高温气冷堆内含硼碳材料吸湿特性与扩散系数研究

高温气冷堆（HTGR）是世界上首座具有第四代核电特征的堆型,堆内装载了大量石墨和碳作为结构材料和燃料元件基体。碳素材料是一种多孔材料,常温下吸附空气中的水分等杂质。高温气冷堆的初装堆除湿过程和事故后除湿过程,由水分扩散性能决定。通过含硼碳（BC）材料动态吸湿实验得到水分质量变化曲线,将其与模拟结果拟合得到材料中水分的有效扩散系数D_e＝7.30×10^-10 m²/s。通过吸湿实验得到湿度和温度对平衡吸湿量的影响。环境湿度越高,平衡吸湿量越大,二者近似呈线性关系;温度越高,平衡吸湿量越小。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

板状燃料组件窄缝流道流速分布实验研究

实验研究了平行窄缝流道板状燃料组件的流速分布。实验以无离子水作流动介质，在常压及不同Re条件下进行。实验结果表明：在不同Re条件下，横向单通道流速分布呈中间流速高、边缘流速陡减的梯形分布，符合常规流道流速分布特点；纵向平行多通道间的流型呈中间流速低、边缘流速高的凹型分布，这种凹型分布是由入口结构件造成的，对反应堆堆芯流量的均匀分配不利。     

自然循环回路失水闪蒸时的流动和传热试验研究

研究是在５ＭＷ核供热反应堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５完成的，经研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力，温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律，揭示了闪蒸过程的两个阶段，给出了换热系数的实验结果，结果表明小破口失水过程由于闪蒸改善了自然循环和传热情况，使无件棒温度保持在较低水平，不会烧毁。     

上空腔小破口失水事故模拟实验

文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。     

破口事故比例模拟中安全壳破口源项参数评估研究

采用基于破口总焓相似、强迫射流及浮力羽流流场相似及传热传质过程相似的多约束分析体系,归纳与质能源项相关的传热传质过程、耗散过程以及自然循环过程的时间尺度,确定模拟实验源项满足的各种模拟工况所必须遵循的设计约束条件。分析表明,自然循环过程时间常数是约束不同物理过程最重要的基础参数,也是模拟装置设计的基本约束参数。给出适用于确定安全壳破口源项试验参数的计算关系式,用于计算获得试验装置的几何参数和试验边界条件。     

200MW核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验

实验研究承２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）水力实验回路（ＨＲＨＴＬ－２００）上完成，采用１：１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同，研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（φ５０－φ１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ－２００的热工水力学设计 。     

低温循环水供热网供回水温度的优选

利用过时的中低压凝汽式汽轮机在冬季改为供热机组运行(包括打孔抽汽和低真空运行等方式)实行集中供热是节能和减轻城市大气污染的有效措施。在国外,苏联和美国也一致认为有条件的情况下,改造冷凝式为供热机组是较经济的方法。苏联从1958年以来已将350台左右10万千瓦以下的凝汽机改为供热机组。我国从1971年开始。长春第一汽车厂就把31—12机组在每年冬季低真空运行供热,已积累了十多年的经验。近年来,北方的集中供热有较快的发展,其中多数是     

循环工况转换过程中的燃料棒热应变分析

利用RELAP5程序建立分析模型,结合强迫循环工况转换自然循环工况的试验数据,对转换过程中的冷却剂温度变化速率和燃料棒的热应变进行计算分析.计算结果表明:结合RELAP5程序进行燃料棒的热应变分析是合适的;自然循环转换过程中燃料棒热应变的变化剧烈,对燃料棒的机械性能产生影响;结合RELAP5瞬态分析结果,也可以分析其他工况变化过程对燃料棒的热应力冲击问题.