氦气试验回路和热气导管性能试验装置

高温气冷实验反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管和它的同轴外壳，连接肩并肩分开布置的反应堆和蒸汽发生器压力容器，管内、外分别流过从堆芯底部到蒸汽发生器的高温氦气（７００ ℃或９５０ ℃）和反向的低温氦气（２５０ ℃或３００ ℃），它的热性能试验将在氦气试验回路上进行。描述了氦回路和热气导管试验段的技术特征。氦气试验回路由氦回路系统、冷却系统、氦净化、贮存和压力调节系统、氦中痕量杂质的取样分析系统、参数测量、数据采集与监控系统等组成。热气导管试验段具有三层套管式结构，内设氦气内加热器，试验热气导管和冷、热氦混合器，在被试热气导管内外形成７００℃和２５０℃或９５０℃和３００ ℃的加压氦气反向流动环境，用来研究的ＨＴＲ－１０热气导管的高温热性能和在运行工况下的完整性。     

先进核能技术中的热管应用

在碳中和大背景下，能源结构转型已经成为世界能源体系发展的大趋势。核能能够有效填补煤炭减退过程中的电力及热力缺口，同时实现电力和供热领域的低碳化，具有布局灵活、应用广泛、不受气候环境和市场供应影响等优点，是保障国家能源安全的重要手段。热管是一种非能动的高效换热元件，具有运行温度范围广、结构紧凑、工作稳定可靠和安全性高等优点，应用于航空航天、能源和化工等多领域。热管多领域、多尺度、多环节地服务核工业，在先进核能发展进程中发挥了重要的作用。该文对先进核能概念设计和先进核能应用中的热管技术进行了综述，详细阐述了高温金属热管和热管冷却反应堆的设计概念和应用前景，介绍了核安全设施和核能城市服务设施中的热管，并提出先进热管技术展望。     

高温气冷堆示范工程螺旋管式直流蒸汽发生器工程验证试验

研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验.清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator,ETF-SG).工程验证试验回路能够模拟HTR-P...     

漂移模型参数对两相流分析的影响

分析了５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５中的两相流及两相流稳定性特性。指出在采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型分析时，空泡份额分布参数Ｃｏ及漂移速度Ｖｖｊ的选择对系统稳态及动态分析结果都会产生很大的影响。其中Ｃｏ对稳态流量的计算结果影响不大，通常可以忽略。在Ｖｖｊ为０．０～０．６ｍ／ｓ的范围内，Ｖｖｊ对稳态流量的计算结果有６％的影响，但对加热段出口空泡份额的影响却有５３％。均匀流模型（Ｃｏ＝０．０，Ｖｖｊ＝０．０）与漂移流模型（Ｃｏ＝１．１，Ｖｖｊ＝０．４８）对两相流稳定边界的预测相差１５％。本研究选用Ｃｏ＝１．１，Ｖｖｊ＝０．４８。漂移模型对系统稳态及动态的分析结果都与实验值相吻合。     

HTR-10 氦气阀门设计要求

核电站运行时,阀门是最易发生事故的设备之一。为了确保核电站的安全,必须选用安全可靠的阀门。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）中的氦气阀门有十多个品种、３００多台,主要为截止阀、调节阀、止回阀、安全阀等。这些阀门是高温气冷堆中面广量大的承压设备,它们连接着高温气冷堆中众多的系统,对于保证高温堆的正常稳定运行及安全停堆起着重要的作用。该文介绍了ＨＴＲ－１０氦气阀门的概况,氦气阀门的要求、核级氦气阀门的设计、制造、质量保证、检验和出厂试验。     

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。     

Experimental Simulation on Transit Process of the 5MW Nuclear Heating Reactor

实验在５ＭＷ核供热堆全尺寸，全参数模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行，指出供热堆从常温，常压条件向沸水运行工况的过渡要经过三个步骤：１）通过加不凝气体Ｎ２来增加初始压力，这一措施能有效地消除低压下的ｇｅｙｓｅｒｉｎｇ和闪蒸不稳定；２）在此压力下用小于极限功率密度的功率密度值０．１５ＭＷｍ－２加热反应堆至单相压水运行工况１．５ＭＰａ，此举可控制加热段出口温度低于产生汽泡的起始温度，进而避免了低干度密度波的发生；３）从压水向沸水工况的过渡。研究了三种从压水向沸水过渡方法，在此基础上提出用小功率，低欠热度向沸水过渡的方案，此方案可保证过渡过程中的流动稳定性。通过仔细地选择热工参数，可以得到５ＭＷ供热堆从冷态到沸水工况的稳定启动过程。此结果对研究两相流稳定性，对供热堆的设计和安全有重大意义。     

自然循环静态流量漂移诱发动态流量振荡研究

为探讨两相流及流动稳定性理论及工程问题,通过实验研究描述了自然循环静态流量漂移及静态流量漂移过程中出现的动态流量振荡现象;研究了在自然循环系统中流量发生漂移时系统循环流量,加热段进出口温度的变化规律。结果表明欠热沸腾所引起的流动阻力变化是导致静态流量漂移的主要原因;在发生静态流量漂移时系统循环流量下降,进口温度下降及出口温度上升;随着静态流量漂移的发展,欠热沸腾逐渐强烈,伴随着静态流量漂移系统内同时发生具有密度波及喷泉不稳定特点的动态流量振荡。在对现象描述的基础上,阐述了静态及动态流量不稳定发生的机理。研究结果证明在自然循环中静态流量漂移将会诱发动态流量振荡。     

核反应堆蒸汽发生器两相流不稳定性现象规律、研究方法及应用

核反应堆蒸汽发生器二次侧的流动不稳定现象不仅会影响控制系统，而且会使设备结构的压力边界疲劳损坏。两相流不稳定性的表现形式多样、影响因素众多、机理复杂、研究方法种类多，一直是蒸汽发生器和两相流领域的经典问题之一。首先，该文介绍了两相流不稳定性的常见分类和3种典型不稳定性的机理，包括流量漂移、密度波型脉动和压力降型脉动。其次，从守恒方程出发，总结了各种研究方法。再次，系统性总结了3种典型不稳定性的研究现状，并重点介绍了清华大学核能与新能源技术研究院堆工团队的工作。然后，该文提出了使用新无量纲数描述复杂过热系统，包括两相数、过热数、无量纲泵数和无量纲旁通数，明确和统一了Froude数、摩擦数、管长和管径等对密度波型脉动的影响规律，并解释了此前研究中矛盾的结论。同时，该文给出了有关模型简化和边界条件对稳定边界影响的理论推导和证明，并明确了实验室小规模单管或简化并联管试验段及工程验证试验回路与实际核电厂蒸汽发生器及二回路系统之间的替代条件。最后，该文介绍了高温气冷堆示范工程(high temperature gas-cooled reactor-pebble bed module, HTR-PM...     

基于四元数矩阵与Groebner基的6R机器人运动学逆解算法

为促进一般6R机器人运动学逆解的应用,提出了一种四元数矩阵和对偶四元数矩阵算法,该算法把四元数应用于平面旋转的特殊情况,把旋转角度的正弦、余弦改写为矩阵形式,可以导出平面四元数的2个矩阵形式的基,建立了四元数矩阵形式的串联6R机械手运动学方程,再通过线性消元和2次应用分次字典序Groebner基消去5个变元,最后采用Dixon结式进行消元,得到没有增根的一元16次方程。这种算法得出的结果通过与过去得出的6R机器人逆解算法进行对比,表明所提出的算法可行性和正确性。