一、不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究（论文文献综述）
张家磊[1]（2021）在《典型严重事故下放射性核素排放规律研究》文中研究说明核能作为重要的清洁能源,在很大程度上已经融入了人类的生产生活之中,核电站的安全运行也成为了人们最为关心的问题,尤其是福岛核事故之后,核电安全成为了我国核电事业发展的首要条件。研究核电厂典型严重事故工况下,放射性核素的排放规律,尤其是安全壳发生旁通或者失效的条件下,放射性核素在环境中的排放规律,可以为核电厂严重事故应急预案的制定提供理论参考,对推进核电安全稳定发展具有重要的学术价值,对保障核电厂周围民众的生活环境和人身安全具有重要意义。以某核电站第三代反应堆—AP1000堆型为研究对象,建立放射性源项计算模型,计算出放射性核素堆芯初始值。选取三种核电厂典型的严重事故:大破口始发严重事故,蒸汽发生器传热管断裂始发严重事故和ADS阀门误开启始发严重事故,建立严重事故下一回路热工响应模型和放射性核素迁移扩散模型,编制程序输入卡,通过严重事故假设,计算出具体的事故进程,分析了严重事故下一回路热工水力响应,并选取氙、碘化铯和氧化锶三种放射性核素进行迁移规律的计算分析。针对三种典型严重事故中放射性核素的排放研究,可以看出,惰性气体类放射性核素主要在堆芯内释放,释放份额占比最大,且全部以蒸汽和气溶胶的形态存在,扩散强度大,在事故发生后几乎全部迁移至安全壳空间,并最终向环境释放;挥发类放射性核素主要在堆芯内释放,其化学性质活泼,主要以沉积附着在热构件上和溶于水中的形态存在,向环境中释放的比例较小,几乎全部留存在安全壳内;非挥发类放射性核素,主要以沉积附着在热构件上的形态存在,其释放进环境中的份额最少,均不超过1%。依托于三类核反应堆严重事故,对比了安全壳在未失效、早期失效和旁通三种下,放射性核素的排放结果。在安全壳未失效的情况下,三种放射性性核素排放进环境中的份额极小,但当安全壳发生早期失效或者旁通时,惰性气体类放射性核素几乎全部迁移至环境中,挥发类和非挥发类放射性核素排放进环境中的份额也会有所增加。结果证明安全壳的完整性对惰性气体类和挥发类放射性核素具有较大约束力,可有效阻止放射性核素向环境排放。针对所计算的结果,选取三种放射性核素向环境中排放的比例,与其他程序计算的相关事故结果进行比较,其结果对比误差均在可接受范围。
王雨[2]（2021）在《基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟》文中认为蒸汽发生器作为一回路和二回路的换热枢纽,其流动传热特性对核电站安全与经济运行至关重要。由于其高温高压的工作环境,难以直接探测,不能直观的观察蒸汽发生器内部汽液两相流真实的流动特性;但蒸汽发生器内部汽液两相流的流动特性与寿期内传热管和其他部件的振动、热损、应力腐蚀和凹陷等都有直接关系,从世界范围内核电站的运行经验来看,蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生频率较高的事故之一。因此有必要对蒸汽发生器二次侧的流动行为和传热特性进行研究,为机械设计、水化学、材料技术等的研究提供基础信息,以期为蒸汽发生器的结构设计提出优化方案,提高传热效率和安全性。目前,对于蒸汽发生器热工水力学的研究一般分为实验研究和数值模拟。实验研究多为工程性试验,试验中大多采用局部或缩比模型装置来验证工程设计的合理性,由于真实蒸汽发生器体型巨大、传热管数目众多加之高温高压参数,试验中难以获得其内部三维流场和温度场的精确参数,而这些参数对于蒸汽发生器的优化设计是十分重要的。在数值模拟方面,虽然商业CFD软件发展相对成熟,功能也齐全,但其应用于蒸汽发生器的数值模拟因其注重于通用性而缺少专用性,在蒸汽发生器的设计中未能广泛应用。因此,世界上大多数蒸汽发生器专业机构还是致力于专用蒸汽发生器三维热工水力程序的研究与开发。在现有的专用软件开发研究中,对于二次侧汽液两相流的描述大多使用均相流或漂移流模型。近几年为了更精确的描述流场流动行为,已有学者采用了两流体模型分别对汽液两相进行精确描述,但在数值模拟程序中,并未考虑湍流模型,但湍流对流场流动和传热影响不可忽视。另一方面,为提高计算效率,大多数程序采用多孔介质模型,但多孔介质的计算精度还有待进一步提高。此外,上述数值模拟的结果也有待进一步获得实验数据的验证。综上所述,开发基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维数值模拟程序、优化多孔介质计算方法和验证计算方法的有效性等工作已成为未来发展的趋势。本文应用两流体模型对蒸汽发生器二次侧流场进行描述,考虑到二次侧汽液两相流流动复杂,引入了同时考虑液相流动和相间动量交换的三维各向异性代数湍流模型。加入了一、二次侧热量耦合传递模型、流动阻力模型及相间的传质传热和动量交换模型。应用多孔介质模型模拟蒸汽发生器内部复杂结构,提出了能够精确快速计算多孔介质系数的方法:基于传热管和网格位置关系的优化多孔介质计算方法（Modified method based on grid combined with tube geometry,M-GTG）。应用国际水和蒸汽性质协会发布的最新标准（IAPWS-IF97公式）实现对物性参数的实时更新。基于Fortran语言编写程序对蒸汽发生器开展真实建模仿真,开发出蒸汽发生器三维瞬态热工水力数值模拟程序2T-THAP（Thermo-Hydraulic Analysis Program based on Two fluid-Turbulence model）。选取以大亚湾蒸汽发生器为原型的小型缩比可视化实验台架的实验数据对程序进行验证,完成合理性验证后,将其应用于大亚湾核电站蒸汽发生器中,对不同给水方式和不同负荷下的热工水力特性进行分析,将含汽率、一次侧温度、二次侧温度压力及传热系数等关键参数及其分布规律与同类程序的计算结果及蒸汽发生器设计参数进行对比,程序对比结果显示各参数变化趋势一致,计算结果与设计参数符合良好,初步验证了多孔介质模型的有效性及程序的准确性。