摘要：计算流体力学(CFD)数值方法已成为超临界水冷堆热工水力特性分析的重要工具。目前,超临界条件下的CFD数值方法一般直接采用亚临界单相湍流模型,其局限性在于现有的湍流模型难以准确模拟重力和热膨胀加速度效应,在热流密度特别大的情况下,CFD数值方法适用性较差。本文综合介绍了中核核反应堆热工水力重点实验室(RETH)所开展的超临界水冷堆热工水力特性CFD分析。

摘要：开展堆腔注水冷却系统的临界热流密度(CHF)实验。采用等宽矩形发热段模拟压力容器下封头,分别在池式沸腾及强迫循环工况条件下,对发热壁面不同角度位置处的CHF限值进行实验研究。实验结果表明:在池式沸腾和强迫循环工况条件下,CHF随角度的变化关系都可以分为3段,在靠近入口的区域,池式沸腾条件下CHF随角度增加而升高,而强迫循环工况条件下CHF随角度增加逐渐降低;在中部区域,CHF随角度增加而升高;在靠近出口的区域,CHF随角度增加而降低。

摘要：通过分子动力学模拟方法,从微观角度研究了临界点附近CO_(2)物性畸变特性。分子动力学模拟表明COMPASS力场在远离临界点时具有较高精度,在临界点附近精度较低但可反映密度畸变现象。通过划分模拟空间,获得体系密度涨落特性,分析表明,临界点附近存在很大的密度涨落,且临界点前后密度涨落值呈现不对称特性;在CO_(2)分子上建立局部坐标,并定义了二聚体构型三参数描述方法,该描述方法能够全面描述二聚体构型分布,模拟结果显示在平行构型、T构型及十字构型中,T构型出现概率最高,3种构型的转变与物性畸变或存在紧密关联。

摘要：基于超临界二氧化碳布雷顿循环的基本原理,分析其应用于核反应堆系统的主要优势,介绍目前国际上超临界二氧化碳应用于核反应堆系统的相关研究进展,对超临界二氧化碳工质在我国未来先进核能技术研发中潜在的应用对象进行探讨,并提出相关建议。

摘要：以截面尺寸为50 mm×2 mm的矩形并联双通道为实验本体,进行12~15 MPa的压力下密度波流动不稳定与沸腾临界的实验研究。研究发现：在高压条件下,随着压力和质量流速的增加,发生沸腾临界的热工参数范围扩大,而流动不稳定区域相应缩小。通过将热工参数无量纲化,在相变数（Npch）-过冷度数（Nsub）图上绘制了沸腾临界线及不稳定边界,揭示了热工参数对流动不稳定与沸腾临界存在区域的影响机制。

摘要：通过试验分析严重事故条件下水蒸气对氢气燃烧行为的影响,分别改变初始水蒸气浓度,比较分析氢气燃烧的温度、压力、火焰传播速度和燃尽率,并且对试验结果进行对比分析,可得出以下结论:水蒸气降低了氢气燃烧峰值温度、峰值压力和火焰传播速度,并且水蒸气浓度越高,对氢气燃烧影响越大,但是对氢气燃尽率无影响。

摘要：采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。

摘要：采用计算流体动力学(CFD)两相流模拟软件对文丘里流量计内湿蒸汽的流动过程进行研究,分析压力、流量、喉径比等参数对虚高系数的影响。结果表明:流量对虚高系数的影响较小;文丘里流量计喉径比对虚高系数的影响会随着压力升高而变大。

摘要：针对熔盐堆燃料和慢化剂的特点,对压水反应堆热工水力计算程序CATHARE进行了适应性改造。使用改造后的程序进行熔盐堆单通道流体的物理和热工耦合计算分析。分析计算表明,改造后的CATHARE程序可以模拟反应性引入事故和流量引入事故等瞬态工况的堆芯热工物理耦合过程。

摘要：田湾核电站采用水润滑轴承,在核电厂运行中轴承释热率一直偏高,轴瓦存在较严重的磨损。针对主泵轴承的出现的问题,采用计算流体动力学(CFD)方法分析主泵轴承动静轴瓦之间微小空间内流体的流动特性和压力分析。分析表明:主泵轴承释热率偏高和频繁磨损的根本原因是轴承室空化汽蚀;空化汽蚀的发生是由局部区域的流动加速效应引起的。