典型文献
U3O8-ZrN弥散型核燃料热导率的模拟与实验研究
文献摘要：
弥散型核燃料是先进核燃料的重要燃料类型.文中以溶胶凝胶法结合微流控技术实现单分散性U3O8核燃料微球(粒径分布CV＜5％)的制备,采用模压成形、无压烧结法制备了不同U3O8微球体积分数的U3O8-ZrN弥散型核燃料芯块,并对其在不同温度下的热导率进行了模拟计算与实验研究.研究结果表明:相比于氧化铀燃料芯块,由氧化铀微球弥散在氮化锆基体中构成的弥散核燃料芯块的热导率显著提高,并随着温度的升高而增大,呈现出与温度的正相关性,这一特性有助于极高温环境中(事故状态)燃料芯块温度梯度的减小,提高燃料芯块高温下的安全性.增加U3O8-ZrN弥散型核燃料芯块中ZrN弥散介质体积分数可以快速提高芯块热导率,但导致芯块中燃料相含量的降低.
文献关键词：
弥散型核燃料;氧化铀;氮化锆;热导率;数值模拟
中图分类号：
作者姓名：
彭韬;李朝;舒瀚东;常振旗
作者机构：
中国科学技术大学核科学与工程系,安徽合肥 230026
文献出处：
引用格式：
[1]彭韬;李朝;舒瀚东;常振旗-.U3O8-ZrN弥散型核燃料热导率的模拟与实验研究)[J].化学工程,2022(07):6-10
A类：
U3O8,弥散型核燃料,氮化锆
B类：
ZrN,热导率,溶胶凝胶法,微流控技术,单分散,分散性,粒径分布,CV,模压,无压烧结,烧结法,微球体,燃料芯块,氧化铀,高温环境,温度梯度,弥散介质,相含量
AB值：
0.167261
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