核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。     

200 MW核供热堆非线性模型的动态分析

为了对已建立的２００ＭＷ核供热堆的非线性模型寻求简化的依据，对该模型进行了动态分析。讨论了在反应性扰动和二回路流量扰动下，堆功率和上气室水温的动态过程。通过比较模型的动态特性曲线，得出结论：一组缓发中子模型满足控制模型所要求的精度；在整个自动功率运行范围内，不能忽略自然循环流量变化对堆芯内燃料与冷却剂之间的传热系数的影响，但可忽略它对主换热器一次侧换热系数的影响、主换热器管内水的热惯性以及堆内各出入口处的容积作用，并可把烟囱和下降管分别用一阶惯性环节近似，对二回路流量扰动下的动态特性影响较明显，而对反应性扰动下的动态特性影响不大。     

密度核反馈条件下低压自然循环两相流动稳定性实验

为了研究核供热反应堆主回路自然循环两相流动稳定性，考证了具有密度－核反馈耦合条件下两相流动的热工水力学行为。在热工实验回路ＨＲＴＬ－５中引入了反应堆中子动力学模拟系统。以实测冷却剂密度作为其输入参数，以中子动力学模拟系统的功率输出通过ＨＰ－３８５２５控制器对系统电加热功率进行实时控制，实验研究了不同工况条件下自然循环两相流动的稳定性。研究结果表明，核反馈耦合条件下系统中出现很低欠热度不稳定性区，反馈系数大小、测量系统和元件动态响应特性对自然循环两相流动稳定性有重要影响。     

简化沸水堆(SSBWR-200)的热工设计和事故分析

设计开发了新一代小型先进简化沸水堆— SSBWR-2 0 0。采用全功率自然循环、较低的功率密度、堆芯以上更大的冷却剂装量、新型的水力学控制棒传动系统、非能动余热载出系统以及取消堆芯紧急冷却系统、安全壳冷却及喷淋系统等先进设计。通过引入反应性扰动以及对 6种典型事故的计算分析 ,结果表明 :SSBWR- 2 0 0具有良好的稳定性和安全性 ,可以应用于热电联供、区域供热、海水淡化等多种目的     

REPEC非加热实验的RELAP程序模拟

为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过改变体积流量大小、注气方式和进出口面积对自然循环流率和外部冷却两相流动现象进行分析.结果表明,模拟结果与实验结果的一致性较好;循环流量随体积流量的提高呈现先增强后降低的趋势;进出口面积增大可以提高自然循环流量,但出口面积变化对循环流率和流动稳定性的影响更为显著.     

非光气异氰酸酯热解反应釜流场和温度场的CFD模拟研究

采用计算流体力学（CFD）方法研究了1 L、1 000 L单层桨和1 000 L双层桨非光气异氰酸酯热解反应釜的流场和温度场,同时研究了N₂吹扫对反应釜温度分布和温度变化速率的影响,结果表明：1 L、1 000 L单层桨间歇热解反应釜流体经三叶搅拌桨加速后均分为上下两个循环区,上循环区平均温度高于下循环区平均温度;与1 000 L单层桨热解反应釜相比,1 000 L双层桨热解反应釜的双层桨之间形成了明显的漩涡,且不同搅拌时间下的温度变化情况与1 000 L单层桨热解反应釜模拟结果基本一致,表明多层桨的引入对热解反应釜温度变化速率无明显影响;N₂通气速率从0增加到600 mL/min,反应釜内的温度变化速率由0.180℃/s增加到0.215℃/s,因此N₂的通入增加了热解反应釜内流体的湍动程度,增大了釜内侧的表面传热系数,导致温度变化速率增加。     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。     

ADS次临界堆芯动态特性模拟

次临界反应堆依靠质子束打靶产生的中子来维持运行,其动态行为与普通临界堆不同.本文建立了铅铋次临界堆芯的动态模型,编写了相应的计算程序,验证了ADS中子动力学模拟的正确性.本文分别模拟了冷却剂入口温度和流量变化对次临界堆的影响.同时,模拟了不同加速器频率下,次临界反应堆的动态响应.结果表明,冷却剂入口温度和流量,均会影响次临界堆的安全运行;选择高频率的质子加速器可以保持次临界堆的稳定运行.     

新型压水堆自然循环特性计算分析

针对新型压水堆的结构特点，在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上，建立了描述其稳态自然循环特性的数学模型．模型对新型压水堆在稳态自然循环过程中可能出现的流动形式和换热状态进行了充分考虑．通过数值迭代求解该模型，对新型压水堆的自然循环特性进行了理论分析．计算结果表明：反应堆自然循环流量随堆芯功率的增加而增加，并且是堆芯功率的指数函数；在不同蒸汽压力下，反应堆的自然循环流量不同，且随蒸汽压力的增加而增加．冷热芯位差越大，反应堆自然循环能力越大．该研究对我国新型压水堆的概念设计提供了重要的理论依据．     

基于非线性频率分析的主泵故障诊断技术研究

针对非线性系统的故障诊断问题,采用非线性频率特性分析的故障监测方法,对主冷却剂泵转子的开裂纹故障进行定位识别.该方法建立主泵开裂纹故障的数学模型后,使用两个幅值不同正弦信号激励系统,从非线性输出频率响应函数得到主泵振动信号的频率响应,通过计算系统频域的故障特征值,定位出了裂纹故障的位置.使用Matlab和Simulink的仿真工具验证了该方法的有效性,因此该方法可以应用于主泵裂纹故障诊断的研究之中.     

