《表2 核反应堆常用冷却剂的中子学性能和热物理特性对比[14]》
第四代核能系统国际论坛(GenerationⅣInternational Forum)成立后,计划在2030年前开发六种第四代核反应新堆型,分别为铅冷却快堆系统、熔盐反应堆系统、钠冷块堆系统、超临界水堆系统、超高温气冷堆系统和气冷快堆系统,表2为核反应堆常用液态金属冷却剂的中子学性能和热物理特性对比[14]。Pb(Bi)具有优良的化学性质、中子学性能等,有着广阔发展前景,但其对结构材料会造成严重的腐蚀问题,成为近年来的研究热点。
图表编号 | XD00182341300 严禁用于非法目的 |
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绘制时间 | 2020.07.30 |
作者 | 付沙沙、马胜强、马胜超、王嘉琪、吕萍、陈翰韬、邢建东 |
绘制单位 | 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室、西安交通大学金属材料强度国家重点实验室、中航工业陕西航空电气有限责任公司、西安交通大学金属材料强度国家重点实验室、西安交通大学金属材料强度国家重点实验室、西安交通大学金属材料强度国家重点实验室、西安交通大学金属材料强度国家重点实验室 |
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