核蒸汽发生器传热段二次侧热工水力分析

ＣＯＢＲＡ－ＴＦ是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序．结合我国某核电站现役的蒸汽发生器，对ＣＯＢＲＡ－ＴＦ从反应堆堆芯到蒸汽发生器的移植问题进行了初步的尝试，并将计算结果与该电厂的计算结果进行了分析比较．     

高温平板滞止区内饱和水喷流沸腾传热最大热流密度

对高温平板滞止区内饱和水喷流冲击沸腾的临界热流密度进行了理论解析和实验研究。根据气液两相流稳定性理论得到了气泡层下最大液膜底层厚度，并由最大液膜底层厚度和液膜平均流速，建立了一个预示临界热流密度的半理论方程。方程系数由稳态实验数据拟合得到。研究结果证明，临界热流密度取决于滞止冲击速度和喷流直径，半理论半经验式能较好地预示实验结果。     

微通道中临界热流密度的实验研究

对当量直径0.5 mm,有效加热长度45.0 mm的微通道进行了临界热流密度的实验研究.表明临界热流密度随工质质量流速和进口过冷度的增加而增加.基于实验数据给出了临界热流密度与Weber数、进口过冷度的关联式.实验还发现微通道中的临界热流密度现象不同于常规通道.微通道中临界热流密度的产生是由于微通道的蒸汽阻塞.在达到临界热流密度之前,微通道的流动和传热主要是周期性的过冷流动沸腾,从微通道逸出的汽泡和进入微通道的液体反复交替冲刷微通道.一旦达到临界热流密度,微通道中的流动和传热主要是一个蒸汽周期性逸出的过程.一直持续到过热蒸汽的出现,直到最后整个微通道被过热蒸汽阻塞.     

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。     

以R22为冷却剂的闭式循环相变喷雾冷却实验研究

为了获得相变喷雾冷却特性,设计并搭建了以R22为冷却剂的闭式循环喷雾冷却实验平台,研究了制冷剂R22的相变喷雾冷却性能。实验在喷雾高度为22 mm、喷雾腔压力维持在0.34MPa、喷嘴入口温度保持在-3℃的条件下进行。实验结果表明:当维持喷嘴入口压力为定值时,随着加热功率的增大,热流密度增大,表面换热系数先快速升高但在接近临界热流密度时有所下降;当调节入口压力时,随着喷嘴入口压力从0.6MPa升高至1.0MPa,临界热流密度呈现出先升高后降低的趋势;当入口压力为0.8MPa时,系统所能达到的临界热流密度最高,为276.1W.cm-2,相应的喷雾冷却壁面温度为26.8℃,说明当使用R22为喷雾介质时,文中实验系统具有高热流密度及低冷却表面温度的显著特点。     

粗网节块内功率的重构

粗网节块程序如ＮＧＦＭ、ＳＩＭＵＬＡＴＥ等只能给出平均功率。而反应堆设计中更关心的是堆芯内燃料元件的功率分布。本文讨论了获得堆内元件功率分布的重构方法。双二次多项式用于快群中子通量展开，与双曲函数项结合的双二次多项式用于热群中子通量密度展开。研究了２１项和１３项展开法，并与ＣＩＴＡＴＩＯＮ细网格计算进行比较。结果表明，本文中研制的２１项方法程序ＲＥＣＯＮ比ＳＩＭＵＬＡＴＥ－３ＮＥＭＯ程序中所用的１３项方法精确得多，在外围区域更明显。     

模糊数学方法在压水堆热工水力分析中的应用

描述了模糊数学的基本方法和原理，并将模糊数学方法用于压水堆热工水力分析中。尝试了工程热管及热点因子的确定、临界热流密度（CHF）计算公式的选用和确定。探索了用模糊数学进行了压力堆热工水力分析的应用途径。结果表明：应用模糊数学方法分析压水堆热工水力过程，可以得到一种较为符合实际和较为准确的描述，是一种有前途的可开发的研究方法。     

ACOUSTIC NONLINEARITY PARAMETER TOMOGRAPHY WITH FINITE AMPLITUDE SOUND WAVE

ＡＣＯＵＳＴＩＣＮＯＮＬＩＮＥＡＲＩＴＹＰＡＲＡＭＥＴＥＲＴＯＭＯＧＲＡＰＨＹＷＩＴＨＦＩＮＩＴＥＡＭＰＬＩＴＵＤＥＳＯＵＮＤＷＡＶＥＺｈａｎｇＤｏｎｇ；ＧｏｎｇＸｉｕｆｅｎ；ＹｅＳｈｉｇｏｎｇ（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｃｏｕｓｔｉｃｓ，ＫｅｙＬａｂ...     

MAGNETIC RELAXATION AT EARLY TIMES AND FLUX DIFFUSION BARRIER V（J，B，T） FOR Ti－1223 DOPED WITH Pb AND Ba BY COMPLEX AC SUSCEPTIBILITY MEASUREMENTS

ＭＡＧＮＥＴＩＣＲＥＬＡＸＡＴＩＯＮＡＴＥＡＲＬＹＴＩＭＥＳＡＮＤＦＬＵＸＤＩＦＦＵＳＩＯＮＢＡＲＲＩＥＲＶ（Ｊ，Ｂ，Ｔ）ＦＯＲＴｉ－１２２３ＤＯＰＥＤＷＩＴＨＰｂＡＮＤＢａＢＹＣＯＭＰＬＥＸＡＣＳＵＳＣＥＰＴＩＢＩＬＩＴＹＭＥＡＳＵＲＥＭＥＮＴＳＤ...     

