高压工况下圆管内垂直向上流动沸腾CHF关系式比较研究

基于15?MPa至临界压力的圆管内垂直向上流动沸腾临界热流密度（CHF）实验数据，筛选出Katto、Bowring、Hall-Mudawar、Alekseev关系式以及CHF查询表（LUT-2006）进行比较研究，通过对预测值与实验值的误差分析，评价了各个关系式的适用性，得到了15?MPa至临界压力区间内CHF随压力的变化趋势。本研究对高压工况（≥15 MPa），尤其是接近临界区域的CHF预测具有指导意义。      

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。      

高压工况下管内垂直向上流动沸腾CHF机理模型研究

针对高压工况下偏离泡核沸腾（DNB）型临界热流密度（CHF）的特点，重新构建了Weisman & Pei模型的本构关系式；针对高压工况下干涸（Dry-out）型CHF，比较分析了Kataoka、Celata以及Hewitt?3个沉积率和夹带率计算关系式的结果。基于以上两类改进的CHF模型，建立了一个适用于高压工况的、结合DNB型和Dry-out型沸腾临界机理的CHF模型。采用高压工况下管内垂直向上流动沸腾CHF实验数据对建立的CHF机理模型进行了验证，分析了热工参数和几何参数的趋势效应。      

国际革新与安全反应堆（IRIS）初步安全分析

利用最佳估算程序RELAP5对IRIS反应堆的安全性作了确定论分析。首先，对系统的主要部件分别进行了建模和检验，包括：反应堆压力容器、模块式的螺旋管直流蒸汽发生器和非能动应急热排出系统。然后，对整个一回路和安全系统进行了初步的事故瞬态研究。由于IRIS工程处于概念设计阶段，因此发表的报告只能作为初步的分析报告。实际上在目前阶段．反应堆部件、安全系统和反应堆信号逻辑都还没有得到确切的设计。 对3个“常规”设计基准事故进行了初步的评估：冷却剂失流事故、失水事故和主给水丧失事故。结果表明：在失水事战中，安全系统是有效的；在要求的时间内．堆芯能够保持淹没。这为下阶段的初步设计打下了基础。     

临界热流密度机理模型发展综述

为厘清临界热流密度（CHF）机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。      

超临界压力下考虑密度脉动的湍流模型开发

目前超临界水传热数值程序中使用的湍流模型都是针对亚临界压力下常物性开发的,未考虑密度脉动。超临界水的物性随温度变化显著,密度脉动对湍流模型的贡献很大,不可忽略。本文建立了考虑密度脉动的模拟方法,模拟方法中同时考虑了热膨胀系数的脉动。将建立的密度脉动模型用于AKN湍流模型中,并采用实验数据进行验证评价。评价结果表明,考虑密度脉动的湍流模型模拟得到的结果与实验值符合得更好。建议在以后的超临界水传热的湍流模拟中考虑密度脉动。     

氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型验证

针对现有纳米流体临界热流密度（CHF）在模型上存在的不足，考虑了接触角和毛细现象带来的影响，发展了针对氧化铝（Al₂O₃）纳米流体CHF的机理模型。本文利用多个Al₂O₃纳米流体实验与去离子水实验，对发展的CHF模型进行了验证。验证结果表明:模型能较好地模拟Al₂O₃纳米流体CHF实验，改善了Kandlikar模型的不足，且模型可较好地模拟CHF随浓度变化的趋势，这是其余模型所不具备的新功能；模型也能较好地模拟去离子水CHF实验，与基于去离子水CHF实验得到的El-Genk和Guo模型相当，说明模型具有一定普适性。      

适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用

以中国核动力研究设计院（NPIC）的棒束临界热流密度（CHF）实验数据为依据，基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH，采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法开发了适用于新型压水堆（PWR）燃料组件的CHF关系式（CF-DRW关系式）并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明，采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。      

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力，以及非能动余热排出系统功率随时间的变化，论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明，CIP在发生全厂断电事故后，完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热，保证反应堆的安全。     

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.