摘要：闸阀是反应堆一回路系统的重要部件,瞬态过程中流体温场的变化会影响阀体的温场变化,进而影响阀门的密封情况。本文使用计算流体动力学方法对包含部分管路系统的闸阀进行瞬态三维流固耦合分析。通过对闸阀内流体的流场和温场的模拟计算,获得了瞬态过程中闸阀阀体温场的变化以及由于温场变化导致的热变形和热应力;在此基础上对不同边界条件和不同阀门结构进行了计算分析和评价,其结果可供闸阀设计参考。

摘要：先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。

摘要：对PCI二类工况瞬态分析方法中的分析流程、初始轴向功率偏移与氙瞬态的关系、各程序间的数据交换等进行了研究。利用初始轴向功率偏移与氙浓度随时间的振荡关系,以及轴向功率偏移振荡幅值随初始碘浓度的变化关系,得到了一种能够获得目标初始轴向功率偏移的计算思路。研究了SMART程序的运行方式、输入数据文件格式。利用脚本编程,得到了一组程序,实现了PCI二类工况瞬态分析计算流程中各程序间数据的自动交换,实现了计算流程的自动驱动、迭代,实现了PCI二类工况瞬态分析计算流程的自动化。利用这组程序对两个项目中的PCI二类工况进行了瞬态分析,结果表明,分析是可靠的,采用这组程序能够大幅提高PCI二类工况瞬态分析的效率。

摘要：对于气液两相流动,其相界面特征的不同,即流型的不同,会对两相间发生的质量、能量、动量交换产生很大的影响。空泡份额作为两相流中的关键参数,是研究两相流演变规律的基础。通过实验手段,如辐射测量法、光学测量法、超声波测量法、电容测量法、电导率测量法和丝网传感器测量法,可以测量空泡份额,但是成本较高、周期较长。文章基于COMSOL软件,针对丝网传感器的矩形通道空泡份额测量进行数值分析。数值分析结果同部分实验数据进行比较,结果表明:实验数据与数值分析结果具有很好的一致性,数值分析方法可行。

摘要：模块式小型压水堆热功率低、冷却剂相对水装量大、蒸汽发生器二次侧存水少,这些特点使反应堆冷却剂系统的热工水力响应特性与大型压水堆存在较大的差异,尤其是冷却剂系统的超压响应特性。同时模块式小堆作为新一代反应堆,其安全要求高于现有反应堆。以上特点对模块式小堆超压保护设计提出了新要求,有必要开展深入研究。在调研国内外先进压水堆核电厂超压保护设计的基础上,本文提出了模块式小堆冷却剂系统超压保护设计基准,并针对ACP100开展了论证分析,通过选取适当的保护信号与稳压器波动管管径,最终确定了稳压器安全阀的容量。该研究可为相关研究设计提供参考。

摘要：在创新的反应堆理念中，“烛式”反应堆有相对传统反应堆设计的独特优势。然而，“烛式”反应堆寿期延长、高中子注量时的包壳完整性和裂变气体的聚集以及长堆芯的压降，都将造成不得不克服的技术困难。本文提出了切实可行的设计程序，比如更换整个燃料棒包壳和在不同径向位置置换不同燃料装量，以确保包壳完整性和平坦的功率分布。本文用铅铋合金（LBE）“烛式”反应堆所做的计算来论证这些设计程序的功效。计算显示：运行周期为3700天的反应堆，其各种反应堆参数均在日本原子能机构（JAEA）提出的限制范围之内。

摘要：通过调研棒束内湍流交混量的趋势和交混因子的各种定义，确定了新交混因子的定义。建议的交混因子基于能量涡扩散率，而且考虑了多种流体不同Pr（普朗特数）下的湍流交混程度。根据交混因子的这种定义，可以发现几何参数δij／Dh是影响湍流交混的主要因素，它较好地拟合了实验中考虑了测量技术的可靠性而选择出的可靠的实验数据。将棒柬内湍流交混的一个有用的关系式发展为δij／Dh的函数。该关系式对于正方形和三角形排列都是适用的，具有合理的精确度。它预测了在较高δij／Dh或较低S／d比下合理的交混，与现有关系式相比，这是该关系式最显著的优点。所提出的关系式可应用于更高精确度的反应堆热工水力设计．

摘要：美国国家核安全局（NNSA）下设的主动降低全球威胁（GTRI）秘密部门正努力为试验堆开发高铀密度燃料。这种燃料的目的是为了使高性能试验堆（HPRR）的高浓铀燃料有可能转换为低浓铀燃料。美国有5个归入高性能试验堆种类的反应堆：麻省理工学院反应堆（MITR）、国家标准局反应堆（NBSR）、密苏里大学试验堆（MURR）、先进试验堆（ATR）和高通量同位素反应堆（HFIR）。正在开发以铀钼合金燃料相为中心的2个设计（分散和单块的形式）。同时，燃料的微观性能最近已有了很大的进步；然而，对燃料元件微观行为研究，必须要在燃料性能被确定之前进行检查。一项临界区的研究是针对原型热工水力工况下反应堆特殊燃料元件行为而进行的。虽然此项计划的目的是指导上述反应堆的热工水力研究，但考虑到反应堆运行的环境和目前可用的信息，应特别关注先进试验堆。本文描述了作为研究试验堆降浓燃料（RERTR）开发项目一部分的热工水力试验装置的现状和未来发展。