经分析发现:二次侧汽相速度大于液相速度,两者增长趋势一致,流速在直管段出口达到最大值,进入上方倒锥形环腔后,由于流通面积扩大且受传热管阻碍,流速减小。在直管段,受密度差驱动,流体出现从冷侧向热侧的微小偏转;在弯管段,受结构影响,流体出现从热侧向冷侧旋转流动的趋势。流体横向流动对直管段产生的作用力十分小,流体能量（平均横向流体动能）小于10J/m3,对于弯管段,流体能量在冷侧40°和热侧140°左右最大,且相比之下,冷侧流体能量较大。冷、热两侧含汽率呈不均匀分布,改变给水方式对含汽率分布的影响主要体现在管束入口段,非均匀给水时,壁面温降较快,减少了传热管热疲劳失效的风险。传热管热阻占比最大,约占50%以上。传热管出现结垢会使总传热系数减小,降低传热效率,因此随着蒸汽发生器运行年限增长,结垢和堵管增多,需要优化运行方案保证设计功率输出。
詹奔腾[3]（2021）在《核电机组二次侧蒸汽排放特性研究》文中进行了进一步梳理当前,中国的核电行业已经进入加速发展时期,在核电厂极高安全要求的背景下,建立一个可靠的核电厂热工水力模型并对各种事故进行瞬态分析、评估其安全性意义重大。而GCT系统作为核电厂安全保护系统之一,对一次侧热工水力参数有重要影响,极可能导致一次侧过冷,研究事故工况的GCT影响意义重大。以M310堆型核电厂为研究对象,以RELAP5为建模工具进行建模,通过对核电厂系统参数的归纳、简化,对核电厂系统进行模块化建模,模型包括反应堆冷却剂系统、余热排出系统、安注系统、辅助给水系统。将模块化的模型整合为一个稳态系统并调试至与实际工况下的参数吻合,得到了一个可靠的稳态模型及参数。在稳态运行的基础上,对机组在稳定运行情况下对小破口事故叠加蒸汽直接排放并进行瞬态模拟。LOCA发生后,GCT系统能有效地将一回路热量排除,保证堆芯温度在安全阈值内。安注系统和余热排出系统共同作用会导致一回路内冷却剂出现两相不稳定现象,堆芯保持淹没。安注系统长期注入能保证堆芯持续淹没,对保证反应堆事故后的安全有重要作用。
陈家铭[4]（2020）在《铅冷快堆中换热器泄漏瞬态事故下气泡迁移行为研究》文中进行了进一步梳理铅冷快堆具备较好的增殖核燃料以及嬗变核废料潜力,兼具良好的经济性以及固有安全性,第四代国际核能论坛（GIF）认为其是四代堆中有希望第一个实现工业使用示范化的堆型。但是铅冷快堆多采用池式结构设计,这种设计将换热器直接浸没到一回路冷却剂中,紧凑的结构排布、复杂的热工水力现象、液态铅铋合金对结构的侵蚀和腐蚀以及一回路系统和二回路系统之间较大的压差会引起蒸汽发生器管泄漏或破裂事故（Steam Generator Tube Rupture/Leakage,SGTR/L）,从而引发相关的安全问题。当事故发生后,二回路中的高压冷却水在压力作用下进入一回路,与高温液态铅铋合金之间产生直接的接触换热,二回路系统的冷却水将迅速沸腾,产生瞬时压力冲击波影响破坏周围结构,并且由冷却剂热量交换形成的两相流产生大量气泡,这些气泡在液态铅铋合金的夹带下对换热器甚至于堆芯的局部传热都具备一定的威胁性。因此,开展这方面的工作就显得相当重要。本文主要研究铅冷快堆换热器传热管破裂/泄漏事故下,液态铅和高压冷却水相互作用产生的气泡在一回路中的夹带迁移和积聚行为,开展多相流计算模型筛选和验证,研究液态铅内夹带气泡最大尺寸影响因素,基于中国科学技术大学自主设计的小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100以及强迫循环铅冷快堆M2LFR-1000研究气泡在反应堆内不同位置的积聚概率和逃逸概率,并对两种不同循环反应堆的计算结果进行分析讨论。论文的主要工作包括:（1）对常用的多相流模型进行了比较,针对换热器中小气泡泄漏事故,选取了分散相模型（Discrete Phase Model,DPM）进行了详细的介绍,采用欧拉-拉格朗日方法对气泡轨迹进行定向追踪,基于各种低动力粘度下气泡上浮终端速度的实验数据对该模型进行了正确性验证,确定了曳力系数关联式。在此基础上开展了稳定流场中低纯净度液态铅夹带气泡最大尺寸影响因素的研究,利用曳力系数关联式和力学模型求解气泡尺寸满足的关系式,并与模拟结果进行比较,得出结论:液态铅速度越大,能夹带气泡尺寸越大,温度影响不明显。（2）针对小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100,利用ANSYS FLUENT在稳态工况模拟结果的基础上开展了气泡泄漏后的轨迹追踪计算,在堆的各部分设置了监测面,统计到达这些监测面的气泡数量,分析不同泄漏高度下不同尺寸的气泡在不同纯净度流场的迁移深度以及可能的气泡积聚位置,并对泄漏事故下气泡进入堆芯的流量进行了定量计算,获得了气泡在堆内不同位置的积聚概率和逃逸概率。相较而言,低泄漏面条件下,低纯净度液态铅对小尺寸气泡的夹带能力最强。当反应堆正常运行时,泄漏产生的小尺寸气泡进入堆芯循环后逃逸,大尺寸气泡直接上浮逃逸,不能被夹带的气泡可能积聚在隔板上方及堆芯入口前。（3）针对强迫循环铅冷快堆M2LFR-1000,对其进行了四分之一堆的模型建立,利用ANSYS FLUENT对其稳态工况的计算进行了计算并与设计值进行比较,在此基础上加载了 DPM模型,进行了气泡泄漏后的轨迹追踪计算,统计了不同泄漏高度下,不同尺寸的气泡在不同纯净度液态铅的夹带下进入堆芯、留在堆芯、再次进入换热器入口以及直接上浮的概率,并针对设定限制泄漏事故下进入堆芯、留在堆芯、再次进入换热器入口的气泡流量进行了定量计算。得出结论如下:驱动循环洗啊泄漏高度对气泡迁移有一定的影响但不明显,低纯净度下的液态铅对小尺寸气泡夹带能力有显着增强。最后比较了 SNCLFR-100和M2LFR-1000的泄漏气泡追踪计算结果,并对其中的差异原因进行了分析讨论。综上,本文开展了铅冷快堆换热器传热管泄漏事故后产生气泡轨迹追踪的模拟研究,获得了这些气泡在堆中行进的基本规律,比较了不同条件下气泡的迁移情况,计算得出气泡在堆内重要位置的积聚概率和逃逸概率,为后续研究气泡对堆中重要位置的物理、热工、化学腐蚀影响等研究提供了相关的数据资料,为泄漏/破口事故的进一步安全分析提供了理论支持。
