Resumen

El reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR) tiene un potencial de utilización debido a sus características destacadas como la seguridad inherente y la amplia diversidad de aplicaciones. Una diferencia distintiva entre el HTGR y el reactor tradicional de agua a presión (PWR) es el gran inventario de grafito en el núcleo que actúa como reflector, moderador o material estructural. Algunos radionucleidos se generarán en el grafito durante el período de irradiación, los cuales desempeñan roles significativos en la seguridad del reactor, la liberación ambiental, el desecho de residuos, entre otros. Basándose en la operación real del reactor de alta temperatura refrigerado por gas de lecho de guijarros de 10 MW (HTR-10) en la Universidad Tsinghua, China, se ha realizado un estudio experimental sobre el análisis del término fuente del grafito irradiado. Una esfera de grafito irradiado fue recolectada al azar del núcleo del HTR-10 como muestra en este estudio. Este artículo se centra en el procedimiento analít

• Materias:Termohidráulico Seguridad nuclear Flujo bifásico Componentes de presión
• Subjects:Thermohydraulics Nuclear safety Two-phase flow Pressure components
• Palabras claves:Temperatura; Reactor refrigerado por gas; Grafito; Irradiado; Radionucleidos; Analítica.
• Keywords:Temperature; Gas-cooled reactor; Graphite; Irradiated; Radionuclides; Analytical.