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研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

李垣明 谢清清 辛勇 周毅

李垣明, 谢清清, 辛勇, 周毅. 研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(6): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0154
引用本文: 李垣明, 谢清清, 辛勇, 周毅. 研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(6): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0154
LI Yuanming, XIE Qingqing, XIN Yong, ZHOU Yi. Cladding Surface Temperature Limit for Fuel Element Aluminum-Alloy Cladding of Research and Test Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(6): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0154
Citation: LI Yuanming, XIE Qingqing, XIN Yong, ZHOU Yi. Cladding Surface Temperature Limit for Fuel Element Aluminum-Alloy Cladding of Research and Test Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(6): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0154

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0154
详细信息
    作者简介:

    李垣明(1981—),男,工程师,现从事核反应堆燃料组件及相关组件设计研究工作

  • 中图分类号: TK124

Cladding Surface Temperature Limit for Fuel Element Aluminum-Alloy Cladding of Research and Test Reactors

  • 摘要: 为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2014-04-10
  • 修回日期:  2015-01-20
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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