皇甫泽玉[5]（2020）在《移动式动力装置热力系统建模与仿真》文中指出小型核动力装置可以通过交通工具运输,为偏远地区或者海岛提供现实的、经济可行的能源保障;也可以作为应对各种紧急情况的备用电源,为遭受自然灾害的地方提供电源;具有较好的应用前景。本文利用APROS平台建立移动式核动力转换装置仿真模型对装置运行的稳定性和可靠性进行分析,研究了蒸发器破裂、凝汽器真空破坏和循环冷却水阀门卡涩对系统的影响。基于APROS火电版中基本换热单元构建了核动力转换装置直流蒸发器仿真模型,通过B&W公司的直流蒸发器实验数据验证了选用六方程计算模型进行模拟仿真的准确性;从传热和流动两个方面对直流蒸发器特性进行了研究,结果表明,在单相区和两相区的对流换热系数计算曲线具有与实验曲线一致的传热特性;在蒸发器工作区间中获得的沿程、摩擦阻力系数与实验数据一致,为二回路完整模型构建奠定基础。在不同负荷对构建的汽轮机、给水加热、冷端和辅助系统模型进行对比验证,仿真结果与设计值误差达到设计要求。在此基础上对完整的核动力仿真系统进行稳态、变负荷和动态仿真试验;根据仿真结果,在不同负荷系统的主要参数与设计参数误差低于3%,在变负荷过程中各参数变化达到设计要求,在动态试验中各参数的变化趋势与理论分析一致,仿真模型具有较高的仿真精度。建立了直流蒸发器破口模型,通过对集中式和分布式两种破口模型研究,表明了分布式破口模型更能准确反映实验参数变化;在此基础上研究了直流蒸发器换热管破裂位置和大小对系统的影响;结果表明随着破口漏量增加或者破口位置逐渐接近二次侧出口,使得蒸发器出口蒸汽流量和温度逐渐降低,湿度增加,易引发汽轮机水蚀,同时造成一次侧流量降低,堆芯冷却不足。建立了凝汽器漏汽故障模型,利用实验数据验证了模型的准确性,仿真计算不凝性气体聚集对凝汽器真空、机组出力的影响;基于所建立的阀门卡涩故障模型,研究了阀门卡涩对系统控制品质的影响,结果表明随着阀门卡涩程度的增加,阀门响应时间延长,变工况后系统各参数波动的振幅越大,周期越长,控制品质和稳定性逐渐降低。
秦雪猛[6]（2020）在《核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究》文中研究说明当核电厂发生了严重事故,如果处理不及时,堆芯会发生融化,压力容器失效,裂变产物释放到安全壳内,随着安全壳内的温度压力增加,安全壳会发生失效,造成裂变产物释放到环境中。通过研究源项特性及放射性裂变产物在安全壳中的分布、释放以及沉积,可以合理的评估源项向环境的释放量,有利于制定降低危害的应急方案。因此,严重事故下的源项特性研究和释放量的研究显得及其迫切和必要。以AP1000堆型为研究对象,建立源项分析计算模型、事故分析计算模型以及多因素方差分析模型,基于源项分析程序和一体化事故分析程序,编制源项计算输入卡和严重事故分析输入卡。通过源项分析程序计算了堆芯源项及其影响因素特性,同时使用了多因素方差分析方法对影响堆芯源项的因素进行了敏感性分析。通过一体化事故分析程序计算了大破口始发严重事故裂变产物行为,并通过与其它程序计算结果的比较,验证了计算结果的可靠性。最后得出了安全壳内裂变产物沉积的基本机理。通过源项分析程序计算得出,在各种堆芯源项影响因素情况下:锕系核素的典型代表核素238Pu,239Pu,240Pu的放射性活度随着堆芯运行时间增加到一定量时达到稳定状态,241Am的放射性活度随着堆芯运行时间的增加而增加,成正比关系;短寿命裂变产物典型代表核素89Sr和91Y短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈指数趋势逐渐衰变减少;长寿命裂变产物典型代表核素137Cs和90Sr短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈稳定减小趋势;裂变产物的总放射性活度比锕系核素高,一般高出一个量级;低能区的光子源强比高能区的光子源强大,最大可差十个量级;利用多因素方差分析方法,分析了燃耗、比功率、富集度、运行方式对堆芯源项产生的影响程度。结果表明:影响堆芯源项产生的因素敏感性大小依次为比功率、富集度、燃耗,而运行方式对堆芯源项产生几乎无影响。通过一体化事故分析程序,计算分析了大破口始发严重事故下的裂变产物行为。结果表明:惰性气体、挥发类源项和非挥发类源项惰性气体主要分布于堆芯、安全壳空间,少部分存在于稳压器内,极少部分存在于其它位置;惰性气体主要以气体形式释放出去,释放份额通常比较大,超过90%;挥发性裂变产物和非挥发裂变产物大多都是以气溶胶形态被释放出去的,释放份额通常较小,低于1%。通过分析得出气溶胶态的核素沉积主要可以划分为内部和外部沉积,内部沉积主要是气溶胶态的核素之间相互碰撞就会发生团聚,外部沉积主要是气溶胶态核素依靠重力、热泳力、扩散电泳迁移到沉积结构表面。
