近日，中国科学院合肥物质院核能安全所科研人员在热管核反应堆核心元件高温热管冷态启动特性研究方面取得新进展，开发了一种适应不同条件下高温热管冷态启动的数值模型，相关研究成果发表在核领域知名学术期刊《应用热工程》（Applied Thermal Engineering）上。 

　　高温热管是热管核反应堆的核心传热元件，其冷态启动特性影响热管堆的动态响应性能。余大利副研究员等人通过实验研究了高温热管在不同倾角、功率、冷凝条件等的冷态启动特性，揭示了高温热管工作温度、温差、启动时间等受功率的影响机制，并开发了基于可压缩流的冷态启动三阶段物理模型。研究结果表明，该模型能够在大功率范围下准确预测热管壁面温度分布和蒸汽前锋流位移。研究结果为热管堆的优化设计与自主运行提供物理模型基础。 

　　该项研究得到了国家自然科学基金、安徽省自然科学基金、安徽省重点研发计划等项目资助。 

　　文章链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S1359431123017957  

　　图1 高温热管冷态启动计算结果

图2 蒸汽前锋流位移