摘要：根据１０ＭＷ高温气冷堆热气导管处于内外两股方向相反气流同时作用的具体结构特点，针对实际设计工况，建立了其流动诱发振动的理论模型，即两端简支，受内外两股方向相反气流同时作用的单管振动模型；给出了相应的数学描述和简捷求解方法；通过计算获得了其振动频率随流速的变化关系，和不同流动工况下，失稳时的临界流速，及相应的稳定性图。分析结果表明，热气导管的设计工况完全处于稳定区内，即其在设计工况下运行时，不会产生大振幅的流致振动。

摘要：高温气冷实验反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管和它的同轴外壳，连接肩并肩分开布置的反应堆和蒸汽发生器压力容器，管内、外分别流过从堆芯底部到蒸汽发生器的高温氦气（７００ ℃或９５０ ℃）和反向的低温氦气（２５０ ℃或３００ ℃），它的热性能试验将在氦气试验回路上进行。描述了氦回路和热气导管试验段的技术特征。氦气试验回路由氦回路系统、冷却系统、氦净化、贮存和压力调节系统、氦中痕量杂质的取样分析系统、参数测量、数据采集与监控系统等组成。热气导管试验段具有三层套管式结构，内设氦气内加热器，试验热气导管和冷、热氦混合器，在被试热气导管内外形成７００℃和２５０℃或９５０℃和３００ ℃的加压氦气反向流动环境，用来研究的ＨＴＲ－１０热气导管的高温热性能和在运行工况下的完整性。

摘要：热气导管是高温气冷堆中氦气循环的重要流道,其在各工况下的结构完整性与稳定性关系到反应堆是否能运行安全。本文详细分析了热气导管在事故工况下所承受的压力载荷,包括绝热纤维对管壁的压力以及一回路失压事故时发生氦气泄漏产生压力;并根据得到的压力载荷计算了热气导管承受外压时的结构稳定性。计算结果表明热气导管在事故工况的压力载荷作用下能够保持结构的完整性并且不会发生失稳。

摘要：热气导管断裂事故是１０ＭＷ高温气冷试验堆（ＨＴＲ１０）的假想事故。为了分析该大破口事故初期的扩散自然对流的瞬态过程，本文提出了一个一维扩散自然对流模型，并用日本原子能研究院（ＪＡＥＲＩ）的倒Ｕ型管内的扩散自然对流实验验证了该模型。利用该模型分析了ＨＴＲ１０热气导管断裂事故下的扩散自然对流过程。结果显示：经过４００００ｓ的时间延迟形成稳定的自然对流，其质量流量为０．０４ｋｇ／ｓ。

摘要：水平布置的同轴双层热气导管在１０ＭＷ高温气冷实验反应堆中是连接堆芯和蒸汽发生器的重要部件，管内外分别流过高温和低温氦气。在氦气工程试验回路上进行了热气导管热工性能试验，使用氦气介质，在３．０ＭＰａ，９５０℃温度下连续热运行时间超过９８ｈ，在３．０ＭＰａ，７００℃以上温度条件下的热运行时间超过３５０ｈ。还在０．１～３．４ＭＰａ压力范围内进行了２０次压力循环；在１００～９５０℃范围内，进行了１８次温度循环试验。热气导管内绝热层的有效导热系数λｅｆ＝０．３５１２＋０．０００３ＴＷ／（ｍ·℃），在ＨＴＲ１０额定运行工况下的λｅｆ＝０．４７Ｗ／（ｍ·℃）。试验结果表明，热气导管具有所要求的热绝缘性能和承受热循环。

摘要：高温气冷实验反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管和它的同轴外壳，连接邻近分开布置的反应堆和蒸汽发生器压力壳，管内外分别流过高温（９５０℃）和反向的低温（３０℃）氦气，它的热性能实验已在氦气工程试验回路上完成。实验回路中的热气导管试验段具有可拆卸的高密封要求的三层壳结构，它的内部参数的测量和信号的引出使用了数种经过予先试验过的压力壳贯穿结构。试验中需要连续测量的信号达７０多个，运用计算机采集监控技术，开发了一套智能化的数据实时采集、显示和处理系统，兼有监控、报警、保护等功能，并通过联网在其它微机上显示回路和试验装置内部的运行状况。在经历了５００ｈ的实验考验后，系统性能稳定可靠。

摘要：探讨了在核反应堆热工流体力学中具有普遍意义的不同温度流体达到热混合均匀状态的过程和机理。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）热气导管内的流体热混合主要是径向对流扩散过程。用流体温度空间分布的方差表示混合效果，通过雷诺比拟方法求得在点热源下游流动流体的径向扩散系数解析解，与在模拟热气导管内的点热源下游流动流体的扩散混合实验的结果相符合。在雷诺数Ｒｅ为（１．００～３．５０）×１０５范围内，径向湍动系数εｒ的相应范围是（１．００～４．００）×１０－３ｍ２／ｓ。反映混合效果的湍动系数与流速ｕ之比εｒ／ｕ随雷诺数Ｒｅ变化不大，解释了在高温堆堆芯底部结构中Ｒｅ对流体混合效果影响不大的现象。