林爽[7]（2019）在《CFETR水冷固态包层一回路系统热工水力设计与安全研究》文中提出中国聚变工程实验堆（CFETR）是中国磁约束聚变能计划的下一步装置,旨在消除国际热核聚变实验堆ITER和未来聚变堆DEMO之间的技术鸿沟。它需要实现第一阶段200MW聚变功率以及第二阶段1.5GW聚变功率,等离子体运行因子达到0.3-0.5的长脉冲或稳态运行,实现氚自持以及演示聚变发电等。水冷固态包层是CFETR的候选包层概念之一,承担着生产氚以及能量转化等重要功能。一回路系统承担着从包层获取能量并将能量传递给二回路用于发电的功能。水冷固态包层的一回路系统,在各阶段稳态运行时,需要保证系统热工参数在合理范围内运行,确保带走包层的热量用于发电;在事故情况下,系统需要带走包层的衰变余热,防止相关结构超温超压,保证结构的完整性,包容放射性物质。开展水冷包层一回路系统热工水力设计与安全研究,对CFETR的高效发电和安全运行具有重要意义。首先对典型水冷固态包层模块,使用RELAP5程序开展了稳态与事故条件下热工安全分析。稳态分析结果显示包层满足稳态运行的设计要求。对in-vessel LOCA、in-box LOCA和ex-vessel LOCA三种事故进行了初步安全分析,分析结果表明,在采取了安全措施后,事故过程中各设备没有出现超压,FW温度没有超过温度限值。针对CFETR两个阶段运行的目标,提出了水冷包层一回路系统的热工水力设计原则与运行方案。设计原则为使用一套系统在两种不同聚变功率下运行。运行方案为保持一回路冷却剂平均温度不变。根据设计原则与运行方案对两个运行阶段的热工参数进行了设计。以大功率1.5GW聚变功率为基础,对PHTS的空间布置、主要管道、蒸汽发生器、主泵和稳压器进行了初步设计。基于本文设计的CFETR水冷包层一回路系统,使用RELAP5程序建立了一回路系统模型,对系统Phase I与Phase II两个运行阶段进行了稳态分析,稳态结果表明水冷包层一回路系统能够在两个阶段稳定运行。基于稳态结果,对水冷包层一回路系统在两个运行阶段,分别进行了失流事故和热阱丧失事故的计算分析。首先分析了不采取干预措施情况下事故的进程与后果,然后根据事故后果提出了关闭等离子体反应,恢复给水等事故缓解措施。对于关闭等离子体的方式,分别考虑了快速等离子体停堆（1s）和正常等离子体停堆（60s）两种方式。最后分析了在采取事故缓解措施情况下系统的响应,分析结果表明所采取的缓解措施是有效的,反应堆能够安全停堆。在前文包层一回路系统设计方案的基础上,提出了水冷包层一回路系统第二种设计方案。使用RELAP5程序建立了第二种方案的模型,并对系统在Phase I和Phase Ⅱ两个阶段进行了稳态分析,分析结果与设计值基本保持一致。在稳态结果的基础上,对Phase Ⅱ功率下的一回路系统在冷却剂失流事故与热阱丧失两种事故下进行了事故分析。结果显示对于失流事故,第二种设计方案更加安全;对于热阱丧失事故,第二种方案设计没有明显的优势。本文针对CFETR两个阶段的运行目标,开展了水冷固态包层一回路系统的热工水力设计与典型事故情况下的安全研究,相关研究成果将有助于理解CFETR一回路系统多功率运行下的设计与安全特点。
叶潜[8]（2019）在《小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析》文中进行了进一步梳理小型模块堆（SMR）由于其灵活性、安全性及经济性等特点受到了核能领域的广泛关注。由于小型模块堆一体化设计的固有安全特性,事故过程中的现象与常规压水堆有所不同,因此还需要对其进一步分析验证。本文以IRIS（International Reactor Innovative and Secure）小型堆为研究对象,使用RELAP5/MOD3.3程序建立了分析模型,对多种典型失水事故（LOCA）进行了研究,深入分析了其瞬态过程中的热工水力现象及非能动安全特性,并基于2英寸SBLOCA工况的计算结果进行了不确定性分析研究。首先,基于对国内外小型堆研究现状的调研以及RELAP5程序中部分重要模型的初步评价及适用性分析,建立了IRIS小型堆RELAP5程序分析模型。对所建立模型进行了稳态运行调试,在稳态运行的基础上进行了直接注入管线（DVI）双端断裂LOCA瞬态模拟计算,分析了事故瞬态过程中的重要热工水力现象及安全特性,并将模拟结果与其他同类研究结果进行了对比验证,证明了本文所建模型的合理性。在此基础上,通过对1英寸、0.5英寸SBLOCA工况及化学与容积控制系统（CVCS）SBLOCA工况的模拟计算,分析比较了不同破口尺寸及破口位置对小型堆的安全特性影响,结果表明破口尺寸较小,最小堆芯坍塌液位出现分别推迟约600s（1in.）及1200s（0.5in）;破口位置提高,破口处转化为两相喷放时间由1625s提前至400s。其次,通过对基准SBLOCA叠加部分部件失效研究了IRIS小型堆非能动安全系统对事故后果的缓解能力,分别模拟了SBLOCA叠加非能动余热排除系统（EHRS）失效,SBLOCA叠加自动卸压系统（ADS）失效,SBLOCA叠加应急补水系统（EBT）失效等几种工况,对瞬态过程中的重要热工水力过程及现象进行了分析,分析结果表明EHRS对于反应堆事故条件下的降温降压最为重要。最后,对IRIS小型堆DVI双端断裂事故工况进行了不确定性量化分析。首先基于SNAP交互界面上建立了RELAP5最佳估算热工水力程序与DAKOTA统计分析程序耦合的不确定性计算平台;然后根据IRIS小型堆SBLOCA的PIRT（Phenomena Identification and Ranking Table）及相关文献,选取重要的不确定性输入参数,并确定其分布范围和分布概率,通过DAKOTA软件对不确定性输入参数进行随机抽样组合得到不同的输入工况,各种工况在RELAP5程序中自动化批量并行计算,得到重要参数的不确定性包络带,结果表明不同输入参数的不确定性对输出参数的不确定性包络带在不同时刻的影响不同;并基于Spearman秩相关系数进行全局敏感性分析得到重要影响参数,其中RWST初始温度为最重要影响参数;然后定量化分析各参数变化对最小堆芯坍塌液位的影响,结果表明RWST初始温度变化±3.3%,最小堆芯坍塌液位变化为（-2.9%,+5.2%）。本文对IRIS小型堆进行了多种典型的SBLOCA事故工况模拟,并对瞬态计算结果进行了不确定性分析,分析结果可为小型堆设计及最佳估算不确定性（BEPU）分析应用提供一定的参考和指导。