高温平板上过冷水喷流冲击沸腾传热的最小热流密度点

运用两相流边界层理论，对高温平板上过冷水自由喷流沸腾传热曲线最小热流密度点所对应的稳定蒸汽层内蒸汽极限流动条件进行了理论假定，得到了计算最小热流密度点热流密度和壁面过热度的半理论式．公式系数利用现有实验数据拟舍得到．研究发现，最小热流密度与壁面过热度、喷流雷诺数的平方根成正比，而与喷流直径成反比．最小热流密度点的壁面过热度基本只与水过冷度线性相关．半理论半经验式能较好地预示实验结果．     

非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析

对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型，并编制程序对模型进行了数值求解，模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性．计算分析了冷热芯位差和余热交换器换热面积对系统特性的影响．结果表明，各参数的变化趋势是合理的．冷热芯位差和余热交换器换热面积越大，对系统越有利．     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.     

CASTA-1:水堆全堆芯和子通道三维两流体瞬态分析程序

本文给出了用于核反应堆堆芯热工水力瞬态分析的两流体模型。该模型分别列出每一相的质量、动量和能量差分守恒方程，不需要两相有相同的速度和温度。按该模型编制的ＣＡＳＴＡ－１程序能求解直角座标系的三维方程组。该程序允许选择堆芯顶部和底部的压力或速度边界条件的任意组合。由于该程序还考虑了测边界条件的处理，因此它不仅能用于全堆芯分析，还能用于子通道分析。文中还给出了压水堆和沸水堆堆芯计算实例的比较。     

Sensitivity Analysis of Relap5 Simulation on AP1000 Nuclear Power Plant

During the simulation of AP1000 nuclear power plant,the values of input parameters, core nodalization methods and calculation models, may have important influence on the code outputs. Therefore, it is necessary to identify and evaluate the influence of these parameters and modeling approaches quantitatively. Based on the best estimate thermal-hydraulic system code RELAP5,sensitivity analyses have been performed on core partition methods,parameters and models in AP1000 nuclear power plant,such as the core channel number,pressurizer node number,and feedwater temperature. The results show that code channel number,code channel node number, and the pressurizer node number have apparent influences on the coolant temperature variation and pressure drop in the reactor. The feedwater temperature is a sensitive factor to the steam generator( SG) outlet temperature and the SG outlet pressure. In addition,the influence of the cross-flow model on coolant temperature variation and pressure drop through the reactor is insignificant,both in steady state and loss of power transient. Furthermore, some suitable parameters and modes also have been put forward for the nuclear system simulation.     

基于统一耦合框架的堆芯物理热工耦合程序的开发及验证

为实现对反应堆多物理多尺度场的综合模拟,基于统一耦合接口理念ICoCo和统一数据传递模型MED库,对中子时空动力学程序CORCA-K和子通道程序CORTH进行了程序封装,并采用supervisor流程控制方案实现了CORCA-K和CORTH之间的耦合.通过三维轻水堆国际基准NEACRP弹棒算例进行程序验证,数值结果表明,基于统一耦合框架的CORCA-K和CORTH的耦合程序可以实现CORCA-K和CORTH之间的场数据传递与耦合计算,计算结果与CORCA-K已开发的耦合接口计算结果符合地很好,二者与基准结果基本一致.     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

WIMS-SN程序系统对NHR-10堆物理设计的有效性

组件计算是堆物理计算中的一个重要环节.用WIMS-SN系统计算含可燃毒物组件时,出现比较大的误差,不适宜低温供热堆含可燃毒物组件的计算.文中分析其计算过程,改进了该程序系统,使它可应用于含可燃毒物燃料组件计算.研究发现用WIMS棒束模型计算钆棒栅元归并截面时,使用的能谱是无钆燃料区的能谱,因此会带来较大误差.为了避免这种情况发生,在输运计算中必采用多群多区模型.通过与TPFAP程序校算,二者差别较小,说明该程序系统可以应用于低温供热堆的物理设计.     

异丁醛一步氧化反应器操作工况的模拟研究

建立了文题反应器的二维拟均相数学模型。经正交配置技术离散化处理后，由Ｇｅａｒ法求得床层内温度和收率的轴向、径向分布，模拟工业单管的结果与实测值较好地吻合。通过工况模拟，为年处理６ｋｔ异丁醛工业反应器确定了优选的操作条件及适宜的操作可行域，为设计、操作和控制提供指导和依据。     

Numerical studies on flow and thermal fields in MOCVD reactor

A systematic study has been performed to investigate the flow and thermal patterns of vertical rotating Thomas Swan MOCVD reactor at low pressure,using 2-D dynamic modeling.By varying and calculating the several important process parameters of the reactor,the optimized conditions of the uniform distributions of velocity and temperature profiles in steady state have been obtained.Then,time-dependent models with the step response perturbation of the total gas rate can help identify the visual transient behavi...