基于两区模型的钠冷快堆无保护失流事故

为了研究钠冷快堆的固有安全性,研究了适用于钠冷快堆系统分析的理论模型,根据钠冷快堆的特点开发了SAC程序。针对钠池温度计算不准确问题,提出了两区模型。利用三维模型计算钠池主流区,采用提出的两区模型计算钠池温度的瞬态响应。选取了美国实验增殖反应堆(EBR-II)的无保护失流事故实验进行计算对比分析,采用三维钠池模型对钠池流场进行计算和分析,采用两区模型有效地计算了钠池温度瞬态响应。程序计算的事故瞬态结果与实验结果符合较好,验证了SAC程序进行快堆瞬态计算的准确性,同时证明了利用金属燃料的钠冷快堆的固有安全性。     

液态铅铋合金自然循环实验与数值模拟

铅铋合金(lead-bismuth eutectic,LBE)自然循环流动与输传热特性的研究,对自然循环铅铋快堆的设计运行、提高反应堆自然安全性能有重要意义。为进一步探究铅铋合金的自然循环流动传热特性,本文基于自然循环理论分析,并结合其他冷却剂介质（钠、水）,对比研究了LBE自然循环稳态流动与输传热行为规律与特点;同时基于LBE自然循环瞬稳态实验,对快堆系统分析程序FRTAC模拟LBE瞬、稳态自然循环的适宜性进行了初步验证;基于FRTAC程序计算,量化分析了不同运行工况、回路流道结构参数和回路阻力等因素对LBE自然循环的影响。结果表明,不同因素对LBE自然循环的影响程度不同,不同的回路运行温度水平对自然循环流动特性影响较小,而传热特性受回路不同运行温度水平影响的敏感性相对较大;自然循环高度（冷热心位差）对自然循环质量流量影响较显著。此外,回路整体管径增大将导致循环质量流量增加,加热区内温升与换热温差降低。     

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。     

模糊数学在自然循环欠热沸腾起始点研究中的应用

运用模糊数学的聚类分析法,对自然循环欠热沸腾起始点的实验和计算数据准确性进行考核,以选择同类准确数据,并判定公式的计算准确率。通过隶属度的确定和模糊的判决方法运算,分析自然循环欠热沸腾起始点的实验误差,以便对实验公式的修正系数做出合理准确的判定,取得置信度较高的结果。结果表明,模糊数学的应用使自然循环欠热沸腾起始点分析得到一种符合实际和较为准确的描述,该方法是一种有前途的可开发数学方法。     

船用核动力装置自然循环载热能力的分析与计算

给出了考虑倾斜和匀加速上浮或下沉的船用压水反应堆核动力装置—回路自然循环的热工水力特性模型及数学描述；用标准ＦＯＲＴＲＡＮ－７７语言编制了计算、分析各种不同运行方式下，稳态自然循环载热能力的计算机程序ＳＮＣＮＲ－０１．并分别在考虑和不考虑倾斜和匀加速上浮、下沉的情况下，计算了四种不同运行方式下稳态自然循环能力的大小及与相应参数间的关系。     

小型一体化全功率自然循环压水堆NHR200-Ⅱ技术特点及热力市场应用分析

在减少温室气体排放、缓解空气污染的需求背景下,减少化石能源消耗、增加核能在一次能源消耗中的占比,已成为科技界和产业界的共识。清华大学聚焦居民供热、工业蒸汽、海水淡化等需求,同时兼顾偏远地区发电需要,自主研发了能够产生1.6MPa饱和蒸汽的小型模块化压水堆NHR200-Ⅱ。该堆采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压、非能动安全的设计理念,设有中间隔离回路,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,可贴近城市周边和最终用户建设;同时,系统设计简化、运行操纵简单、放射性废物量少,保障了该技术具有经济竞争力。经过试验堆建设和30余年的持续攻关,该技术已具备示范应用条件。     

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．     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