孔浩铮[9]（2019）在《针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用》文中进行了进一步梳理在整体性试验系统设计过程中,开展比例模化分析是其核心技术和关键,它关系到整体试验最终结果的可靠性。比例分析的目的是实现在缩小比例的整体试验台架上准确模拟原型系统在事故瞬态过程中的各种重要的热工水力物理现象,确保试验结果具有可信的原型系统代表性。因此,作为整体试验的设计基础,比例分析是一个系统的分析过程,它包含原型系统在各体系层面上的重要的热工水力物理现象,通过比例分析得到相似准则,进一步得到比例化试验系统的设计准则,通过在设计中保证这些设计准则来保证试验模拟的可靠性。非能动技术的应用,为核电站的设计、验证及安全审评都带来了新的挑战。在对大型非能动先进压水堆进行设计和安全审评过程中,需要针对非能动堆芯冷却系统建造专有试验台架,并开展多项整体性能试验,这就需要应用比例模化分析方法。本文首先以大型非能动核电厂AP1000为原型,采用Relap5/MOD3系统程序计算其小破口失水事故进程,为后面的比例模化分析及其应用实践奠定了基础。其次,基于H2TS方法对SBLOCA事故进程分别进行了自上而下与自下而上的比例模化分析,识别出整体试验台架相对于原型核电厂进行整体试验验证需要满足的模化条件。然后,将比例模化分析结果应用于试验装置整体比例的确定以及该装置模拟真实反应堆事故工况适宜性的验证。通过计算整体试验装置及真实电厂相应参数代入无量纲关系式后得到的比值,从比例模化角度证明该试验装置能够合理地代表真实反应堆非能动堆芯冷却系统在事故下的响应,即台架试验数据是可信的。进一步地,本文将真实反应堆2.inch小破口失水事故RELAP5程序预测值与整体试验装置相应事故模拟试验值进行对比评估,从程序计算的角度确认了该试验台架所做试验能够较好地模拟验证真实电厂小破口事故进程。最后,将比例模化分析结果应用于AP1000核电厂小破口失水事故QPIRT的建立。传统AP1000核电厂PIRT表是建立在专家知识和经验的基础上的,不具有量化判断的能力,因此为了支持和检验传统PIRT表,本文通过使用AP1000核电厂堆芯部分程序模拟结果对程序场方程进行无量纲分析生成部分无量纲组（n组）,形成非能动压水堆小破口失水事故堆芯部分的量化PIRT表（QPIRT）,从而验证传统PIRT表识别事故中重要事件及物理现象的正确性以及最佳估算程序分析的准确性。
孙林[10]（2019）在《一体化压水堆热工水力多尺度及核热耦合方法研究》文中提出在核反应堆系统研究中,采用基于热工水力多尺度耦合方法、热工水力程序与三维中子物理程序的耦合方法分析反应堆系统及堆芯核热耦合特性,是最受关注的研究领域之一,可以帮助提高仿真精度、优化反应堆设计。在本论文中,为了更进一步了解一体化压水堆Integral PWR-200（IP200）的运行与安全特性,研究了基于RELAP5与计算流体力学程序Fluent的热工水力多尺度耦合方法、基于RELAP5/三维两群中子扩散方程的物理程序的耦合方法、基于Fluent中子物理的耦合方法。文中详述了如何解决耦合过程中耦合方式、时间前进方式、空间网格映射、时间步长控制、数据交换方式等难题。特别是文中提出了耦合参数分布函数拟合法,使得低维参数可以满足相应物理规律进行升维变换,从而消除耦合界面的误差及数值不稳定性,加速计算收敛、提高计算精度。为了检验和验证上述耦合程序,进行一系列测试,仿真结果与Edwards管道喷放试验、VVER六边形燃料组件基准题以及已有的秦山电厂运行与设计数据吻合良好。利用RELAP5/物理耦合方法对IP200系统和堆芯进行建模,并对不同的运行策略,包含:额定功率运行,低功率强迫循环、自然循环、直流蒸汽发生器分组运行进行模拟。对于强迫循环,反应堆功率、冷却剂流量和温度特性主要由燃料组件富集度、控制棒布置及位置、主泵的推力决定。25%负荷自然循环运行,冷却剂流量主要由流动阻力,密度差和回路高度差产生的驱动压头决定,与强迫循环不同的流量分布特性进而导致功率分布的不同。此外,25%负荷直流蒸汽发生器分组运行可以克服二次侧流动不稳定性,但也带来一次侧强烈的不对称运行特性,主要是引起压力容器内和堆芯入口处冷却剂温度的不均匀分布。为了更深入了解冷却剂在压力容器内下降段和下腔室的搅混特性,采用RELAP5/Fluent耦合方法对搅混腔室帮助改善流动的特性进行分析。结果表明在50%负荷和25%负荷的低功率工况下,冷却剂流速和温度特性得到改善,不均匀分布参数与没有搅混腔室比较显着降低。但搅混腔室有效提高均匀性的同时,也会在下降段和下腔室引入额外的流动阻力。耦合方法考虑了系统响应,为CFD提供更为准确的边界条件。为分析IP200的安全特性,假设发生包含蒸汽管道一的双端剪切断裂叠加管道二的5cm破口的最严重的蒸汽管道破裂事故,和单根SGTR双端剪切断裂事故。将MSLB事故分析中的分析中的关键参数与国际经合组织的环路式压水堆基准题进行对比。结果证明IP200闭式燃料组件和直流蒸汽发生器的固有特性,尽管与基准题结果存在不同,但可以保证在最严重的蒸汽管道破裂事故下反应堆的安全性。采用耦合方法分析主蒸汽管道断裂和蒸汽发生器传热破裂事故,系统尺度的瞬态分析结果为堆芯局部分析提供耦合的边界条件。仿真结果给出了关键运行参数如反应堆功率、冷却剂温度等的瞬态三维分布,也证明了 IP200的固有安全性。本文中的耦合方法为探索热工水力多尺度、物理-热工多物理场的一体化压水堆运行特性、瞬态安全评价提供了更为准确的局部数据,同时,也兼顾了系统级别的响应特性。通过耦合方法的研究与应用,对于提高一体化压水堆的运行与安全的最佳估算具有重要的参考价值和现实意义。
二、不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究（论文提纲范文）
