基于SOM聚类算法的核级管道支吊架根部智能选型研究

基于数据挖掘技术，对核级管道支吊架根部智能选型数据预处理方法开展了研究，研究了根部选型预处理的分类方法，设计了数据预处理流程，确定了支吊架根部选型的优先级顺序；基于自组织映射网络（SOM）聚类算法，研究了支吊架根部智能选型数据的计算流程；设计了实验平台，基于实际工程数据，验证了算法的可行性和有效性，证明了数据的预处理及聚类效果明显。      

大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

与传统Zr包壳相比，SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力，可有效缓解事故进程，增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下，SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程：SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO₂的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO₂的线性挥发速率，并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO₂线性挥发实验数据，获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO₂线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示，在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下，SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级，导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。     

熔融物与下封头间球形窄缝通道内CHF理论研究

严重事故下熔融物与下封头间球形窄缝通道的存在对于下封头结构的完整性有一定的积极意义。本工作通过理论分析，在汽液两相间逆向对流限制机理的基础上提出了球形窄缝通道内的CHF机理模型和预测关系式，预测结果与实验数据符合较好，验证了所建模型的正确性，并进一步分析了系统压力、熔融物半径、间隙尺寸等关键参数对临界热流密度的影响规律。利用本工作的预测模型对三哩岛（TMI-2）事故后堆芯熔融物特性进行了计算分析，结果表明，熔融物与下封头内壁面间的球形窄缝可有效带走堆芯余热，保证了下封头的完整性。     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程；分析了热管冷却反应堆的技术特点，包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势；归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状，并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战，从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势，为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言，热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景，有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型研究——物理模型

针对现有纳米流体临界热流密度（CHF）模型存在的不足,基于气泡力平衡分析方法,考虑接触角和毛细现象带来的影响,构建了针对氧化铝纳米流体CHF的机理模型。结果表明:模型可模拟CHF随纳米流体浓度（c_NF）变化的规律,随着c_NF增加,CHF开始增加;但增加至某一浓度之后,CHF不再增加而维持恒定值;模型表明CHF与纳米微粒直径（d₀）无关,这与已有实验结果吻合;随着接触角或倾斜角增加,模型计算得到的CHF减小。      

蒸汽发生器隔板和传热管束的水力学载荷分析

蒸汽发生器（ＳＧ）隔板和传热管束的水力学载荷分析ＳＧ隔板和传热管设计的基础，本文介绍了采用法国，ＡＴＨＩＳ和ＦＯＲＣＥＴ程序以及大亚湾核电站输入数据，对秦山二期ＳＧ在ＬＯＣＡ事故时隔板所受的最大压力和传热管束所受的最大水平载荷进行的建模和分析计算，并将计算结果与法马通过的计算结果进行了比较，比较结果表明，两者符合较好，对秦山二期ＳＧ而言其隔板设计的最大压差为８．０ＭＰａ，传热管束设计的最大水平力为     

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统功率质量比影响因素初步探索

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5 MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。      

自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

以欧洲压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。      

法国安全分析程序的转机开发与应用

在秦山核电二期工程的设计过程中,从法国引进了全套的安全分析程序,包括LOCA分析程序包、水力载荷分析程序包、安全壳瞬态分析程序及其它安全分析程序.本文就引进程序的转机开发进行了介绍,包括程序的修改、验证及应用研究.这些程序已全部用于秦山二期的设计之中,其设计结果已通过了国家核安全局的审评.应用结果表明,这些程序也可用于我国新核电站的设计中.