| 高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展 |
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| 引用本文： | 王鹏,于溯源. 高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展[J]. 原子能科学技术, 2012, 46(3): 288-293. DOI: 10.7538/yzk.2012.46.03.0288 |
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| 作者姓名： | 王鹏 于溯源 |
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| 作者单位： | 清华大学 ;核能与新能源技术研究院，北京100084 |
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| 摘 要： | 核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料，其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要，因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状，总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型，提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。
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| 关 键 词： | 高温气冷堆 石墨 氧化腐蚀 |
Research Progress on Oxidation of Graphite Material Used in HTGR |
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| WANG Peng , YU Su-yuan. Research Progress on Oxidation of Graphite Material Used in HTGR[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2012, 46(3): 288-293. DOI: 10.7538/yzk.2012.46.03.0288 |
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| Authors: | WANG Peng YU Su-yuan |
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| Affiliation: | Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China |
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| Abstract: | Nuclear graphite serves as moderator,reflector and structural material in HTGRs.The oxidation performance of nuclear graphite is one of the most interested issues in nuclear material science.The present paper reviewed the oxidation kinetics,the models for influence factor of burn-off and the corrosion analysis model of nuclear graphite.Some new questions for further studying were given. |
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| Keywords: | high temperature gas-cooled reactor graphite oxidation |
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