（1）典型严重事故下放射性核素排放规律研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状与发展动态 |
| 1.2.2 国内研究现状与发展动态 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 所在团队研究基础 |
| 1.5 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性核素 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 放射性核素类别划分 |
| 2.5.3 放射性核素迁移路径 |
| 2.6 核电厂典型严重事故 |
| 2.6.1 大破口始发严重事故 |
| 2.6.2 蒸汽发生器传热管断裂事发严重事故 |
| 2.6.3 ADS阀门误开启始发严重事故 |
| 2.6.4 安全壳早期失效事故 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型计算公式 |
| 3.2.1 点堆动力学模型计算公式 |
| 3.2.2 中子注量率模型计算公式 |
| 3.2.3 燃料转化比模型计算公式 |
| 3.3 放射性核素迁移模型计算公式 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 源项参数选取 |
| 3.5 初始工况及建模参数 |
| 3.6 计算流程 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 大破口始发严重事故核素排放计算研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 事故进程及热工响应计算 |
| 4.2.1 事故进程计算 |
| 4.2.2 热工响应计算 |
| 4.3 大破口始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 4.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 4.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 4.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 4.4 破口位置对放射性核素行为影响计算 |
| 4.5 破口尺寸对放射性核素行为影响计算 |
| 4.6 安全壳早期失效对放射性核素行为的影响计算 |
| 4.6.1 安全壳压力变化 |
| 4.6.2 放射性核素释放至环境中的份额 |
| 4.7 计算结果验证 |
| 4.8 结果分析 |
| 4.9 本章小结 |
| 第5章 蒸汽发生器传热管断裂始发严重事故核素排放计算研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 事故进程及热工响应计算 |
| 5.2.1 事故进程计算 |
| 5.2.2 热工响应计算 |
| 5.3 SGTR始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 5.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 5.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 5.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 5.4 计算结果验证 |
| 5.5 结果分析 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 ADS阀门误开启始发严重事故核素排放计算研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 事故进程及热工响应计算 |
| 6.2.1 事故进程计算 |
| 6.2.2 热工响应计算 |
| 6.3 ADS阀门误开启始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 6.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 6.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 6.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 6.4 计算结果验证 |
| 6.5 结果分析 |
| 6.6 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ ORIGEN程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读硕士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 实验研究现状 |
| 1.2.2 数值研究现状 |
| 1.2.3 研究现状小结 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 理论与方法 |
| 2.1 蒸汽发生器两流体计算模型 |
| 2.2 一、二次侧热量传递 |
| 2.2.1 一、二次侧耦合换热 |
| 2.2.2 传热热阻计算 |
| 2.3 流动压降计算 |
| 2.4 湍流模型 |
| 2.4.1 选择湍流模型依据 |
| 2.4.2 Van Der Welle湍流模型 |
| 2.5 两相相变模型 |
| 2.5.1 汽泡热力学 |
| 2.5.2 汽泡动力学 |
