摘要：为了研究不凝结气体对反应堆安全的影响，在清华大学核能技术设计研究院５ＭＷ热工水力实验台架上研究了气空间中有不凝结气体存在时自然循环两相流稳定性的变化。实验发现：在气空间中有很高的氮气分压情况下，即使冷凝器投入运行，系统仍可能出现沸腾和两相流振荡，汽液交界面的温度可达到气空间总压对应的饱和温度，蒸汽分压在气空间中存在不均匀分布。这些现象的研究对压水反应堆变工况运行有重要意义。并对汽液交界面的Ｓｔｅｆａｎ流现象进行了理论分析。

摘要：对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。

摘要：为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。

摘要：实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ２００的热工水力学设计。

摘要：在 5MW低温堆的模拟试验台架 HTRL- 5上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象，揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律，同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化，这些变化又反过来对各参数产生影响，使循环流量和传热情况发生周期性变化。

摘要：为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性，在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究，实验模拟了核供热堆排放工况的主要参数，着重研究了在排放过程中氮气排放份额变化特性和氮气排放份额对排放背压的影响，排放前实验系统压力运行在１．５ＭＰａ，初始氮气分压为０．３４ＭＰａ。采用静态校验法获得单位时间的平均氮气排放份额。实验结果表明：由于排放过程中闪蒸现象的发生使得氮气的排放特性变化复杂，氮气排放份额在整个排放过程出现双峰，排放阻力对氮气排放特性有较大的影响。

摘要：为了研究200MW低温核供热堆重力注硼系统在不同初始条件下的压力响应特性 ,建造了重力注硼模拟系统 ,并根据实际注硼系统的热工水力特性 ,给出了模拟相似准则。实验中 ,主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽液相管道阻力特性、汽液联通方式、堆芯罐与注硼罐上空腔体积比对两罐汽空间压力平衡时间和注硼响应时间的影响。实验结果表明 ,在完全模拟实际系统上空腔体积比的情况下 ,热态压力平衡时间较冷态时稍长 ,约为3s ,注硼响应时间约为6s,上述各参数对响应特性影响都不大 ,故可证实该系统是可以实现安全停堆的。增加注硼罐上空腔体积后各参数对压力平衡时间的影响较增加前有所不同 。

摘要：为了减少结构材料的腐蚀并验证高温气冷实验堆中的氦净化工艺，在氦气试验回路中设置了氦净化系统并进行了试验。试验结果表明，净化流量为５０ｍ３／ｈ的主要由分子筛和深冷活性炭床组成的氦净化系统，能把氦中２００００ｃｍ３／ｍ３的化学杂质净化至７６ｃｍ３／ｍ３以下。所采用的氦中痕量杂质分析测量技术也达到１０－１ｃｍ３／ｍ３精度．本文描述了氦净化系统、主要系统设备和系统运行情况，并给出了主要试验数据。

摘要：注硼系统是确保反应堆安全的重要设施。文中实验研究了喷射泵在核反应堆注硼系统中作为安全装置使用的可行性和可靠性，实验的压力为０．１～１．５ＭＰａ，温度为２０～１９８℃，喷射泵工作喷嘴直径为１～８ｍｍ，注入流量为０．１～０．８ｋｇｓ－１。实验表明合理设计的喷射泵能满足“正向”注硼和“反向”阻断液位下降的双重作用。以实验研究为基础设计制造的喷射泵已首次应用于５ＭＷ核供热堆注硼系统中。

摘要：一、引言目前世界上所用燃料主要是天然气和石油等化石燃料。随着能源需求的增长,人类将面临石化燃料资源短缺的困难,因此广泛开发新能源是一个重要课题,而核能的利用是一个比较现实和经济的途径。高温气冷反应堆是目前大型动力反应堆中的一种安全堆型。其冷却剂出口温度高于其他类型的反应堆,可提供干净安全的高温热源。