槽孔式水力驱动控制棒槽孔阻力系数实验研究

对槽孔式水力驱动控制棒槽对孔阻力系数进行了大量实验研究，获得了槽孔式水力驱动控制棒槽对孔阻力系数和其随槽对孔位移的变化规律，分析了槽对孔阻力系数与控制棒槽对孔结构参数之间的关系。结果表明：随槽对孔位移的增加，槽对孔阻力系数从某一较大的定值迅速降低到某一较小的定值，然后再迅速反回到初始的定值，形成一个对称的宽幅波谷；槽高使阻力系数曲线波谷幅宽发生变化，也使完全不重合段的阻力系数发生变化；随内套孔径的增大，阻力系数有所降低，其对阻力系数的影响也进一步减弱。孔径增大到一定程度，阻力系数基本不受孔径参数的影响。     

板型燃料组件内部温度场数值模拟

以板型燃料组件为研究对象，采用商用流体力学计算程序CFX5对板型燃料组件内部温度场进行数值模拟。数值计算结果表明：燃料组件不同流道的流速分布和温度分布均较均匀，单一流道的流速分布和温度分布也较均匀。燃料板所构成的各流道从外到内流速变化不太大，在中间流道内流速稍小一些，但差值很小；燃料组件单一流道内的流速在壁面附近快速减小，壁面上流速为0。燃料板和定位梳的温度最高，侧板温度与板间流体温度相近，侧板外侧的流体温度较低。     

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。     

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。     

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。     

螺旋直径对螺旋管泡状流截面分布特性的影响

研究了不同螺旋直径螺旋管中泡状流的相界面参数（空泡份额、相界面浓度、气泡尺寸等）的截面分布特性。通过图像法标定了电导探针的测试精度,并通过合理地处理双头电导探针,得到了螺旋管中泡状流的空泡份额、相界面浓度和气泡数量频率的定量分布云图。为进一步量化地描述相界面参数的分布特征,采用统计方法定义了截面平均参数、相界面离散系数和气泡平均聚集坐标来表征其特性。实验结果表明,随着管道旋转直径的增大,气泡截面平均空泡份额有所下降,分布范围缩小,平均聚集坐标向上方和外侧移动,气泡尺寸整体上有所下降。     

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。     

小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析

近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。     

低压低干度自然循环流量漂移和热虹吸现象的动态模拟

采用一维两相4方程漂移流模型编制程序,对5MW核供热堆模拟实验回路中发生的流量漂移现象进行数值模拟,同时分析热虹吸的机理,并对其进行动态模拟.结果表明,该程序可以对自然循环系统的静态不稳定性进行模拟,对流量漂移现象的模拟基本与实验相符.     

反应堆生产放射性同位素热源材料及其应用

可用于深空探测等领域的放射性同位素温差发电器利用半导体热电元件直接将放射性同位素的衰变热转化为电能.目前所使用的热源材料--放射性同位素~(238)Pu具有半衰期适中、热功率密度较高、α衰变易于辐射防护等特点,已获得较为广泛的应用.本文简要介绍利用反应堆生产~(238)Pu的途径以及分离、纯化过程.