摘要：研究氚在石墨中的扩散行为,对于理解和掌握核能系统中氚的输运过程有着重要意义。目前氚在石墨中扩散系数的测量实验较少,所得数据相差很大。本文利用10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)辐照石墨球,提出两种测量一定温度范围内氚在石墨中扩散系数的方法:一种是基于氚从石墨中的累积释放份额,另一种是基于氚从石墨中的释放率。在此基础上,设计了相应的实验系统,比较了两种测量方法的特点,基于累积释放份额的实验方法,适合对含有多种易于释放核素的介质材料进行测量,其近似公式的绝对误差在4×10^(-4)以内。此外,结合HTR-10上氚源项研究结果探讨了氚在辐照石墨球中扩散行为的影响因素,为未来HTR-10辐照石墨球中测定氚的扩散系数和掌握氚在石墨材料中的输运机制提供了重要研究基础。

摘要：研究液滴在冷凝表面的尺寸分布特征,不仅有助于了解冷凝表面换热机理,同时也为疏水表面的设计提供参考依据。本研究中,借助于液滴生长、合并和脱落全过程的数值模拟方法,研究液滴凝结核密度和液滴脱落尺寸对液滴尺寸分布的影响。模拟中采用热阻模型对液滴生长进行描述,利用链表搜索算法加速液滴聚合及新凝结核确定的搜索过程,再现大液滴脱落和表面清扫过程。模拟结果与实验结果及理论模型吻合良好。模拟结果表明,随着凝结核密度增大,小液滴数密度相对增加,液滴平均半径减少;随着液滴脱离半径减小,液滴尺寸范围减小,液滴尺寸分布整体升高。

摘要：本文针对高温气冷堆动力转换单元设计了3种联合循环方案,并将3种循环方案在反应堆出口温度900℃的情况下与闭式Brayton循环进行比较。结果表明:闭式Brayton循环在反应堆出口温度较高时,相应反应堆入口温度也较高,这受到反应堆压力壳材料限制,且所需压气机压比较大;联合循环方案的反应堆入口温度低于370℃,反应堆压力壳可使用SA533钢材,无需内壁冷却,且所需压气机压比较小。方案比较显示,提高联合循环效率需增加下位循环出力。方案3的上位循环是简单Brayton循环,下位循环是再热Rankine循环,循环效率可达50.1%。

摘要：我国正在推进高温气冷堆核动力厂法规体系的建设,《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》是拟编制的核安全导则之一。本文回顾了轻水堆核动力厂相关法规的发展与现状,理清了安全评价、安全分析、独立验证等术语的定义,明确了它们在整个设计过程中的关系,对现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性进行了分析,为拟编制的导则提供了参考。

摘要：核反应堆蒸汽发生器二次侧的流动不稳定现象不仅会影响控制系统,而且会使设备结构的压力边界疲劳损坏。两相流不稳定性的表现形式多样、影响因素众多、机理复杂、研究方法种类多,一直是蒸汽发生器和两相流领域的经典问题之一。首先,该文介绍了两相流不稳定性的常见分类和3种典型不稳定性的机理,包括流量漂移、密度波型脉动和压力降型脉动。其次,从守恒方程出发,总结了各种研究方法。再次,系统性总结了3种典型不稳定性的研究现状,并重点介绍了清华大学核能与新能源技术研究院堆工团队的工作。然后,该文提出了使用新无量纲数描述复杂过热系统,包括两相数、过热数、无量纲泵数和无量纲旁通数,明确和统一了Froude数、摩擦数、管长和管径等对密度波型脉动的影响规律,并解释了此前研究中矛盾的结论。同时,该文给出了有关模型简化和边界条件对稳定边界影响的理论推导和证明,并明确了实验室小规模单管或简化并联管试验段及工程验证试验回路与实际核电厂蒸汽发生器及二回路系统之间的替代条件。最后,该文介绍了高温气冷堆示范工程(high temperature gas-cooled reactor-pebble bed module, HTR-PM)蒸汽发生器如何通过设计来避免不稳定性问题。

摘要：超临界蒸发器应用到核电中,可大幅提高机组的热效率。超临界压力流体的热物性在准临界温度附近变化非常剧烈,会对其流动和换热产生很大的影响。研究超临界压力流体在螺旋管内的流动和换热规律,有利于对超临界螺旋管蒸发器的设计。本文采用RNGk-ε和SSTk-ω模型对超临界CO_2在螺旋管中的流动换热情况进行了数值模拟,发现SSTk-ω模型模拟结果与实验结果符合得更好。基于此模型,分析了不同进口质量流速及不同热流密度对管壁温和换热系数的影响,发现随着质量流速的减小、热流密度的增加,峰值向远离hpc的一侧偏移。最后讨论并分析了周向壁温和换热系数的分布情况,发现壁温在φ=315°处最高,需在实验操作或实际运行中加以监控,以保障螺旋管蒸发器的安全运行。

摘要：球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点,使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史,但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算,且包含完整燃耗链和核素信息,但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT,结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史,开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能,搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程,并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献,并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示,基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证,且可以得到更多的核素浓度信息,该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。

摘要：10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)在额定工况下满功率稳态运行时,燃料的温度裕度较大,存在将冷却剂出口温度在700℃的基础上进一步提升的潜力,对实现球床式高温气冷堆超高温运行具有重要意义。该文根据堆芯发热功率和冷却剂载出热量之间的平衡关系,为HTR-10设计了多个稳态超高温运行工况,运用改进的热工模型分析了初装堆芯下各工况的堆芯温度场,给出其分布特征,并讨论了燃料分布不均匀性对堆芯最高温度的影响。结果表明:当堆芯出口冷却剂温度达到1000℃,且假设最高温度区燃料球和石墨球分布的不均匀程度达到极限时,堆芯最高温度仍未达到燃料温度限值。

摘要：抗震裕度评估是核电厂地震安全评估的方法之一,通过地震易损性分析计算高置信度低失效概率的抗震能力值是抗震裕度评估中很重要的一步。本文对于同时受到多种失效模式影响的设备易损性计算进行了研究,讨论了蒙特卡罗抽样方法和拉丁超立方分布抽样方法在设备易损性计算中的应用,对两种抽样方法的计算效率和准确度进行了评价。结果表明,在小样本抽样计算时拉丁超立方抽样方法有更好的计算效率和收敛速度,在1 000次样本数量时,两种抽样方法计算结果均可达到收敛。

摘要：在两相流系统中,流型影响系统的摩擦阻力和传热等特性,准确判定不同流型对于两相流的计算具有重要意义。对于窄缝通道内的气液两相流动,特别是矩形窄缝通道内流型转变准则,已有学者进行了一定的实验研究,但由于实验装置及工况的限制,目前尚缺乏统一且适用性较广的流型转变准则,已有的基于矩形通道的流型判定准则适用性也有待于进一步评估。本文以空气-水为工质,对竖直矩形窄缝通道内泡状流-弹状流流型转变准则进行分析研究,基于1 168个流型实验数据,采用分界成功率对已有转变准则对于实验数据的适用性进行定量综合评价,并针对流型转变原理开展理论分析,引入无量纲数约束因子Co,建立考虑工质物性和流道尺寸、精度更高、适用范围更广的窄缝通道内泡状流-弹状流流型转变准则。本文结论可为反应堆换热元件和紧凑式换热器设计计算提供依据。