弹性动力学瞬态问题的频域边界元快速解法

为解决常规基于离散傅里叶变换的频域边界元法难以解决无阻尼和低阻尼系统瞬态分析的问题,将指数窗口法与频域边界元法相结合,并采用预校正快速傅里叶变换(pFFT)方法加速边界元求解。为进一步提高分析效率,针对频域边界元法所形成的系列线性方程组,提出了一种最小二乘外推法以获得较高精度的迭代初值,可使初始解残差小于10-2,从而显著减少了迭代次数;将新型的子空间回收算法用于频域系列线性方程组的求解,加快了方程组的迭代收敛速度。算例表明,所提出的方法可显著减少频域边界元法的迭代次数,从而提高了计算效率,并有效降低了迭代解法的内存消耗。     

流体瞬变有限元分析

本文提出一种二维非定常微可压缩粘性液体流动计算的有限元瞬变分析方法及其计算模型,据此建立了采用全主元策略的波阵法分析软件,并以快速锻造液压机管道的流体瞬变计算实例说明其应用.     

基于就地测量量的电力系统暂态稳定快速预测

针对电力系统在遭受大的扰动后其暂态稳定性在线预测困难的问题,本文提出了一种类似于模式识别的在线快速预测方法.本方法适用于我国大多数电力系统,在装置的安装地点,根据就地测量量即能进行暂态稳定预测.研究表明,根据电力系统暂态稳定预测和控制的要求,使用本地测量量,能够对系统的稳定性进行预测,以便采取相应的控制措施.     

强制循环厌氧反应器的启动特征

以强制循环厌氧反应器为研究对象,考察了第1次启动情况和启动前后反应器内污泥性质的变化.结果表明：强制循环厌氧反应器（FCR）启动运行25 d后,当反应器容积负荷为0.6 kg.COD/（m3.d）,水力停留时间（HRT）42 h,溶解性化学需氧量（S-COD）去除率可达61.4%,最后出水S-COD〈700 mg/L.故使用新型强制循环反应器处理纺织印染废水,扩展了反应器的应用范围.     

基于参考机的单机等面积暂态稳定分析

提出了相对参考机的单机稳定裕度评估方法.研究了单一机组功角曲线的表达方式,将多机系统中单机功角曲线表达为本机相对参考机转子角度的函数,提出了基于泰勒级数的功角曲线预测拟合方法.提出了稳定裕度的预测评估方法与事后评估方法,比较了事后评估与预测评估所得稳定裕度的差异.SGEAC方法在判别系统是否稳定时没有任何假设,不需要进...     

中国先进研究堆自然循环程序的开发及应用

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构以及自然循环建立的过程中冷却剂流动会发生逆转的特点，开发了自然循环瞬态计算程序．程序对CARR的低压运行系统以及自然循环建立过程中可能出现的流动状态以及换热形式进行了充分考虑．根据微分方程组刚性的强弱，计算中交替使用Adams预测一校正法和Gear方法进行数值求解．通过计算发现：应急冷却系统的投入明显地降低了CARR的冷却剂温度以及其他热工参数，更加有效地保证了CARR的安全运行．本程序可以作为CARR热工安全分析工具，并可为CARR停堆后各设备的运行方案提供理论分析基础．     

改进型快谱超临界水冷堆子通道CFD数值模拟

改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)具有紧凑的堆芯设计,堆芯内采用增殖组件与点火组件混合排布.增殖组件采用内冷式的圆形冷却剂通道,点火组件则采用典型三角形通道.本文基于CFD软件FLUENT采用流固共轭传热方式,分别对SCFRM两种冷却剂通道内流动状态进行数值模拟计算,研究了稳态工况下SCFR-M堆芯设计的热工水力特性,计算结果表明:两种子通道中包壳表面温度均小于650℃、燃料芯块中心线温度均小于1900℃,且流致振动程度在可接受范围内,符合安全设计限值.