摘要：重力驱动系统是非能动系统的主要类型 ,具有安全、经济、可靠性高等多项优点 ,发展潜力很大。本文对非能动系统和重力驱动系统的研究现状进行了综合分析。结合各国重力驱动系统的结构 ,探讨了各国设计研究的特点。介绍了重力注硼系统的结构 ,并与国外设计进行了对比分析 。

摘要：为研究燃料元件和慢化球呈双区分布的球床高温气冷堆球流运动规律,建立了实际堆芯的二维比例实验模型。从唯象角度实验研究了双区分布形成过程、中心区/模糊区大小与形状、滞留区等与堆芯物理和结构设计相关问题。结果表明:球流运动具有随机特性,但宏观上具有确定性,本实验条件下可以形成稳定的双区分布;加装导向挡板对双区的形成及其形状、大小没有影响,但对双区交界处的交混有改善作用;本实验条件下存在滞留区,可通过改变本体底部设计加以消除。

摘要：为了应对具有被动安全特征之先进反应堆设计中模拟验证需要,针对具有双层壳体和非能动冷却特性的安全壳结构中两壳体之间冷却流道的传热特性模拟问题,该文采用不同于常见局部现象模拟中归纳式模拟逻辑或者系统模拟中演绎式模拟逻辑的双层次构架式体系建立了模拟模型,分别在系统及局部传热传质过程的不同分析层次建立了守恒方程组。通过推导得到的表征流场状态之特征参数群,确定了流道冷却模拟的关键影响参数为功率体积比以及流体的Stanton数,并给出了相应结构参数的相似比例关系。本方法为模拟流道设计提供了理论依据和基本比例化设计参数。

摘要：在跟随燃料组件抗落棒冲击荷载研究的基础上,对跟随燃料组件抗落棒冲击进行了寿命考验研究,其内容包括跟随燃料组件抗落棒冲击寿命考验前的完整性检查,300次抗落棒冲击寿命考验,以及寿命考验后的完整性检查。研究结果表明:控制棒可移动线圈驱动线上的跟随燃料组件设计和结构合理,使用寿命能够满足设计要求;跟随燃料组件在设计寿期内不影响整个驱动线的性能,其可靠性良好。

摘要：球床堆芯的球流及等效导热系数是直接影响球床式高温气冷堆设计、运行和安全的重要依据,具有重要的意义。清华大学核能与新能源技术研究院近年对球流和球床等效导热系数进行了实验测量、理论研究和数值模拟,全面深入地揭示了球流规律、球流纺及径向内扩散规律、球床几何优化、物性参数影响、球流流态表征及刻画、球床等效导热系数建模等。本文对此进行了回顾总结,并指出了下一步的研究方向。

摘要：为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。

摘要：基于一维拟均相模型,针对高温气冷堆具有单根转化管的甲烷蒸汽重整器建立了动态数学模型,开发了相应的计算程序,并对日本原子能研究所设计的甲烷重整器进行了稳态计算与分析。研究结果表明:重整器氦气入口的散热损失对重整器性能有明显影响,而化学反应速度则不是影响其性能的主要因素。稳态计算结果与实验结果较好吻合。

摘要：在5MW低温核供热堆全模拟试验回路(HRTL-5)上,实验观察到了低干度自然循环条件下的流量漂移现象。通过一个考虑了加热段欠热沸腾、上升段冷凝、闪蒸等物理过程的两相流动数学模型,编制了相应的计算程序,获得了自然循环特征曲线图谱及其运行曲线,确定了自然循环分岔图和静态不稳定边界图,进而提出了通过自然循环特征曲线图谱研究流量漂移的分析方法。分析表明:特征曲线图谱方法是研究自然循环静态不稳定的有效手段。增大系统压力、减小热流密度、增加入口单相阻力、减小出口两相阻力有利于避免自然循环流量漂移的发生。

摘要：为优化板型燃料组件池式反应堆设计 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对堆内流场进行了数值模拟。数值计算结果表明 :堆芯流量分配比较均匀 ,位于堆芯中央组件的流量较大 ,而位于堆芯边缘组件的流量较小。安装围桶的堆进出口差压与没有围桶的堆进出口差压很接近 ,随着堆入口流量增大 ,堆芯各组件流量与组件平均流量的最大误差和最小误差变化很小。安装围桶的堆芯流量分配情况与没有围桶的堆芯流量分配情况近似 。

摘要：近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。