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。     

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制（CCFL）特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量；竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量；两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况，进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出，竖直管内的局部CCFL较弱，上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况，从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出，竖直管内的局部CCFL强烈，在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合，表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。      

环形通道内液态铅铋合金流动换热特性实验研究

通过对环形通道内液态铅铋合金的流动换热特性进行实验研究，得到了气泡泵注气对液态金属流动的影响，并拟合出环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数关系式和换热特性关系式。结果表明：采用气泡泵注气能有效提升铅铋合金的质量流速；相同Reynolds数下环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数大于由布拉休斯公式计算得到的摩擦系数；液态铅铋合金对流换热过程中，导热项占主导地位，并且Nusselt数随Peclet数的增大而增大。     

直边人口直通道临界流的理论研究

在Ｈｅｎｒｙ模型的基础上，作了一系列改进并对摩擦进行了修正，得到一均匀非平衡模型。该模型比Ｈｅｎｒｙ模型计算范围广，可计算初始饱和、欠热液体及进口含汽量不为零的直边入口、直通道、Ｌ／Ｄ＞１２的临界流。     

中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发

针对中国先进研究堆(CARR)的具体特点开发了堆芯多通道热工水力计算程序ECARR。通过对全堆芯的数值模拟，得到了堆芯流量分配和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场，为进一步分析燃料元件的温差热应力等其它参数提供了所需数据。同时还对堆芯最热通道进行了热工水力计算及相应准则的判定。各参数符合CARR热工水力设计准则要求。     

中国先进研究堆自然循环两相流动不稳定性分析

应用均相流模型对中国先进研究堆自然循环两相流动不稳定性进行数值分析计算，获得了自然循环不稳定性边界，分析了流量、压降、壁温、流体温度以及沸腾边界等参数在不稳定工况下的变化。研究结果为中国先进研究堆的安全运行和事故分析提供了重要参考。     

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。     

空间堆辐射散热器设计分析

本文针对空间堆热管辐射散热器进行了初步设计分析，建立了单块辐射板传热模型，包括冷却剂与蒸发段的对流换热、热管内部由蒸发段到冷凝段的传热、冷凝段和C-C包壳之间的传热、C-C包壳辐射散热量等。选取了5种不同热管数目的方案进行计算，得到每种方案下冷却剂支管冷却剂温度沿流动方向的变化规律。结果表明，当热管根数为7 436时，满足设计要求。在热管根数固定的情况下，辐射散热器的最佳翅片宽度为30 mm，单块辐射板合适的冷却剂流量为0.5 kg/s。