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高温气冷堆用碳毡材料导热系数测量及反问题计算
  • ISSN号:1000-6931
  • 期刊名称:《原子能科学技术》
  • 时间:0
  • 分类:TL332[核科学技术—核技术及应用]
  • 作者机构:[1]清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京100084
  • 相关基金:国家科技重大专项资助项目(ZX06901);国家自然科学基金资助项目(11072131)
中文摘要:

碳纤维材料已成为核能、航天等领域不可或缺的重要功能材料,在高温气冷堆及其相关实验中需要使用大量碳纤维保温材料。但由于目前测试方法的限制,相关材料物性参数测量数据严重不足,尤其是缺乏高温1000℃以上的热物性参数,致其使用受到限制。为此,清华大学核能与新能源技术研究院研制了模拟高温气冷堆温度、环境氛围的材料测试装置,可提供1600℃以下的材料性能测试。根据该装置一次典型实验过程的测量数据,详细介绍了采用非线性导热反问题方法确定材料温度相关导热系数的完整过程和具体算法。提出了一种依据稳态、非稳态热传导原理求解反问题的简明算法,该方法既可单独使用,也可为其他反问题算法提供良好的迭代初值。实验确定了高温气冷堆用碳毡保温材料在1600℃以下的导热系数,将为高温气冷堆相关实验和其他特高温条件下的应用提供重要参考。

英文摘要:

Carbon fiber material has become an indispensable function material in nuclear and aerospace fields .Researches and designs of the high temperature gas‐cooled reactor (HTGR) require a large amount of this kind of heat insulation material .Due to limita‐tions of current measuring techniques , thermo‐physical property data of carbon fiber material are gravely insufficient , especially for the data of high temperatures above 1 000 ℃ ,which limits the application of this material .For this purpose ,a material performance test apparatus simulating the high temperature and ambient atmosphere in the HTGR core was built by Institute of Nuclear and New Energy Technology (INET) of Tsinghua University ,which can conduct material performance tests at temperatures up to 1 600 ℃ .With the measuring data from a typical experimental process in this apparatus ,a complete procedure and detailed algorithm of estimating the temperature‐dependent thermal conductivity of carbon insulating felt by means of inverse nonlinear heat conduction problem method were introduced . A concise algorithm of solving inverse problem based on the law of steady and transient heat conduction w as proposed , which could either work alone or provide ideal initial values for other inverse problem methods .Finally ,values of thermal conductivity of carbon felt used in the HTGR below 1 600 ℃ were determined in the experiment ,which could be used as reference in HGTR related experiments and other ultra‐high temperature applications .

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期刊信息
  • 《原子能科学技术》
  • 北大核心期刊(2011版)
  • 主管单位:中国核工业集团公司
  • 主办单位:中国原子能科学研究院
  • 主编:万钢
  • 地址:北京市275-65信箱
  • 邮编:102413
  • 邮箱:yzk@ciae.ac.cn
  • 电话:010-69358024 69357285
  • 国际标准刊号:ISSN:1000-6931
  • 国内统一刊号:ISSN:11-2044/TL
  • 邮发代号:82-161
  • 获奖情况:
  • 1991年全国首届国防科技期刊评比一等奖,“四通杯”北京优秀期刊全优期刊奖和全国优秀期刊...,“八五”期间优秀国防科技期刊奖,2011年“百种中...
  • 国内外数据库收录:
  • 美国化学文摘(网络版),荷兰文摘与引文数据库,美国工程索引,日本日本科学技术振兴机构数据库,中国中国科技核心期刊,中国北大核心期刊(2004版),中国北大核心期刊(2008版),中国北大核心期刊(2011版),中国北大核心期刊(2014版)
  • 被引量:7776