在应用粘弹性流体先进核能利用技术研究方向上，团队近期在国际期刊 《Nuclear Energy and Design》 上发表了重要研究成果：

Zhi Chen, Yu Ji, Hong-Na Zhang, Li-Qi Guo , Li-Xia Chen , Xiao-Bin Li, Feng-Chen Li, “Numerical study on the flow and heat transfer characteristics in a high-temperature gas-cooled reactor core”, Nuclear Energy and Design 413 (2023) 112544.

本文内容提要如下：

在高温气冷堆（HTGR）中，堆芯的运行在很大程度上依赖于冷却剂的传热过程，冷却剂可以带走燃料颗粒释放的热量。因此，必须仔细研究燃料颗粒与冷却剂之间的流动和传热特性。此外，在堆芯温度较高的条件下，燃料颗粒容易受到损坏。在这项研究中，使用氢气作为冷却剂的高温气冷堆进行了数值模拟，以探索各种工况下堆芯中的流动和传热条件。结果表明，在高速入口和低温入口条件下，系统具有较高的传热率。此外，我们还通过雷诺数（Re）、n 和 Tr 观察到了模型的流动和传热特性之间的有趣关系。由于冷却剂的密度会随着温度的变化而变化，氢气很容易受到压缩。值得注意的是，燃料颗粒表面的导热性较差，会在气流停滞、气流分离和气流汇聚处产生热点。我们对新反应堆堆芯流动和传热特性的研究为改善堆芯出口温度和燃料颗粒结构提供了重要参考。