摘要：针对现有给料器在低运量下精度受限的问题,依托气流粉碎系统,基于颗粒运动受力分析和刮板迷宫结构几何构造,设计开发了低速高精度刮板式给料器。该给料器的刮板型线设计为阿基米德螺线,确保了颗粒在刮板各处的均匀受力,解决了直线刮板的质量流率不均匀问题。以150μm粒径的石墨颗粒为研究对象,开展不同刮板高度和转速下的给料器性能测试,结果表明该刮板式给料器在1~60 g/h给料范围内具有良好的精度和给料线性度,给料性能满足气流粉碎系统的需求,具有较高的实用性。

摘要：对印刷电路板式换热器(PCHE)流道布置方式进行优化,可进一步提高其体积紧凑度和功率密度。本研究根据PCHE具有类翅片结构特征,将传统板式布置方式改进为胞元结构布置方式,通过增加冷热流体温度场协同性来进一步提升PCHE的换热性能;并利用数值模拟方法分别对传统板式布置方式和胞元结构布置方式的PCHE作为超临界二氧化碳布雷顿循环中的冷却器和钠冷快堆余热排出系统中的直接热交换器的热工水力性能进行对比研究。研究结果表明,相同工况下胞元结构布置方式的PCHE换热功率可以提高10%左右;工质流速越大,换热器功率提高幅度越大。

摘要：超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力系统在核反应堆设计、材料工艺、热工流体力学、换热器、涡轮发电系统、系统运行、控制及安全策略等方面的研究现状,并提出了S-CO_(2)核能动力系统在基础研究和工程攻关中面临的技术挑战和攻关方向。目前,以中美为代表的能源强国已初步完成S-CO_(2)动力转换系统的实验室级测试,预计可在5~10年内实现中等规模工程示范甚至规模化应用。S-CO_(2)核能动力系统基本具备了走向工程的前提条件,有望引领先进核能技术变革。

摘要：现象识别与排序表(PIRT)是一种通过信息整理和专家判断,对核电站工况所涉及的现象按照其重要程度进行识别与排序的分析方法,该方法可让研究侧重于分析较重要的现象,提高安全分析效率。PIRT方法自创立以来不断得到完善与创新,本文基于对PIRT的调研学习,阐述了PIRT的发展历史和其指导意义。同时,针对文本表格形式的PIRT冗长、不够直观等问题,提出了一种以三维阵列图为表现形式的M-PIRT,可以实现可视化和直观查阅。之后,基于M-PIRT从不同角度对重要现象进行了分析,结合华龙一号尝试提出M-PIRT的示范性应用,提出了可能存在的挑战和发展方向。本研究可为今后自主化反应堆设计如华龙一号、国和一号、玲珑一号等PIRT的建立,以及PIRT方法的进一步改进创新提供一定参考。

摘要：气液两相流广泛存在于石油化工、食品加工和生物制药等领域,其中气相通常以气泡的形式分散在液相中。气泡聚并过程由于气泡界面的变化及气泡震荡变形,流场及涡场变化较为复杂。该文使用多相格子玻尔兹曼方法对三维气泡的聚合过程进行了模拟,并使用Liutex方法及其他涡识别方法对聚合过程中的涡变量的变化进行了分析,结果呈现了Liutex三维的空间矢量分布,并对聚合过程中R_(m),S_(m),Q,R_(x),R_(y)和R_(z)的极值变化进行了分析,结果表明在聚合时刻涡变量达到极值,Liutex能够准确地捕捉和识别旋转涡的强度与方向。

摘要：该文综述了压水堆破口事故发生后冷却剂(水)最先经历的喷放阶段相关研究,系统地介绍了破口失水事故的分类以及最危险的破口失水事故,分析了不同尺寸破口事故喷放阶段的物理过程。按照不同的空泡份额将喷放阶段科学划分为不同区域,归纳了各不同阶段最为适用的理论经典模型,指出了各现有喷放理论模型相应的局限性,提出针对性意见,总结破口失水事故喷放阶段研究中亟待解决的关键问题,汇总了临界热流密度和闪蒸等重要物理现象的国内外重要与最新的研究结果。该文对喷放阶段后续的深入理论研究具有借鉴与启发意义,为实际破口事故中确保压水堆的安全提供了理论指导。

摘要：临界热流密度(CHF)是反应堆重要的限制性热工水力参数之一,它的大小直接影响了反应堆的安全性和经济性。由于CHF涉及沸腾、两相流等复杂的物理现象,因此通常采用实验的方式来获取。该文介绍了国内外临界热流密度相关的机理性实验和工程性实验研究工作,总结了实验技术相关方面的特点,可为反应堆热工水力学中CHF相关的实验研究提供技术参考。

摘要：严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问题的研究现状,并针对碎片床形成和再熔化、分层熔池对流换热、熔池形态演变、堆芯材料及熔融物物性数据库等关键科学问题开展模型开发与实验研究。本文的研究及预期成果不仅填补国内部分研究领域的空白,还有助于挖掘IVR技术潜力和严重事故分析软件开发,对实现核电从设计上“实际消除大规模放射性释放”具有重要意义。