摘要：本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转变为不稳定阶段后,进一步增大热流密度会触发沸腾临界,且所有沸腾临界均属于DO型沸腾临界。当液相质量流速较高时,环状流近壁液膜主要在汽芯强烈的扰动作用下迅速破裂;当入口水温较低时,近壁液膜主要由于强烈的蒸发现象迅速破裂;因此沸腾临界与流动不稳定性几乎同步被触发。本文分别通过引入受限系数(Nconf)、过冷数(Nsub)、以及Weber数(We)来反映壁面的限制作用、入口过冷度、以及惯性力与表面张力对沸腾临界的影响,建立了适用于Din=2.15 mm带旁通小流道的CHF模型。

摘要：控制棒在安全停堆时的下落时间和下落规律是核电厂安全分析的重要参数。本文针对一种超临界水冷堆控制棒组件,采用计算流体动力学(CFD)瞬态动网格数值分析方法研究某控制棒的下落过程,分析其流场演化规律,并得到了控制棒下落过程中位移随时间、速度随时间及加速度随时间的变化规律。同时,研究了控制棒、通道发生变形时对控制棒下落规律的影响。本文的计算方法及结果对控制棒结构优化具有指导意义。

摘要：水冷壁系统的特性对超临界直流锅炉安全、有效运行具有重要影响,为研究超临界直流锅炉水冷壁的性质,从基本的质量守恒、能量守恒、动量守恒等三大守恒方程出发,依据仿真对象的特点,建立其集总参数移动边界动态数学模型,并以建立起的模型对直流锅炉在亚临界和超临界状态下水冷壁各段长度、工质温度、压力和壁温等对各输入量变化的响应进行仿真。仿真结果通过分析得到合理解释,为超临界直流锅炉的设计和研究奠定一定的基础,同时对实际系统的运行起到指导意义。

摘要：核电站的安全性是至关重要的,弹棒事故作为IV类设计基准事故,必须在事故发生后保证核电站仍能到达其安全目标。随着自主化燃料组件的研制,弹棒事故下的燃料安全准则也备受重视。因此本文对反应堆弹棒事故下的典型模拟实验、各国准则以及准则制定方法进行详细研究,为建立弹棒事故下的燃料安全准则提供理论支撑。

摘要：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钠冷快堆系统分析程序。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。

摘要：传质强化是导致单相流动加速腐蚀的一个重要因素。本文基于CFD方法利用高雷诺数k-ε模型及k-ωSST模型分析了孔板下游的传质情况。在CFD分析中,两种湍流模型均采用壁面函数模拟壁面剪切力及质量传输。通过与试验数据的比较,我们发现在计算孔板下游的传质时,k-ωSST模型较传统k-ε模型表现更优。同时,由于传质计算对壁面网格尺寸表现敏感,推荐采用yp+≈30的壁面网格尺寸。