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。      

APROS程序在超临界水流动不稳定性分析中的适用性研究

围绕超临界水冷堆中可能存在的流动不稳定性,采用系统分析程序APROS对不同情况下可能存在的密度波不稳定性进行分析。在APROS程序中分别对并联双通道、单通道和自然循环回路进行数值建模,采用动态求解得到各自的流动不稳定边界。结果表明,APROS程序能有效地预测超临界水流动不稳定边界,计算结果与已有的实验和数值分析结果吻合较好;在数值求解时需要优化时间步长,较大的时间步长会带来耗散效应。     

依托电子竞赛，培养学生的创新能力和实践能力

我国有些高校的教学模式落后,教学内容陈旧,学生解决实际问题的能力差,培养的学生已经不能适应当今社会对创新型人才的需要。依托电子竞赛活动,从学生兴趣入手,因材施教,分层培养,以点带面,是促进学生的创新能力和实践能力提高的好方法。     

泥沙起动条件分析及推移质输沙率公式

基于床面均匀泥沙颗粒相对位置关系,确定了瞬时作用流速及有效作用高度,建立了平坡泥沙起动条件与床面泥沙暴露度的关系.从理论上分析得到,泥沙跃移起动要求水流条件最高,滚动起动及滑动起动取决于泥沙颗粒的暴露角,且暴露角 θ 不随拖曳力系数CD和上举力系数CL的变化而变化.当暴露角 θ 小于42.8°时,泥沙更易于滚动起动;当...     

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。      

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学（CFD）数值模拟是“华龙一号”和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化，建立了“华龙一号”反应堆全堆芯几何结构模型，并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散，得到全堆芯CFD分析模型；通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟，可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数，验证“华龙一号”反应堆堆芯参数设计的合理性，为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明，由于“华龙一号”反应堆堆芯1/4对称结构和“三进三出”的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用，堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势，流量最大处不在堆芯正中心；在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃，温度分布不均匀，在径向总体呈现先增加后减小的趋势，最大温度区域也不在堆芯正中心，这与堆芯流量分配因子的趋势类似，是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。      

二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究

直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。     

电解加工在生产中的成本

本文对电解加工如何降低生产成本做了分析,并指出了降低电解加工生产成本的途径。     

浅谈钢筋网焊接接头的检验和实验

近年来．钢筋焊接网架已广泛应用于多层及高层商业建筑、机场跑道、公路桥梁、隧道、砼管道、水利坝基、码头、仓库、大型超市以及污水处理池和工业厂房等钢筋混凝土结构。钢筋焊接网的应用．不仅保障工程的质量，提高工程抗震、抗裂性能．而且据实际测试道路铺设焊接钢筋网比人工绑扎网能够减少75％以上的裂缝发生。综合考虑，真正做到加快工程施工进度．节约钢筋用量，降低工程成本，具有可观的经济效益。     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。