| 2.5.3 两相界面传递特性 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 数值方法及程序开发 |
| 3.1 数值离散方法 |
| 3.1.1 控制方程离散 |
| 3.1.2 速度压力修正 |
| 3.1.3 边界条件 |
| 3.2 多孔介质计算方法及验证 |
| 3.2.1 多孔介质参数计算 |
| 3.2.2 计算方法流程 |
| 3.2.3 方法验证 |
| 3.3 水和蒸汽物性参数计算方法及验证 |
| 3.3.1 计算理论模型 |
| 3.3.2 热力学物性参数计算 |
| 3.3.3 热迁移物性参数计算 |
| 3.3.4 程序结构 |
| 3.3.5 程序验证 |
| 3.4 程序编制 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 程序验证 |
| 4.1 实验简介及主要参数 |
| 4.2 对实验建模与分析 |
| 4.2.1 对比计算模型 |
| 4.2.2 对比结果及讨论 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 程序应用 |
| 5.1 蒸汽发生器主要技术参数 |
| 5.2 程序计算模型 |
| 5.2.1 计算模型及控制体 |
| 5.2.2 边界条件与换热面积 |
| 5.3 计算结果及分析 |
| 5.3.1 满负荷下计算结果分析 |
| 5.3.2 不同工况下计算结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结 |
| 6.1 研究结论 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（3）核电机组二次侧蒸汽排放特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.3 国内研究现状 |
| 1.3 本文研究内容及方法 |
| 第2章 M310堆型概述与建模工具 |
| 2.1 M310堆型概述 |
| 2.2 RELAP5程序介绍 |
| 2.2.1 RELAP5简介 |
| 2.2.2 RELAP5计算原理 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 核电厂主要系统及辅助系统建模 |
| 3.1 反应堆冷却剂系统建模 |
| 3.1.1 反应堆压力容器建模 |
| 3.1.2 蒸汽发生器建模 |
| 3.1.3 稳压器建模 |
| 3.1.4 主泵及相连管道建模 |
| 3.2 辅助系统建模 |
| 3.2.1 蒸汽旁路排放系统建模 |
| 3.2.2 安注系统建模 |
| 3.2.3 余热排出系统建模 |
| 3.2.4 辅助给水系统建模 |
| 3.3 M310核电厂整体建模 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 核电厂模拟过程分析 |
| 4.1 稳态过程分析 |
| 4.2 事故工况二次侧过程分析 |
| 4.2.1 LOCA事故模型建模 |
| 4.2.2 事故过程分析 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（4）铅冷快堆中换热器泄漏瞬态事故下气泡迁移行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 论文研究内容及意义 |
| 第2章 理论基础模型及验证 |
| 2.1 多相流模型介绍 |
| 2.2 DPM模型控制方程 |
| 2.3.1 液态铅流场控制方程 |
| 2.3.2 水蒸气颗粒相运动方程 |
| 2.3 DPM模型验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 稳定流场中夹带气泡最大尺寸影响因素探究 |
| 3.1 计算模型简介 |
| 3.2 气泡夹带受力分析 |
| 3.3 夹带尺寸影响因素 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 自然循环铅冷快堆泄漏事故气泡迁移性能研究 |
| 4.1 SNCLFR-100自然循环铅冷快堆 |
| 4.2 SNCLFR-100稳态运行工况模拟 |
| 4.3 泄漏面与监测面设置 |
| 4.4 稳态流场与泄漏下的计算结果 |
| 4.4.1 SNCLFR-100稳态流场 |
| 4.4.2 湍流效应对轨迹追踪的影响 |
| 4.4.3 SNCLFR发生泄漏后的气泡追踪分析 |
| 4.4.4 气泡迁移定量计算 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 强迫循环铅冷快堆泄漏事故下气泡迁移性能研究 |
| 5.1 M~2LFR强迫循环铅冷快堆 |
| 5.2 M~2LFR稳态工况模拟 |
| 5.3 泄漏面与监测面设置 |
| 5.4 稳态流场与泄漏下的计算结果 |
| 5.4.1 M~2LFR稳态流场 |
| 5.4.2 湍流效应对轨迹追踪的影响 |
| 5.4.3 M~2LFR发生泄漏后的气泡追踪分析 |
| 5.4.4 气泡迁移定量计算 |
| 5.5 强迫循环快堆与自然循环快堆气泡迁移结果比较 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 本文总结 |
| 6.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（5）移动式动力装置热力系统建模与仿真（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 国内外热力系统仿真研究状况 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.2.3 故障仿真研究现状 |
