高温氢工质热物理性质计算分析

氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究，建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型，开发了热物性计算程序Prop_H_H2，适用范围为温度100~3 500 K、压力104~5×107 Pa 。验证表明，Prop_H_H2在适用范围内计算氢工质的物性参数合理可靠，在温度200~3 000 K、压力104~107 Pa范围内，程序预测值更加准确，相对偏差在±5%左右。本研究可为氢工质相关的航天推进、应用物理学、能源动力等行业的科研和应用提供支持借鉴。     

NECP-Atlas中屏蔽数据库制作方法

为获得更高精度的屏蔽数据库,提高屏蔽计算中关键参数的计算精度,本文利用核数据处理程序NECP-At-las中屏蔽数据库制作功能模块shield_calc.基于响应贡献理论对屏蔽数据库能群结构进行优化,重点针对屏蔽计算中的热中子注量率以及光子注量率进行改善,并利用SINBAD屏蔽基准题对优化后的能群结构进行验证.数值结果表明:利用优化后的能群结构计算得到的热中子注量率和光子注量率较BUGLE屏蔽数据库原始能群结构计算结果有明显改善,热中子注量率相对偏差由100％下降至30％左右,光子注量率相对偏差由50％下降至10％左右,提高了辐射屏蔽计算中热中子以及光子计算结果的准确性.     

高温气冷堆核电机组一次调频控制策略研究

华能高温气冷堆核电示范工程（HTR-PM）是首台商业运行的高温气冷堆核电机组,研究其一次调频能力具有重要意义。在分析HTR-PM机组控制特性的基础上,提出高温气冷堆核电机组一次调频控制策略,并开发了HTR-PM机组全范围实时动态仿真模型。针对电网频率快速变化时,HTR-PM机组一次调频过程的动态响应特性进行仿真试验。试验结果表明,理论上,在一次调频参数、控制逻辑等设置合理的情况下,在一次调频允许投入的负荷区间内,当频率扰动时可以实现输出功率变化,同时保证蒸发器出口蒸汽压力在允许偏差范围内。     

矩形通道内气泡脱离点数值模拟和实验研究

关于过冷流动沸腾气泡脱离点(或称充分发展沸腾起始点,FDB)的研究大多局限在实验研究,缺少预测气泡脱离点的数值模拟模型和方法.建立了数值模拟过冷流动沸腾气泡脱离点的数学模型,利用Fluent实现了对气泡脱离点的数值模拟,并且对矩形通道内的气泡脱离点进行了实验研究.为了验证数值模拟结果的准确性,分别对比了圆管、矩形通道内数值模拟结果和经典模型计算结果,并将双面加热矩形通道内数值模拟结果与实验结果进行对比.分析表明:根据本文模型,可以实现对过冷流动沸腾气泡脱离点位置的数值模拟,而且具有较高的准确度.源于圆管实验的Saha-Zuber模型和Bowring模型适用于双面加热矩形通道.     

AP1000波动管内空气-水液泛特性试验研究

在室温及常压条件下以空气-水为工质,对AP1000稳压器不同液位下的波动管内液泛过程及液泛特征点进行了试验现象研究、机理分析和数据分析,得到两相逆流液泛动态特性。研究结果表明:波动管竖直管部分是最容易发生液泛现象的位置;波动管内液泛特性符合Kutateladze关系式;当气体流量较小时,液相流量随着稳压器液位的增高而减小;当气体流量较大时,液相流量随着稳压器液位的增高而增大;液体完全滞止点基本与稳压器液位高度无关。     

竖直管内纯蒸汽冷凝换热机理模型的开发

为提高大型热工水力程序对换热系数估测准确度,从竖直管内冷凝换热机理出发,通过求解守恒方程,分别建立适用于竖直管内纯蒸汽冷凝层流和湍流的机理模型。将开发的机理模型计算结果、RELAP5计算结果与Kuhn实验的层流和湍流实验数据对比,机理模型计算结果精度高于RELAP5,并与实验结果符合良好。     

环形窄缝通道单相流动特性研究

对环形窄缝通道内单相流动特性进行了分析，提出了理论模型预测环形窄缝通道内单相流动阻力特性。根据该模型，对窄缝宽度分别为1.0、1.5、2.0mm环形通道内单相湍流流动摩擦阻力系数进行了理论计算，并与实验结果进行了比较。理论预测值与实验结果符合较好，且窄缝间隙大小对环形窄缝通道内流动特性有着重要影响，随着间隙的减小，摩擦阻力系数相应减小。间隙对流动阻力系数的影响还依赖于Re大小，其影响随Re的减小而降低。     

基于中子均方位移守恒的平均散射角余弦计算

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时，一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦，会引入额外的计算误差。针对该问题，本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发，根据中子均方位移的统计结果，计算得到保证该物理量守恒的平均散射角余弦。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,并使用各向异性较强的快中子反应堆问题对该方法进行了测试。相比于传统方法，反应堆有效增殖因子的偏差由588×10^-5～796×10^-5降低为-31×10^-5～266×10^-5,相对裂变反应率分布的最大相对偏差由3.754%～4.675%降低为-0.990%～0.920%,均方根偏差由1.864%～2.444%降低为0.569%～0.612%。结果表明：本文方法可以可以有效降低传统方法的计算偏差，具有一定的应用价值。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析，验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明，CPR1000在发生全厂断电事故后，PEFWS完全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，从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。