基于CFD方法的氟盐冷却高温堆安全限值研究

氟盐冷却高温堆（FHR）是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。本文以上海应用物理研究所设计的球床FHR（PB-FHR）为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

自然循环两相流系统压降特性研究

两相流压降特性是两相流稳定性研究中的重要特征参数，不同类型的不稳定有不同的压降特性与之对应。本文在清华大学核能技术设计研究院的５ＭＷ热工水力模拟实验台架上对自然循环条件下两相流压降与系统流量的关系进行了实验研究。对自然循环和强迫循环流动中压降流量特性进行了比较。实验发现在发生振荡时，压降与流量反相，加热段入口欠热度保持不变。在压降流量相图上，振荡呈现为逆时针方向周期６ｓ的极限圈。     

冷却系统节温器部件的流阻分析及结构改进

某摩托车冷却系统阻力偏大,造成冷却系统漏水现象,经排查初步原因为散热器及节温器管路的总体阻力较大。为研究冷却系统节温器部件的流阻大小,采用CFD分析软件STAR-CCM+对节温器部件流场进行了数值模拟。结果表明节温器全闭状态下小循环流阻为187 kPa,对冷却系统总阻力影响较大。为降低节温器全闭状态下小循环流阻,研究了大节温器、双节温器、小循环连接管路内径对该阻力的影响。结果表明大节温器、双节温器结构可有效降低节温器全闭状态下小循环流阻,但在节温器全开时流经小循环的冷却液流量占比增加较大且成本高。在原节温器状态下,小循环连接管路内径增大,小循环流阻明显降低,而流经小循环的冷却液流量占比增大。结合成本和快速应对冷却系统阻力偏大的问题,建议小循环连接管路选择12.2 mm直角弯管状态,小循环流阻降低34.8%, 流经小循环的冷却液流量占比为36%。研究结果可为阻力评估及结构改进提供仿真数据参考。     

Experimental Analysis on Non-thermoequilibrium in a Natural Circulation System

给出自然循环系统中欠热沸腾及闪蒸的分析及实验研究结果。实验在５ＭＷ核供热堆的模拟实验回路上完成。分析采用了四方程一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中汽泡闪蒸起始点。进口欠热度及系统压力作为变化参数。为了便于比较，也给出了仅采用饱和沸腾模型的结果。研究表明欠热沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布及系统循环流量有很大影响，且系统压力越低，欠热沸腾及闪蒸的影响越大，在很宽的进口欠热度条件下加热段中只发生欠热沸腾。计算结果与实验值吻合得很好。此研究结果对于丰富和发展两相流理论，对自然循环两相流系统，特别是对以自然循环方式运行的低温核供热反应堆有重大意义。     

压水反应堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水反应堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析，计算压水反应堆稳态自然循环载热能力及相相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。得用ＭＩＳＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响，对计算结果作了分析。     

核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。     

自然循环的余热排出系统的分析

采用自然循环的余热排出系统是一种被动安全的系统。用一维流体动力学模型分析了具有三重自然循环回路的余热排出系统的余热排出过程，给出过程各参数的变化。分析结果表明：在余热排出过程中，反应堆冷却剂的温度和压力均存在一个最大值；这时的空冷器传热功率也达到最大值，这个最大值可以反映余热系统排热能力。     

反转压水反应堆热工水力特性初步研究

采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据.     

低温堆余热排出系统启动方式的影响

非能动余热排出系统是200MW低温供热堆重要的安全保障系统,其启动方式对整个系统运行过程和效率产生重要影响。通过建立合适数学物理模型,编制计算机程序仿真模拟零流量和微流量两种启动,选择高精度Gear算法,研究启动方式对整个系统运行过程影响,掌握其稳态和瞬态工况下的热工水力特性,就瞬态变化过程做出比较分析。微流量启动使余热排出系统参数波动变大,达到稳定过程的时间变长。冬季选择微流量,保持管内流动,可以防冻;夏天选择零流量,可以提高系统敏感性和响应速度。根据不同环境,选择适当启动方式。仿真对系统实际的设计和操作都有重要意义。     

气空间中不凝结气体对自然循环流动沸腾的影响

为了研究不凝结气体对反应堆安全的影响，在清华大学核能技术设计研究院５ＭＷ热工水力实验台架上研究了气空间中有不凝结气体存在时自然循环两相流稳定性的变化。实验发现：在气空间中有很高的氮气分压情况下，即使冷凝器投入运行，系统仍可能出现沸腾和两相流振荡，汽液交界面的温度可达到气空间总压对应的饱和温度，蒸汽分压在气空间中存在不均匀分布。这些现象的研究对压水反应堆变工况运行有重要意义。并对汽液交界面的Ｓｔｅｆａｎ流现象进行了理论分析。