简介：研究了单个典型通道组件堆外水力试验边界的设计方法,分析认为只有保证试验模型与原型间隙稳定段流道压降相同、流量相等才能确保试验模型等效反映原型.基于这种等效设计思路进行推导计算,设计得到了单个组件水力试验筒体,并利用数值模拟和关系式两种方法分别进行了验证,验证结果表明：等效设计方法是正确可靠的.

简介：利用核数据库处理程序NJOY,制作了1700K和1750K温度下,热管堆中45种核素的高温核数据库,并利用ICSBEP2006中的临界基准题对所制作的数据库加以验证.分别利用所制作的数据库和蒙特卡罗程序MCNP对堆芯进行了建模,计算了堆芯的有效增殖系数κeff,确定了热管堆中燃料的尺寸和富集度,分析了堆芯的相对功率分布.最后,初步计算了热管堆在水淹和沙埋2种事故工况下κeff以及安全棒价值,为堆芯安全分析和事故分析提供了基础参数.

简介：提出了热管冷却推进一供电双模式运行的空间核反应堆初步概念,给出了堆芯及热管燃料组件的设计布局,以液氢为推进剂,进行了热工水力学初步分析计算,推进模式下推进剂出口温度达到2600K,验证了初步设计的可行性;分析比较了不同热电转换技术对系统辐射散热器质量及面积的影响,电功率为5kW时,辐射散热器面积可小到1.2m^2,预估了设计的热管冷却双模式空间堆各部件的质量,反应堆系统总质量小于1500kg.结果表明,初步设计的双模式空间堆参数满足相关要求.

简介：利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂（mainsteamlinebreak,MSLB）事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况.分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因.结果表明：单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低.