摘要：针对带格架圆管在低流量高热流密度下的热工水力特性开展了数值研究。通过经验关联式与实验数据分别对光滑圆管内单相水低流量对流传热与格架效应进行标定,确立了基于SST k-ω模型的计算流体动力学(CFD)方法。模拟结果表明,格架下游传热特性取决于浮升力参数大小。强迫对流区与混合对流传热下降区,格架下游传热始终增强,努塞尔数呈指数衰减;混合对流传热恢复区与自然对流区,由于流场与传热的耦合作用,格架下游传热存在恶化现象,努塞尔数呈阻尼振荡。格架下游传热影响范围随着浮升力参数的增加先增大后减小。格架阻塞比越大,传热振荡越剧烈,格架致传热恶化的程度提高。该研究可为低流量堆芯内格架设计提供参考。

摘要：热管冷却反应堆的固态堆芯属性使得热管堆的热膨胀效应较为显著,其堆芯传热与结构力学特性耦合的特点与传统堆芯存在较大差异。为针对静默式海洋热管冷却反应堆NUclear Silence ThermoElectric Reactor(NUSTER)的堆芯设计方案进行优化和安全评估,研究采用完全热力耦合的分析方法,应用有限元分析软件ABAQUS针对NUSTER堆芯功率密度最高的发热单元开展热、力学及安全特性分析。结果表明堆芯组件间气隙等参数设计对堆芯温度、应力场有较大影响;与本文提出的热管堆堆芯安全限值相比,NUSTER堆芯设计的热、力学特征参数均具有较大安全裕量。

摘要：基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆(SCWR)的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明:制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明:传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。

摘要：对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中质量流速G≤2 000kg·m-2·s-1,系统压力p≤0.1 MPa,热流密度q≤550kW·m-2。两相流动摩擦压降通过在相同质量流量的单相流动摩擦阻力系数的基础上引入两相摩擦倍增因子来考虑两相的影响。实验结果表明:环形通道内液态金属钠两相摩擦倍增因子随Martinelli参数的增大有减小趋势。综合本文实验数据、Lurie等的实验数据以及Kaiser等的棒束实验数据,拟合得到了计算液态金属钠沸腾两相流动摩擦倍增因子的关系式。计算了本文拟合得到的关系式与各组实验数据间的相对标准偏差(RSD),表明本文关系式适用于计算环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性。

摘要：对专业英语听力与阅读课教学现状进行分析的基础上,开展了基于ASP+ACCESS的计算机网络辅助教学实践。结果表明,利用计算机网络辅助英语教学,只要程序设计适当,便可以充分调动学生对网络应用的认同心理,能够有效地激发学生的学习主动性,给英语教学带来蓬勃生机,为提高学生的英语学习能力起到不可估量的作用。

摘要：钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。

摘要：基于COBRA-IV开发出了适用于铅铋合金冷却组件和堆芯的子通道热工水力分析程序SUBAS,并利用其对铅铋合金冷却组件进行了详细的子通道分析,主要分析了不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响;对湍流交混模型、横流压降系数、换热系数模型等做了相关的参数敏感性分析。研究结果表明:燃料棒数目的增加会导致组件内外质量、动量和能量的交换更加困难,各类通道的温度都有所升高;定位格架不仅增加了组件压降,而且降低了相邻通道之间的横向流动;湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大,需要重点研究。

摘要：目前核电厂安全分析用计算机程序多是基于保守方法开发的,给核电厂的设计和分析带来了过量裕度,增加了核电厂优化和改进的难度,使用最佳估算加不确定性分析方法可以减少或消除这些不必要的限制。在AP1000和CAP1400的审评过程中,国家核安全局采用最佳估算加不确定性方法对大破口失水事故进行了审查。本文介绍了四种最佳估算加不确定性分析方法,对不确定性的来源和不确定性统计方法进行了论述。基于ASTRUM方法,利用RELAP5程序对AP1000核电厂大破口失水事故进行了独立审核计算,经59组抽样计算后,最大的燃料包壳温度值为1070℃,满足验收准则要求。

摘要：钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。