摘要：本文介绍了国外开展低流速下临界热流密度实验研究的概况，通过对两个常用于低流速下临界热密度（ＣＨＦ）预测的经验关系式的分析，说明了进一步开展低流速下临界热流密度实验研究的必要性，同时对将来的研究工作提出了建议。

摘要：简要介绍了国内外应用较为广泛的两种分析程序计算结果不确定度的方法,这两种方法是CSAU(Code Scaling,Applicability,and Uncertainty)方法和 UMAE(Uncertainty MethodologyBased on Accuracy Extrapolation)方法。对这两种方法的特点进行了比较,并根据我国的现状提出了建议。

摘要：先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序(如RELAP5等)的计算能力是非常重要的。中国核动力研究设计院设计建造了原理性的非能动堆芯应急冷却系统实验装置,并完成了相关实验研究,取得一批有价值的数据。本文用RELAP5/MOD3.2程序对实验过程进行了模拟分析,通过计算结果与实验结果的比较,初步评价了RELAP5/MOD3.2程序的计算能力。

摘要：回流冷凝是压水堆发生失水事故(LOCA)时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失、自然循环又不能建立起来时,堆芯剩余释热依然能靠回流冷凝带出。但在一定条件下会出现回流流动极限CCFL (Countercurrent Flow Limitation),并因此增加堆芯踝露程度。本文介绍了国外一些研究者在CCFL方面的研究成果,并建议开展CCFL研究。

摘要：对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。

摘要：建立了描述反应堆与主冷却剂系统的物理、热工水力特性的数学模型。该模型应用埃米尔特插值法求解点堆动力学方程 ,其它方程采用半隐式差分法求解。在此基础上编制了模拟程序 ,并模拟了连续提棒事故的核动力装置瞬态响应特性 ,经与理论分析的比较表明 ,本模拟符合实际情况 ,其数值处理方法正确 ,可为事故的处置提供依据 。

摘要：实验研究了堆芯补水箱上部加装遮流板时,饱和蒸汽在过冷液面上直接接触冷凝的瞬态特性。研究表明,遮流板改变了蒸汽射流的方向,减弱了近液面层的波动,降低了蒸汽的凝结速率,使堆芯补水箱中热水层的厚度减小,系统压力响应时间缩短。与无遮流板相比,实验初期水表面凝结换热系数降低76%～92%,总凝结量减少67%以上。

摘要：利用质量守恒、动量守恒和能量守恒方程,采用汽泡动力学和两相流的经验处理技术,导出了一个计算汽液两相流在单管内向下流动的临界热流密度(CHF)半径验关系式。其理论计算值与实验值有很好的一致性。

摘要：分析了喷射泵在压水堆一回路自然循环过渡过程中的作用以及在不同流动条件下的阻力特性。分析结果表明：选择结构合理的喷射泵，可以改善压水堆一回路的过渡特性和自然循环能力；强迫循环条件下，压水堆一回路主循环泵有效压头的损失随喷射泵阻力系数的增加而增加；自然循环条件下，喷射泵流动阻力系数影响压水堆一回路过渡过程时间及自然循环流量的大小。为了改善压水堆一回路过渡特性和提高一回路自然循环能力，可以采用无扩散段形式的喷射泵，但必须通过设计计算及实验验证，避免倒流现象发生．

摘要：在高温高压回路上，对φ１０×１竖直管内临界热流密度现象进行了实验研究．实验参数范围为：压力ｐ＝６．３７～１４．７ＭＰａ；质量流速Ｇ＝５７１～５４６６ｋｇ／（ｍ２·ｓ）；人口欠热焓△ｈｉｎ＝９６～７４４ｋＪ／ｋｇ．通过实验，得出了在上述参数范围内的临界热流密度关系式，并用实验数据对Ｂｉａｓｉ关系式和Ｂｏｗｒｉｎｇ关系式进行了评价．