摘要：在核电工程建设中,混凝土的性能对核电厂全寿期的安全高效运行具有重要影响。DW-n防裂抗渗复合材料是一种新型的混凝土添加材料,具有更高的力学性能及粘结度等特性。本研究通过掺加DW-n防裂抗渗复合材料的混凝土试块与山东海阳核电站一期工程中实际使用的混凝土进行实时比对试验,定量分析了掺加DW-n防裂抗渗复合材料对核电厂用混凝土各项性能的影响,得出此种新型防裂抗渗复合材料能够优化核电厂用混凝土各项性能的结论。

摘要：本文采用理论分析和数值模拟方法对反应堆1/3缩比模型的整体水力学特性进行了研究,主要分析不同模化流速对反应堆的压降、入口流量分配及下腔室交混特性的影响,理论和模拟分析结果表明：当流速满足反应堆模型雷诺数大于临界雷诺数条件时,堆芯前的流动进入自模区,不同流速对整体水力学特性无明显的影响。本研究结果可为反应堆整体水力学实验模化流速的选择提供依据。

摘要：提高核动力装置热效率是核工程领域一直追求的目标。如能在提高热效率的同时,达到减小核动力装置尺寸,则不仅可以提高经济性,而且可以降低大型设备的制造、安装等方面的难度。因此,有必要借助优化算法开展以核动力装置热效率、体积为评价准则的双目标实例优化设计研究,寻找核动力装置实例设计参数的最佳组合。以此为背景,通过构建一种评价——优化耦合模型,实现了核动力装置的双目标实例优化设计。将优化程序模块与核动力装置双目标评价模型相耦合,并基于C#语言开发了计算程序,得到优化结果。其中,核动力装置双目标评价模型包括核动力装置热效率计算模型及体积评价模型。热效率计算模型是依据等效热降理论确定的,一种计算各级抽汽量的矩阵分析方法。此外,体积估算模型结合了回热、再热设备、主冷却剂泵数学模型,及其他已建立的设备数学模型,包括反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器、反应堆冷却剂管道、反应堆压力容器、冷凝器、汽轮机,同时充分考虑了各设备之间的耦合关系。经优化计算,在满足结构和性能的约束条件下,核动力装置双目标最优设计方案的热效率提高近1.5%,装置总体积降低近10.3%。优化结果可为核动力装置小型化设计研究提供参考。

摘要：针对超临界反应堆类三角形子通道的传热和流动特性,数值研究了不同栅距比定位格架作用下子通道内超临界水的流动传热特性、二次流及流动阻力特性。研究结果表明：定位格架对子通道内超临界水的换热影响显著;不同栅距比下的壁面温度、换热系数的轴向分布都具有相同的趋势,定位格架附近壁面温度下降,换热系数上升;定位格架下游壁面温度分布不均匀,且不均匀程度随栅距比减小而更加明显;定位格架下游截面形成四个对称旋涡,栅距比较小时,二次流强度较大;不同栅距比堆芯子通道流动阻塞率不同,流动阻力随栅距比减小而增大。

摘要：通过计算流体力学的方法对新型国产乏燃料贮存格架进行热工水力分析,评估新型CPR乏燃料贮存格架在乏燃料池中的局部热工性能,计算在最大水力阻力下,包含放热量最大的乏燃料组件的格架贮存单元的局部最高温度。同时,经过理论计算分析了乏燃料池失去冷却水的极端工况下,乏燃料池的沸腾时间和贮存格架裸露时间。数值计算应用CFX流体分析软件,基于多孔介质模型完成计算分析。分析结果表明乏燃料池局部最高温度低于当地压力下水的饱和温度,满足格架的应用要求;在功率运行工况下失去冷却水,乏燃料水池沸腾时间足以用于采取有效措施应对极端工况。