准熔盐浸渗实验对CGB石墨的熔评估,结果表明:在CGB石墨中,熔盐浸渗体积小于0.2%,低于MSRE设计。研究核石墨与氟化物熔盐浸渗规律的成果主要在2011年由中国科学院上海应立的“钍基熔盐堆核能系统项目”成立以后。贺周同等[40]发表了核石墨在iF-11.5%NaF-42%KF(mol.%))熔盐中浸渗量随浸渗压强的变化规律。结果量随着压强的增加而增加,直至平衡;用压汞仪测量得出的浸渗量曲线与熔张宝亮[41],戚威[42]研究表明:石墨FLiNaK熔盐浸渗量与时间无关。

示意图,熔盐,浸渗,石墨


图 2.1 石墨与熔盐浸渗实验装置示意图2.1Schematic of the equipment used for infiltration tests of graphite by molt图 2.2 核石墨与 FLiBe 熔盐相容性实验装置图tograph of the assembly used for infiltration tests of nuclear graphite by mol


本文编号:3416768

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