TACR燃料通道的子通道分析

用COBRA程序对TACR中装载旧钍燃料和新钍燃料的燃料通道进行了子通道分析,揭示了TACR燃料通道在这两种堆芯装料情况下热工水力情况的异同.为TACR堆芯热工水力设计提供了参考.     

核反应堆非能动余热排出系统分析

本文提出了一种适用于船用核动力装置的非能动余热排出系统的方案设计。该系统利用三个回路的自然循环，把余热排到最终热阱。利用RETRAN02程序，结合陆奥堆的参数，对该系统余热排出能力进行了计算，并分析了影响余热排出能力的几个关键因素。     

稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。     

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响 ,总趋势是使自然循环能力有所下降     

关于室内氡辐射防护的探讨

在介绍元素氡物化特性的基础上，系统分析了室内环境中氡的来源、影响因素以及室内空气中氡对于人体健康的危害。针对不同氡源、不同建筑物提出通过污染源的阻断以及通风等具体措施可有效地降低室内氡的浓度，达到改善室内生活环境质量的目的。     

钍基先进坎杜堆子通道分析

利用子通道计算程序ASSERT-PV V3R1计算TACR1000在不同钍装填模式、不同功率、不同寿期下的子通道热工水力学特性.根据对子通道质量流密度、空泡份额和干涸起始功率方面的计算,从功率展平及安全性的角度考虑,钍铀粉末交混装填模式明显好于内8根棒为钍的装填模式.     

并行双通道内超临界水流动不稳定性数值分析

采用时域法对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数值计算模型,对质量、动量及能量方程进行隐式差分离散求解,自行编制计算程序SCIA。采用SCIA分析双通道结构堆芯流动特性,计算得到超临界条件下的水动力曲线,研究了系统参数对超临界水流动稳定性的影响规律。结果表明:静态流动不稳定性在SCWR中很难发生;超临界下的系统参数影响规律与亚临界具有相似性。     

燃料棒内氦气压力无损检测的数值模拟

用数值模拟的方法对一种用温度测量进行燃料棒内氦气压力无损检测的方法进行了模拟计算,该方法的基本原理是氦气在不同压力下具有不同的传热特性.采用二维差分模型,编制了用于计算燃料棒内瞬态二维温度分布的程序RODTRAN,计算模拟具有不同氦气压力下元件棒在一端固定热源温度加热后所形成的温度分布随时间的响应特性.通过用RODTRAN程序计算各种不同压力情况下的燃料棒动态传热特性,发现利用x=14.5 cm处的包壳表面升温速率可以推算燃料棒内的氦气压力,氦气压力的测量精度可小于5%,也就是说可以区分1.9 MPa和2.0 MPa的压力差别,此时的最大温差可达0.5℃,同时也发现压紧弹簧段的温度响应比铀芯块段要快.所得到的结论,可为氦气压力无损检测装置的设计提供很好的技术支持.     

PDS-XADS散裂靶热工水力分析

本文对小型加速器驱动的次临界系统（ADS）--PDS-XADS散裂靶进行了热工水力分析。分析的XADS型实验堆基于欧洲PDS-XADS实验项目的设计,使用铅铋合金（LBE）作为冷却剂。散裂靶是ADS的核心部件之一,用以确保反应堆功率维持在指定水平。本文利用计算流体力学软件ANSYS CFX 11.0对散裂靶的下部区域进行热工水力分析。分析采用稳态计算、剪切应力输运（SST）湍流模型,在壁面边界条件处采用自动壁面函数法,针对不同的散裂靶设计进行计算流体力学（CFD）分析,最后根据散裂靶设计限值选择最优设计方案。     

AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析

利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC－3D，对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析，该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽，不可凝干空气，连续相水和非连续相水，对气相引入k-ε湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC－3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响，能够较精细描述在发生核电厂设计基准情况下出现与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象，本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明，AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。