摘要：整体性热工水力学试验是验证压水堆核电站安全性的核心技术,针对反应堆主回路循环特性的比例分析是指导整体性试验台架设计的理论依据。基于两相漂移流模型建立反应堆主回路强迫循环和自然循环的控制方程组。应用初始条件对方程无量纲化,得出整体性试验台架模拟原型电站主回路强迫循环向自然循环过渡的相似准则,提出能够模拟原型电站主泵惰转并满足循环过渡相似性要求的试验方法。

摘要：在Matlab平台中对反应堆及主冷却剂系统建立数学模型,研究自然循环向强迫循环过渡过程中反应性的变化规律。计算结果表明:过渡过程中流量按双曲正切规律变化,时间系数k和流量增加倍数W∞/W0决定了流量的稳定时间和梯度;在反应堆设计中选择合适的k值,可有效改善反应堆周期;尽量降低过渡过程的流量变化速度,可以减小反应性峰值,有助于提高反应堆的安全性。

摘要：对摇摆条件下的单相强迫循环流量脉动特性进行实验研究,并通过受力分析研究影响流量脉动的主要因素。研究表明:摇摆运动能否造成强迫循环流量出现周期性的脉动主要取决于泵驱动压头与附加惯性力的相对大小。摇摆幅度或频率越大,流量脉动幅度越大;循环泵驱动压头越大,流量脉动幅度越小;当驱动压头与附加惯性力的比值达到一定值后,摇摆运动发生前后流量不再出现明显变化。

摘要：受起伏运动的影响,铅铋回路的流量发生波动,流动阻力与换热特性会发生变化。本文采用实验方法,研究了起伏条件下强迫循环液态铅铋合金在竖直圆管内的流动阻力与换热特性。结果表明:起伏运动引起的瞬时附加压降峰值低于理论值;在强迫循环下,起伏会造成回路流量周期性波动,在最大起伏幅度300 mm、周期4 s的工况下,流量瞬时波动最大达到16%。拟合得到了流量波动的无量纲数表达式。在强迫循环范围内,起伏运动下的管道时均摩擦阻力系数与静止条件下一致,起伏运动不会影响回路的时均传热特性。本研究结果可为起伏运动下反应堆设计提供数据参考。

摘要：我们设计了一种结构简单、经济可靠的全年用太阳能热水装置,并对其进行了测试与分析,经过一年半的运行,表明设计合理,计算正确,为进一步改进提供了依据。

摘要：设计了一种平板型太阳热水系统强迫循环控制系统,系统由平板型太阳能集热板、热水箱、循环水泵、温度控制仪和连接管道等组成,给出了工程连接图和相关温度设定值。经过实际应用,系统运行稳定,能把光能充分转换为热能,效率高,具有一定的推广应用价值。

摘要：中国高通量工程试验堆(HFETR)在流量反转过程中,堆芯热工参数的变化会影响到反应堆的安全运行。为此本文利用RELAP5/MOD3程序建立了HFETR模型,进行了相关的研究,得出HFETR强迫循环向自然循环转换的最大允许功率为850 kW,自然循环向强迫循环过渡的时刻由压力壳上部水温决定。研究结果表明,现运行模式能保证反应堆的运行安全,为以后运行模式的完善提供了支持。

摘要：对海洋条件下U型管蒸汽发生器(SG)传热管倒流特性进行研究,以RELAP5程序为基础,建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段,研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内U型管内流动的影响。结果表明:强迫循环开始后持续的时间越长再引入海洋条件后越不易发生倒流;绕与SG管束弯管轴线平行的轴线摇摆更容易发生倒流。

摘要：以截面尺寸为50mm×2mm的矩形并联双通道为实验本体，在系统压力为2-8MPa范围内，开展强迫循环条件下的第一类密度波流动不稳定性实验研究。在实验参数范围内，获得系统压力（P）、质量流量（G）和入口过冷度（Tsub）等热工参数对流动不稳定界限参数的影响规律；在Npch-Nsub图上给出不稳定点的分布，最后基于实验数据拟合第一类密度波不稳定边界的经验关系式。

摘要：对窄矩形通道内流动沸腾换热特性进行实验研究,拟合出沸腾换热系数计算关系式。使用不同的沸腾换热预测模型计算窄矩形通道的沸腾换热系数并将预测值与实验值进行对比,结果表明:各关系式预测窄矩形通道的沸腾换热系数,预测效果都不同程度地存在一些问题。根据Schrock-Grossman模型并以强迫对流沸腾换热原理为基础,建立了窄矩形通道沸腾换热系数的预测模型,与实验数据符合良好。