摘要：采用等效电路法设计了额定工作温度为500℃、额定流量为11 m^3/h、额定扬程为30 kPa的小型NaK热真空电磁泵。利用中国原子能科学研究院的ATC-S NaK装置获取该电磁泵的工作特性曲线,并分析了工质温度、功率、运行频率对其运行特性的影响。结果表明,泵最优运行频率与NaK工质的温度相关。本文研究结果对泵的设计及运行程序的制定具有指导意义。

摘要：利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO2替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0mk反应性情况下反应堆的相关参数。

摘要：进行热管的数值模拟主要是为预测钾热管稳态运行时的工作特性。热管的物理模型中包括了管壁、吸液芯及蒸气腔内蒸气3个耦合传热区域。利用PHOENICS程序作为求解器对控制方程和边界条件进行求解,得到了热管稳态运行时的温度、速度、压力分布。计算结果与试验结果进行了对比,两者符合较好。

摘要：以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。

摘要：铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。

摘要：快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中,大量设备穿透反应堆堆池的自由液面,使得自由液面可能产生波动、环流以及漩涡等现象,进而可能导致反应堆中间热交换器入口窗进入气体,威胁反应堆安全。国内外参与快堆设计建造的相关国家针对该气体夹带现象进行了深入的理论和实验研究。本文介绍了各个国家的研究现状,对我国相关研究工作的开展具有借鉴意义。