摘要：为了获得热管温度、传输功率等导热特性,基于热阻等效理论建立了考虑蒸汽腔区域传热的二维热管热阻网络模型,获得了热管瞬态及稳态传热性能,并与文献及本文实验数据进行了对比验证,其绝热段平均温度最大相对误差为7.6%。研究结果表明,模型对文献钠工质热管及本文水工质热管实验数据具有较高的计算精度;热管轴向各段温度均匀性较好,吸液芯径向热阻是热管导热热阻的主要影响因素;热管工作温度与传输功率随冷源参数变化趋势相反,热管传输热量是一个自适应的动态调节过程。因此,热阻网络模型可以作为实验分析和热管设计的工具,同时还可以进一步扩大工况研究范围,获得边界条件对热管传热过程的影响规律,进一步为多应用场景下热管设计提供参考。

摘要：开式自然循环系统作为新型非能动余排系统最终热阱排放回路,其安全稳定运行对于事故工况下堆芯余热安全导出至关重要,本研究通过可视化实验方法观察了开式自然循环系统出口排热管内流型演化特性,发现随着加热功率增加,开式自然循环逐步建立,该系统出口排热管内依次出现单相流、间歇性汽泡流、弥散泡状流、弹状流和间歇喷射流5种典型流型,分析了出口排热管内流型与系统稳定运行之间的关系,发现了开式自然循环系统剧烈振荡的根源,为提高开式自然循环系统流动稳定性提供了参考。

摘要：高可靠性与高能量密度的动力推进电源是空间与海洋探索载体的核心关键部件。该文针对高温热管耦合动态热电转换装置开展了高温钠热管集成热声发电机运行特性的试验研究,实现了热电能量的传递与转换,掌握了高温热管与热声发电机耦合启动的关键技术,在稳态运行工况下获得了不同输入功率的热管-热声发电机系统耦合运行特性。随着输入功率的提升,热声发电机的输出电参数变大,热电转化效率从16.60%提升至19.00%。在长期运行测试中,在输入功率为1 900 W条件下,输出功率约360 W,热电转换效率约19.00%,热管与热声发电机耦合系统性能稳定。在极限运行测试中,输入功率为2 300 W时,输出功率为463 W,热电转换效率为20.13%。该研究验证了热管反应堆与热声发电机耦合集成能量转换原理的可行性,可为后续开展基于热管堆的空间和海洋载体核动力原型设计提供试验数据支撑。

摘要：为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。

摘要：提出研究球形燃料元件水冷堆热工．水力问题的等效模型方法。运用计算流体力学软件对窄间隙带环肋片细棒束结构进行三维建模、网格划分和流动传热模拟计算，得到表观流速在0．076-4）．334m／s范围内的压降和换热系数，并与已有的球床实验数据进行比较。根据比较结果对等效模型几何参数进行优化，得到最优等效模型。研究结果表明：最优等效模型与球床的流动与传热特性一致，从数值方法上证明采用等效模型方法对球形燃料元件水冷堆热工．水力问题进行研究是可行的。

摘要：田湾核电站采用水润滑轴承,在核电厂运行中轴承释热率一直偏高,轴瓦存在较严重的磨损。针对主泵轴承的出现的问题,采用计算流体动力学(CFD)方法分析主泵轴承动静轴瓦之间微小空间内流体的流动特性和压力分析。分析表明:主泵轴承释热率偏高和频繁磨损的根本原因是轴承室空化汽蚀;空化汽蚀的发生是由局部区域的流动加速效应引起的。

摘要：对无内热源有序饱和多孔介质内蒸汽-水两相流阻力特性进行了实验研究,在多孔介质通道内蒸汽-水两相受力分析的基础上,结合实验数据,得到了多孔介质内空泡份额及气液两相相间作用关系式,通过分析热工水力特征参数和多孔介质几何特征参数对两相流阻力特性的影响,得到了多孔介质内蒸汽-水两相流阻力关系式。结果表明,本文提出的两相流阻力关系式计算结果与实验结果符合良好,且优于其他关系式。本研究结果为进一步开展含内热源多孔介质内气液两相流阻力及传热特性研究提供了实验技术及理论依据。

摘要：采用均一球体形成多孔介质通道,通过高速摄像系统获得了多孔介质通道内两相流动影像数据,识别出多孔介质通道内蒸汽-水两相流动流型存在形式,幵研究了部分参数对流型转变的影响觃律。结果表明,多孔介质通道内的汽-液两相流型有泡状流、泡状-弹状混合流、弹状流、弹状-环状混合流以及环状流5种;随着入口过冷度的增加,泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐增大的趋势;随着压力的升高,泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐减小的趋势。

摘要：采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。

摘要：针对球床过冷水（单相）流动传热特性等效模型开展实验研究,分析各热工参数对等效模型流动传热特性的影响规律,并拟合出等效模型的阻力系数和换热系数经验关系式。实验参数范围为：雷诺数467~3350,热流密度50~150 k W/m2。实验结果表明：在本实验参数范围内,压降随表观流速的增加而增大,呈二次方关系;压降随流体进口温度的增加而减小;换热系数随热流密度和表观流速的增加而增大。