窄矩形通道两相流动沸腾压降特性实验研究

实验研究了横向均匀和非均匀（多项式和正弦分布）加热条件下垂直矩形通道（2 mm×60 mm×1 000 mm）的沸腾压降特性，实验段为双面加热，有效加热面尺寸为56 mm×700 mm。工作流体为去离子水，通过改变入口压力和流量边界开展不同参数工况下的实验研究。结果表明，两相压降梯度随饱和压力的增加而减小，随质量流速的增加而增大，含气率对两相压降的影响与质量流速有关，横向功率分布形式对流动沸腾压降也有重要影响。基于均匀加热实验数据对现有的两相压降预测模型进行了评价，发现使用等效黏度假设的均相模型极大低估了实验值，且预测结果的分散度较大；分相模型中Müller-Steinhagen和Heck、Li和Wu关系式预测效果最好，平均绝对误差分别为11.8%和12.3%，且大多数预测值在±20%误差带内。本文基于Müller-Steinhagen和Heck关系式形式引入邦德数Bo考虑表面张力的影响，拟合得到新的预测关系式，该关系式对实验数据的预测误差在±8%的误差范围内。     

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下，针对不同破口面积，利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算，验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明：CPR1000在发生主给水管道破裂事故后，二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，随着破口面积的增大，初始时刻一回路压力和温度升高更快，随着二次侧非能动应急热阱的投入，压力和温度又迅速降低，说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。     

水下航行器微型核电源堆芯设计

热管冷却反应堆因其体积小、功率密度高、使用寿命长、环境适应性强的特点，在飞行器、水下航行器动力系统等领域具有广泛的应用前景，具有重要研究意义。本文在调研国内外相关研究的基础上，针对水下航行器静默式微型核电源，提出了一种热功率2.4 MW、长寿命、低噪声的锂热管冷却堆芯设计方案。采用蒙特卡罗程序进行中子学计算，得到堆芯功率分布、反应性反馈与临界安全特性；采用MCNP5与点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序MCORE计算堆芯寿期。结果表明，堆芯最大功率峰因子为1.42，堆芯寿期达到14 a，堆芯参数符合设计要求，为该型核电源的设计与应用提供了一定的参考。     

氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态分析

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物，具有强腐蚀性和渗透性，是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆（FHR）中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究，主要讨论在无保护反应性引入（URI）及无保护冷却剂入口过冷（UOC）事故下，熔盐堆一回路中的氚产率、石墨吸附量、熔盐溶解量、腐蚀与沉积反应以及氚向二回路的扩散等特性。研究发现，瞬态条件下氚输运特性较稳态时更为复杂多变，呈现出强烈的动态耦合特点，这对氚控设备的性能提出了更高的要求。计算表明，在URI和UOC事故下，氚向二回路的扩散速率均降低，不需投入额外的氚控安全设施。     

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头，在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷，可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程，基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留（IVR）分析程序IVRASA-ELLIP，计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热，分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚，并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明，在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小，与热流密度的变化趋势相对应，椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小，椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。     

基于FOCUS程序的ADS颗粒流靶熔化事故分析

针对ADS颗粒流靶熔化事故，采用基于移动粒子半隐式（MPS）方法开发的FOCUS程序模拟了颗粒靶在靶区出口堵塞时的流动、传热过程和熔融物的迁徙过程。结果表明，颗粒靶尺寸越小，整个系统的换热能力越强，颗粒熔化的速率越快。在颗粒的传热方式中，颗粒接触导热的作用最为显著，是颗粒间主要的换热过程。     

AP1000中ADS-4液体夹带模型研究

研究了由AP1000核电厂一回路热管段和ADS-4管道组成的大尺寸支管T型管液体夹带的实验和理论模型,主要包括起始夹带和稳态夹带模型的研究。通过实验和理论分析,建立了与实验数据符合良好的起始夹带模型和稳态夹带模型。通过分析实验段入口长度对夹带的影响,确定了合适的入口段长度。不同液体流量下的研究表明,ADS-4管道中,液体流量对起始夹带和稳态夹带的影响可忽略。     

AP1000中ADS-4液体夹带实验研究

以AP1000核电厂中自动泄压管线(ADS-4)与热管段形成的T型结构为研究对象,开展缩小比例的T型管夹带实验。实验结果表明:大尺寸支管的夹带与小尺寸支管的夹带有明显差别。分层流情况下的夹带研究中发现两种夹带机理;在较低气相Froude数及较低气腔高度时,容易产生间歇流夹带;在较高气相Froude数情况下,往往出现环状流夹带。此外,实验研究发现,大尺寸支管中回流现象显著。支管形状对起始夹带有重要影响,而液体横流似乎并不影响起始夹带。     

双面冷却环形燃料元件的几何尺寸优化

针对双面冷却环形燃料元件,建立了计算元件内流量分配、温度场分布和径向最高温度位置沿元件轴向分布的相关数学物理模型,编制了热工水力计算程序,制定了评估环形燃料元件几何设计优劣性的3个评价指标,获得了双面冷却环形燃料元件的最优尺寸设计范围。计算结果表明,优化后的环形燃料元件具有良好的热工水力特性,优化后的几何尺寸与麻省理工学院选择的尺寸吻合良好,验证了程序的可靠性和正确性。