核热火箭反应堆燃料对比分析

• 作者: 王三丙 谢奇林 郭斯茂 马元
• 来源期刊: 载人航天
• 学科: 工学
• 关键词: 核热推进 核燃料 热物性 热膨胀系数 氢腐蚀
• 年，卷（期）: 2018,（6）
• 所属期刊栏目: 基础研究
• 页码范围: 784-795
• 页数: 12页
• 分类号: TL2
• 字数: 9128字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1674-5825.2018.06.012

摘要

针对核热推进反应堆核燃料的制备与考核问题,回顾了美国与苏联/俄罗斯在核热推进方面的研究,通过各种耐高温核燃料的热物性比较,给出了潜在可行的核燃料类型,并对未来最有潜力的钨基金属陶瓷燃料(CERMET燃料)与(U、Zr)C固溶体燃料进行了热物性参数、氢腐蚀考核等性能参数的研究对比分析.可为未来核热推进反应堆设计提供参考.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	谢奇林	中国工程物理研究院核物理与化学研究所	23	43	4.0	4.0
2	王三丙	中国工程物理研究院核物理与化学研究所	3	2	1.0	1.0
3	马元	中国航天科技集团公司第六研究院十一所	3	2	1.0	1.0
4	郭斯茂	中国工程物理研究院核物理与化学研究所	5	2	1.0	1.0