摘要：以高温堆热气联箱为研究对象,在实验研究的基础上,采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行了数值模拟,以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场,为高温堆热气联箱的设计和实验研究提供参考。数值计算结果表明:热气联箱内气流发生剧烈搅混,加速了不同温度气流间的热传递,有利于高温和低温气流间的温度混合。但存在肋片的区域没有发生剧烈的气流搅混,不利于气流间的热传递。热气导管内温度混合率随其长度的增加逐渐增大,热气导管长度2.5m以上时,温度混合率达到99%以上。

摘要：为获得高温气冷堆核电站电气设备绝缘设计所需基础数据,本文设计了一套测量高压氦气绝缘性能的装置.利用该装置进行了15—20℃,0.1—7 MPa氦气,间距0.25,0.35,0.5 mm平行极板击穿实验.实验表明:氦气的绝缘性能远低于空气;气压越高,氦气的击穿电压越大,3.0 MPa氦气的击穿电压与常压空气基本一致;根据低气压实验数据和巴申定律推导的公式,在高气压下计算值偏大,且偏差随着气压和间距乘积的增大不断增大;提出了可计算0.1—7 MPa氦气击穿电压的简易公式,同时修正了高气压氦气的巴申公式,并进行了理论分析.

摘要：近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。

摘要：核热泉堆是一种熔盐球床概念设计堆,具有满功率自然循环特性,中间换热器一次侧是一回路中除堆芯外主要的阻力来源。为降低中间换热器的阻力,提高换热效率,采用计算流体力学方法（CFD）对中间换热器单元流道的流动及其传热特性进行数值模拟,并构建换热器翅片阻力因子、Colburn因子和综合评价因子的响应面,利用多目标遗传算法对翅片的尺寸进行优化设计,并根据优化后的翅片尺寸基于Aspen软件进行换热器优化设计。优化后的换热器体积减小了30%。

摘要：在5MW低温核供热堆全模拟试验回路(HRTL-5)上,实验观察到了低干度自然循环条件下的流量漂移现象。通过一个考虑了加热段欠热沸腾、上升段冷凝、闪蒸等物理过程的两相流动数学模型,编制了相应的计算程序,获得了自然循环特征曲线图谱及其运行曲线,确定了自然循环分岔图和静态不稳定边界图,进而提出了通过自然循环特征曲线图谱研究流量漂移的分析方法。分析表明:特征曲线图谱方法是研究自然循环静态不稳定的有效手段。增大系统压力、减小热流密度、增加入口单相阻力、减小出口两相阻力有利于避免自然循环流量漂移的发生。

摘要：低温核供热堆与高温竖直蒸发管多效蒸发(VTE-MED)耦合的方案,是国际原子能机构推荐的核能海水淡化优选方案之一。在清华大学核能技术设计研究院建立了双塔VTE-MED实验系统,其最高设计咸水温度为120℃,原料海水循环流量为3300kg/h,3效的产水量约180kg/h。该文介绍了海水蒸发器、预热器、终端冷凝器、海水箱等系统主要设备及海水淡化蒸发工艺流程。针对实验系统的运行稳定性实验研究,表明这一实验系统已能建立起稳定的工作状态,可利用该系统在真实流动参数下,进行诸如多孔孔板节流特性关键技术的热态实验研究及蒸发工艺流程等实验研究。

摘要：核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态设计点性能分析与优化、稳态非设计点性能分析以及瞬态性能分析3个主要环节。在清华大学核能与新能源技术研究院自主开发的核动力发动机系统分析程序PANES基础上,提出了基于“流网-热网”的系统分析程序框架,并建立了反应堆中子动力学与涡轮泵动态特性等数学模型,提出了对应的计算分析方法,拓展了原程序的功能。该工作为NTP系统设计方法的进一步研究和应用提供了重要基础。

摘要：控制棒水压驱动技术是清华大学核能与新能源技术研究院具有自主知识产权的一项新型发明专利技术,组合阀属于该项技术的关键部件。组合阀由3个直动电磁阀组成,电磁阀的性能直接影响组合阀的性能,从而影响控制棒水压驱动技术的运行性能。本工作运用二次回归正交试验拟合方法和复合形优化方法,对直动电磁阀的参数进行了设计和分析,并进行了部分实验验证。分析结果表明:输入直动电磁阀的电流数值对电磁力大小影响最大;通过优化方法可以得出直动电磁阀的优化设计参数和最大电磁力。

摘要：由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。

摘要：破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。