先进核能系统热工水力
近年来提出将超临界二氧化碳用作动力转换系统工质的创新概念，可实现动力装置效率显著提高、体积明显减小、成本大幅降低的目标，有望部分甚至全面取代传统的蒸汽动力装置、闭式燃气动力装置、有机朗肯循环（ORC）动力装置，引领能源高效利用的技术革命，成为当前国际能源动力领域研究的一大前沿和热点，得到美国、欧盟、日韩等发达国家的重点关注，有望近期内应用于核能及太阳能发电系统。我系教师针对新型超临界二氧化碳动力循环系统涉及的热工基础技术研究、工程应用关键设备设计与研制、反应堆破口事故安全分析等方面开展研究，推进超临界二氧化碳动力循环系统工程应用进度。
图1 核反应堆热工实验装置
压水堆堆芯两相流动
压水反应堆堆芯在正常运行情况下部分堆芯通道内以及事故情况下都会发生两相沸腾现象，测量高温高压管道内两相流动情况是一大技术难题。射线衰减技术是解决高温高压情况下管道内两相流动情况测量问题的有效方法。射线测量法是利用射线在穿过不同密度介质时衰减程度不同来测量，不会破坏管道中的流场和温度场的自然分布，不受工质恶劣运行环境影响，是解决高温高压情况下的空泡份额测量问题首选方案。
图2 工业CT应用于高温高压两相流体测量
核反应堆严重事故
核反应堆严重事故指核电厂反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。目前对待严重事故的处理策略是预防与缓解同等重要。开展核反应堆严重事故机理实验，开发数理模型和分析软件，对严重事故的发展和缓解其重要作用。
图3 反应堆严重事故应用背景及机理实验
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