堆用SiC辐照温度监控器的研究进展

作     者：刘心语 张利民 宁广胜 钟巍华 王绳鸿 何安平 LIU Xinyu;ZHANG Limin;NING Guangsheng;ZHONG Weihua;WANG Shenghong;HE Anping

作者机构：兰州大学信息科学与工程学院兰州730000 兰州大学核科学与技术学院兰州730000 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413 

出 版 物：《核技术》 (Nuclear Techniques)

年 卷 期：2023年第46卷第9期

页      面：1-8页

核心收录：

学科分类：08[工学] 0827[工学-核科学与技术] 082701[工学-核能科学与工程] 

主　　题：SiC监控器 中子辐照温度 反应堆参数测量 晶格肿胀 电阻率 

摘      要：碳化硅(SiC)晶体可以用作无源监控器测量反应堆的中子辐照温度,在未来高温强辐射的先进核反应堆中具有重要的应用前景。SiC测温技术自20世纪60年代被首次提出以来,基于SiC结构、热学和电学性质的中子辐照效应,人们建立了宏观尺寸法、质量密度法、热导率法和电阻率法等各种SiC测温方法。本文首先综述了这些SiC测温方法的基本原理和工作特点,然后着重介绍了中国原子能科学研究院(China Institute of Atomic Energy,CIAE)SiC测温系统的研究进展,通过中子辐照诱导SiC晶格肿胀的理论计算,分析和验证了该系统测温结果的可靠性,探讨了进一步提高SiC测温效率的实验方法。