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：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：分析了核热推进NTP（nuclearthermalpropulsion）反应堆关键技术及现状，介绍了核热推进反应堆技术在空间推进领域的应用，总结对比了美国、俄罗斯现有核热推进反应堆设计方案的主要参数和特性，并对未来航天器用核热推进反应堆的发展方向和应用前景进行了探讨。

简介：利用MCNP程序计算了不同燃耗下脉冲堆调节棒的微分价值，并采用周期法实验测量了调节棒的微分价值，对比了在不同燃耗下脉冲堆调节棒的微分价值实验值和理论计算值。结果表明：随着脉冲堆燃耗的加深，调节棒在高度200mm以下微分价值变化不明显，在高度200.390mm时，燃耗越深，微分价值越大，理论值与实验值符合很好。

简介：为了定量研究核数据的不确定度对西安脉冲堆keff计算结果的影响，利用国际上常用的敏感性和不确定度分析软件TSUNAMI-3D-K6及不同核数据库中的核截面数据，分析计算了西安脉冲堆两种堆芯布置下的keff及其不确定度。结果表明：核截面数据的不确定度会导致keff的不确定度在0．5％左右，核素234U的裂变中子产额对keff不确定度的贡献最大，西安脉冲堆不同堆型下，由共振自屏计算得到的隐式敏感性系数差异较小，不同堆芯布置下计算得到的keff不确定度差异不大。

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.