摘要：超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。

摘要：紧密栅元内的流体流动传热研究对高转化比反应堆燃料组件的优化有十分重要的意义。本文采用CFD方法对7棒束紧密栅元棒束通道内流体流动传热现象进行了数值模拟,并与7棒束紧密栅元内氟利昂流体传热的实验结果进行对比分析,详细分析了定位格架对棒束内流体传热流动的影响。结果表明:数值计算所得的非加热棒的壁面温度和实验吻合良好,定位格架的存在对其下游流体流动、棒束最高温度分布及交混系数有明显的影响,棒束某些位置因流动滞止导致温度大幅上升,在设计中应加以注意。

摘要：整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。

摘要：根据一维自然循环比例分析理论模型推导的试验装置与实际电站热工水力特性的相似准则,对整体性能试验装置主要参数的确定方法进行了深入讨论。结果表明:采用小尺度、等压力、同工质的实验装置模拟实际系统自然循环现象更为准确实际,单相和两相自然循环比例准则可同时满足,不存在复杂比例变化带来的失真,不利因素是试验成本偏高。同工质非等物性(不等压)模拟能够降低试验成本,但比例参数不能满足从单相自然循环到两相自然循环的平滑过渡。如保持功率连续,其速度比和特征时间比会有所差异。

摘要：超临界水堆作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷堆，受到广泛重视。尽管超临界水堆的创新设计可大量利用压水堆和沸水堆已积累的技术储备，并可利用超临界火电站的技术，但仍有大量的研究开发工作有待于开展。本文主要针对热中子谱超临界水堆及其燃料纽件的设计概念进行综述，并对设计的出发点、关注点作了说明。

摘要：超临界水堆核能系统作为国际上第四代核能系统长远开发的6种堆型之一，具有热效率高，系统简化，经济竞争能力强等优点。本文综述了国内外热中子谱超临界水堆子通道程序的开发及应用、超临界水堆核热耦合分析的相关研究成果，简要介绍了堆内冷却剂和慢化剂的温度、密度、焓、包壳瘟度沿流动方向的变化规律，以及不同子通道冷却剂质量流率的分布规律，探讨了当前研究尚存在的不足，并为下一步研究工作的开展提出了一些建议。