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。     

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。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明：该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

铅基快堆关键热工水力问题研究综述

铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方向,同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题。针对热工水力关键问题的5个方面,即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析,对国内外研究现状展开了分析,总结了当前研究成果,并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈。本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导。     

基于OpenFOAM的过冷流动沸腾数值模拟

过冷流动沸腾现象被广泛应用于工业生产和动力系统中,对该现象的准确预测是两相流CFD模拟的重要研究方向。本文详细阐述了该模拟过程中的欧拉两流体模型及相关辅助模型,基于开源CFD平台OpenFOAM,模拟了4.5 MPa下竖直圆管内的过冷流动沸腾,得到了截面空泡份额、液相平均温度及壁面温度沿轴向的分布。计算结果与实验值符合良好,说明了模型的有效性和程序的正确性。本文可为在OpenFOAM中添加新的模型及开发新的求解器以模拟过冷流动沸腾问题提供参考。