简介：利用自主开发的热管蒸汽流动计算程序SNPS-HPD对HP-STMCs堆堆芯锂热管和辐射散热器钾热管稳态运行时的性能参数进行了分析计算，得到了不同运行条件下锂热管和3类散热器钾热管内部蒸汽流动的压强、温度、速度和流动马赫数分布情况。结果表明：堆芯锂热管内部蒸汽压力和温度在蒸发段均有较大下降，在绝热段呈线性下降，而在冷凝段有一定的回升。锂热管温降主要为内部蒸汽的温降，且蒸汽温降随输出功率的增加而减小；蒸汽轴向马赫数在绝热段出口处达到最大，且随输出功率的增大而减小；辐射散热器钾热管具有良好的等温性，但热管绝热段的设计增加了热管蒸汽的温降，破坏了热管的等温性。

简介：利用有限元方法对空间核反应堆电源系统（spacepowerreactorsystems，SPRS）中热管冷却反应堆燃料组件进行了稳态热分析。针对相邻燃料组件间的理想接触与非理想接触两种情况，评估了组件间的热接触状况、功率水平对其温度场分布的影响。结果表明：相邻燃料组件间在理想接触情况下，温度最高点位于燃料棒中心，随着表面传热系数的减小，温度最高点逐渐偏离燃料棒中心位置，且最高温度随功率水平的增大而呈线性增大。

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：为拓展流体力学在深海矿物资源开采输送中的工程应用,通过对粗颗粒海底矿物在输送管道中的受力分析,探讨了垂直管道粗颗粒-均质浆体两相流的流动特性,建立了适宜于粗颗粒固-液两相流的分析的数值模型和计算方法,计算了海底矿产资源输送中管道内部流动阻力,并进行了海底矿物固-液两相管道输送的试验验证,为海底矿产资源的输送提供技术支持。

简介：采用LS-DYNA有限元软件对某地下钢管道-混凝土-围岩结构的抗爆炸冲击响应进行了数值模拟。对混凝土结构模拟采用Holmquist模型、Malvar模型和RHT模型;对花岗岩结构的模拟则根据实测数据拟合了Holmquist模型参数。理论分析比较了3个模型的特点,并结合实际工况要求得出结论：1）Holmquist模型和Malvar模型、RHT模型均能较好地模拟混凝土结构在爆炸载荷下的损伤效应,但Holmquist模型更适用于模拟压缩损伤,后两个模型模拟拉伸损伤更为合理;2）须根据实际工况和工程目标对各模型预测的损伤分布结果进行判定、取舍,获得更为准确信息;3）对混凝土材料性质未知或知之甚少的典型工况,可使用多个本构模型进行数值模拟对比分析,能够快速、全面地把握结构响应特征。

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.