TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

三层各向同性碳包覆（TRISO）燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料（M3）芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料（FCM）的等效导热系数。      

基于顺序函数法的圆管内部流体温度反演

本文利用顺序函数法(SFSM)对二维圆管内近壁面流体温度和对流换热系数进行快速反演。通过数值实验验证了导热反问题程序的精确性,探讨了测量噪声对反演结果的影响。结果表明：该方法能精确反演得到圆管近壁面流体温度和对流换热系数;当存在测量噪声时,反演值在真实值之间来回波动,波幅随测量噪声的增大而略有增大。在有或无测量误差条件下,近壁面流体温度的反演平均相对误差均在1%左右,而对流换热系数的反演精度略差一些,其平均相对误差均小于20%,说明该反演程序具有一定的抗噪性。     

大宽高比矩形窄缝通道沸腾起始点实验研究

矩形窄缝通道中的泡核沸腾起始点（ONB）预测对反应堆安全设计十分重要。针对通道尺寸为50 mm×3 mm×1000 mm的竖直矩形窄通道,以去离子水为介质,通过监测壁面温度变化确认ONB的位置,研究了热流密度、质量流速、压力、入口过冷度等参数对ONB发生位置和壁面过热度的影响。收集并评价了已有的8个ONB预测模型,结合实验数据分析得到结论：基于池沸腾的ONB预测模型及其改进模型不能很好的适用于矩形窄通道内,尤其是针对质量流速带来的影响。一些针对矩形通道ONB预测开发的模型可以一定程度上反映ONB点壁面过热度随不同参数变化的发展趋势,但由于实验参数范围不够宽,适用范围和预测精度仍受到限制。结合影响矩形窄缝通道ONB发生的主要因素,推导了适用于计算宽谱参数工况下矩形窄通道中ONB点壁面过热度的解析解形式,并利用实验数据进行了拟合,新关系式超过95%的预测结果与实验结果偏差小于±20%。同时新关系式对其他相关公开文献的ONB数据预测仍在较好的误差范围内。     

UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。     

非能动安全壳中降膜流动与波动特性数值模拟研究

基于非能动安全壳建立了1:45的简化的二维数值模型,在保持无量纲数不变的前提下,利用流体体积函数（VOF）模型捕捉气-液交界面,分析了不同雷诺数（Re）条件下的液膜铺展状况。通过与实验结果的对比,模拟结果能够较好地反映出实验结果中的液膜波动现象,且液膜厚度的变化与Re一致;竖壁降膜过程受多种力的综合作用,波动的液膜可以分成明显的层流底层与独立波两部分,层流底层流速较低而独立波沿流动方向移动较快,随着液膜的铺展,独立波之间发生碰撞和融合并加剧液膜的波动性;随着Re的增加,层流底层的液膜厚度及独立波的振幅都有所增加,同时波动性加剧。      

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。