核工程中的炭素材料

• 作者: 徐世江
• 来源期刊: 新型炭材料
• 学科: 工学
• 关键词: 石墨 热解碳 高温气冷堆 包覆燃料颗料 慢化剂 辐射效应
• 年，卷（期）: 1999,（4）
• 所属期刊栏目: 综合评述
• 页码范围: 1-10
• 分类号: TQ127.1+1
• 语种: 中文
• DOI: 10.3321/j.issn:1007-8827.1999.04.001

摘要

石墨是最古老的一种堆芯材料,是核时代的助产士.CM是高温气冷堆(HTR)堆芯的基础材料,它与陶瓷核燃料及氦冷却剂一起赋予HTR以冷却剂出口温度高、固有安全性好的优越发特性.CM在HTR中的工作条件恶劣,特别是高温和强辐照.文中介绍了炭素材料(CM)在核工程中的应用,给出了对核工程用CM的要求,同时评述了国际上CM的研究和发展工作及取得的成就,指出了进一步发展的方向.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	徐世江	清华大学核能技术设计研究院	19	65	5.0	6.0