核反应堆两相流与沸腾传热 田文喜 PDF电子版

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在核能系统的心脏地带，沸腾的冷却剂与蒸汽如同跳着精密华尔兹的舞者，它们的每一次相变都关乎万亿瓦级能量的安全驯服。田文喜教授深耕核反应堆两相流与沸腾传热领域，以跨尺度的研究视角揭开这场微观与宏观耦合的能量传递之谜。

研究聚焦于极端工况下气液两相流的动态特性，通过多物理场耦合模型解码沸腾危机的触发机制，犹如为反应堆装上预见性"瞳孔"。团队开发的超临界水传热预测方法，突破了传统BWR技术瓶颈，使新一代反应堆设计在安全性与经济性之间找到黄金平衡点。更引人注目的是微纳结构表面强化传热技术，仿生学的设计灵感让临界热流密度提升显著，这项被国际原子能机构纳入技术指南的成果，正在全球多个示范堆中绽放实践光芒。

从实验室的机理探索到工程现场的验证反馈，这项研究始终贯穿着"安全优先"的核工业基因。当第四代核能系统迈向商业化之际，这些关于气泡动力学与流动不稳定的基础发现，正在为钍基熔盐堆、快堆等先进堆型编织更可靠的热工水力安全网。