摘要：停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段。3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点。停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势。

摘要：小型液态金属反应堆应用场景广,可为偏远地区提供能源供应。该文考虑了3种可用于小型液态金属堆的事故余热排出方案,三者均采用强迫循环,以形成空气/水的循环导出堆芯余热。通过利用RS软件分别对3种方案进行建模,进行3种方案的可靠性分析,结果显示方案一、二可靠性相近,而方案三失效概率约为方案二的1/3。3种方案的可靠性均主要受动力设备(水泵/风机)的影响,因此优化动力设备设计对提高事故余热排出系统可靠性是有益的。

摘要：船用核动力装置在海洋环境中受到风浪等影响会发生运动。摇摆条件对一回路系统热工水力特性影响比较复杂。为了研究摇摆条件影响,开发了海洋条件系统热工水力分析程序STAC,并利用实验对程序海洋附加力模型进行验证。利用系统程序STAC对摇摆条件下反应堆系统热工水力特性进行模拟研究,结果表明:摇摆条件下强迫循环工况的参数变化比自然循环工况的参数变化小;与纵摇相比,横摇运动影响较大;摇摆条件下系统热工参数存在波动幅值最小的周期点。

摘要：在低流量强迫循环工况下,一部分U型管可能会发生流动反转的现象。通过实验研究了低流量强迫循环条件下一次侧入口温度、一回路总流速、电动调节阀阻力系数以及二次冷却水流量对U型管倒流临界点的影响。结果表明:随一次侧入口温度的增加,倒流临界流速增大;随一回路总流速的增大,倒流时U型管入口温度逐渐增大;从实验结果来看,电动调节阀阻力系数对倒流临界点的影响并不显著;随二次侧冷却水流量的增大,倒流临界流速缓慢下降。

摘要：近期，中科院电工所研制的低温强迫循环蒸发冷却系统在中科院过程工程研究所GHPC1000超级计算机系统上成功进行了负荷试验。试验结果显示，机柜内计算节点满负荷工作状态下，完全满足冷风温度为18-22摄氏度的设计要求。