非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究

通过对非能动堆芯余热排出系统的分析，建立了相应的数学模型，并编制程序进行了计算，计算结果表明，该系统能带走的４．５％的堆芯余热，使堆芯具有非能动安全性，文中分析讨论了系统的高度、冲角及上升段与下降段的三种传热边界条件对该系统的流量和余热排出能力的影响。     

200MW低温堆余热排出系统安全分析程序研制

建立了200 MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型,该模型采用了一维均相模型,并做了漂移修正,研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算,分析时热源的用了温度边界,计算结果表明,200 MW低温供热堆余热排出系统能够满足停堆后堆芯余热安全排出的要求,从投入到稳定运行的过渡过程中,系统中各参数的变化趋势与理论分析相符。     

多区变节点压水堆堆芯通用安全分析程序的研制

建立了多区变节点压水堆堆芯的数学物理模型。在微机的运行环境下,运用ＦＯＲＴＲＡＮ０－７７语言,采用模块化结构,编制卫一套可调可控多区变节点压水堆堆芯通用安全分析程序ＭＲＣＰＲＳ。程序将堆芯在径向划分为３个区,在轴向划分为６个控制体,可以根据用户的需要,灵活地改变分区及控制体的数目。燃料元件分棒状和板状,用户可根据具体情况选择。程序分别采用吉尔和阿当姆斯两类算法,研究并难了堆芯稳态瞬态各类运行工况。     

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。     

一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算

介绍了一体化核动力装置的特点;建立了一套完整的数学物理模型,包括堆芯模型、基本的热工水力模型、传热学模型、计算方法模型、物性模型及辅助模型等;分析了一体化核动力装置的热工水力特性,根据模型编制了程序,经过实堆计算及ＲＥＴＲＡＮ０２验证,证明程序是正确、实用的;最后给出了程序的算例。     

蒸气发生器瞬态特性分析的数学模型

充分考虑蒸气发生器热工水力和结构特点，从基本的质量、动量、能量守恒方程和基本的传热、传质、流动规律出发，推导出用以求解核电厂蒸气发生器稳态运行及扰动和事故工况下各参数瞬态变化规律的数学方程，并和与之配套的传热系数关系式、阻力系数关系式、物性求解方程等一起，构成了核电厂蒸气发生器瞬态特性分析数学模型，此模型与经核电厂试验验证的Ｋｅｒｌｉｎ计算模型结果一致。     

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。     

反应堆临界热流密度的计算方法研究

对国际上公认的反应堆热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２中的临界热流密度的计算方法及加拿大数据表进行了较深入的研究和分析，编制了微机型反应堆瞬态热工水力分析程序ＭＩＴＡＲＳ，首次将加拿大的ＣＨＦ数据表引入ＭＩＴＡＲＳ中，并用上述两种方法分别对堆芯功率瞬变过程的临界热流密度比进行了计算，其结果两者吻合良好。