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反应堆压力容器外部冷却（ERVC）是实现熔融物堆内滞留（IVR）的重要方案之一，而反应堆压力容器（RPV）外壁面的临界热流密度（CHF）决定了ERVC冷却能力的限值。为此建立小型CHF试验装置，并采用RPV用SA508钢制作试验块加热表面。以去离子水为试验工质，开展池沸腾下朝向CHF试验，研究真实RPV表面材料在不同倾角和过冷度条件下的CHF特性，及其老化效应对CHF的影响。结果表明：SA508钢...
我国首座铅铋零功率反应堆——启明星Ⅲ号实现首次临界（图）
铅铋零功率 反应堆 启明星Ⅲ号 临界
2019/10/11
2019年10月9日上午11时05分，随着调节棒缓缓升起，我国首座铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号在原子能院实现首次临界，并正式启动堆芯核特性物理实验。这是我国铅铋快堆堆芯关键技术领域取得的里程碑式重大进展，标志着我国铅铋快堆技术开发正式迈入工程化阶段，并已跻身国际前列，也标志着原子能院在新型先进反应堆零功率研发领域达到世界先进水平。
超临界水并联通道流动不稳定性理论研究
超临界水 半隐式差分 交错网格 流动不稳定性
2010/10/29
根据并联通道的结构特点，建立了合理的数学物理模型，采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生，并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不稳定性发生边界的影响。并联通道系统的稳定性随入口压力和入口流量的增大而增强，随入口温度的增大而减弱。
在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验，外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源，放置在启明星1#次临界装置中心，中子探测器放置在次临界装置内不同位置，研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明：在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同，但对外推结果影响不大。