| 1.3 电站仿真系统APROS介绍 |
| 1.3.1 APROS仿真支撑系统特点 |
| 1.3.2 APROS仿真支撑系统的基本构成 |
| 1.4 本文工作 |
| 第二章 直流蒸发器模型构建 |
| 2.1 直流蒸汽发生器结构 |
| 2.2 直流蒸汽发生器计算模型 |
| 2.2.1 蒸汽发生器传热计算 |
| 2.2.2 蒸汽发生器流动计算 |
| 2.3 直流蒸汽发生器模型构建 |
| 2.4 模型验证 |
| 2.4.1 传热特性验证 |
| 2.4.2 流动特性验证 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 移动式动力转换装置汽水系统模型构建 |
| 3.1 汽轮机系统建模 |
| 3.1.1 汽轮机调节阀门模型 |
| 3.1.2 汽轮机计算模型 |
| 3.1.3 汽轮机转子计算模型 |
| 3.1.4 外部耗功模块计算模型 |
| 3.1.5 汽轮机系统模型构建 |
| 3.1.6 模型验证 |
| 3.2 冷端系统建模 |
| 3.2.1 凝汽器模型 |
| 3.2.2 抽气器模型 |
| 3.2.3 冷端系统模型构建 |
| 3.2.4 模型验证 |
| 3.2.5 凝汽器变工况分析 |
| 3.3 给水系统建模 |
| 3.3.1 泵数学模型 |
| 3.3.2 给水系统仿真模型 |
| 3.4 轴封加热系统建模 |
| 3.4.1 轴封加热系统数学模型 |
| 3.4.2 轴封加热系统仿真模型 |
| 3.4.3 系统模型验证 |
| 3.5 低负荷旁路系统建模 |
| 3.5.1 低负荷旁路系统计算模型 |
| 3.5.2 低负荷旁路系统模型构建 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 动力转换系统特性分析 |
| 4.1 系统稳态结果及其分析 |
| 4.2 动力转换装置升降负荷仿真试验 |
| 4.2.1 降负荷仿真试验 |
| 4.2.2 升负荷仿真试验 |
| 4.3 本章小结 |
| 第五章 故障仿真研究 |
| 5.1 蒸发器故障仿真研究 |
| 5.1.1 破口模型验证 |
| 5.1.2 换热管破裂仿真模型构建 |
| 5.1.3 换热管破裂仿真研究 |
| 5.2 凝汽器真空系统故障仿真研究 |
| 5.2.1 凝汽器参数变化 |
| 5.2.2 蒸发器参数变化 |
| 5.2.3 汽轮机参数变化 |
| 5.3 凝汽器循环水系统故障仿真研究 |
| 5.3.1 凝汽器参数变化 |
| 5.3.2 蒸发器参数变化 |
| 5.3.3 汽轮机参数变化 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 本文特点及工作展望 |
| 6.2.1 本文特点 |
| 6.2.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 硕士期间研究成果 |
（6）核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 严重事故研究现状 |
| 1.2.2 源项研究现状 |
| 1.2.3 所在团队相关研究基础 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统参数 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性源项 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 源项类别划分 |
| 2.5.3 源项迁移路径 |
| 2.6 计算参数选取 |
| 2.6.1 源项计算关键参数选取 |
| 2.6.2 源项影响因素参数选取 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型 |
| 3.2.1 点堆动力学模型 |
| 3.2.2 中子注量率模型 |
| 3.2.3 燃料转化比模型 |
| 3.3 事故分析计算模型 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 多因素方差分析计算模型 |
| 3.4.1 双因素方差分析模型 |
| 3.4.2 正交实验设计表模型 |
| 3.5 计算流程 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 堆芯源项及影响因素计算 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 堆芯源项计算 |
| 4.2.1 锕系核素计算 |
| 4.2.2 裂变产物计算 |
| 4.3 源项影响因素计算 |
| 4.3.1 燃耗因素 |
| 4.3.2 比功率因素 |
| 4.3.3 富集度因素 |
| 4.3.4 运行方式因素 |
| 4.4 不同因素敏感性计算 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 大破口始发严重事故裂变产物行为计算 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 大破口始发严重事故 |
| 5.2.1 大破口严重事故假设 |
| 5.2.2 事故进程计算 |
| 5.2.3 热工响应计算 |
| 5.3 源项质量计算 |
| 5.4 安全壳内源项分布计算 |
| 5.4.1 惰性气体分布计算 |
| 5.4.2 挥发类源项分布计算 |
| 5.4.3 非挥发类源项分布计算 |
| 5.5 安全壳内源项沉积计算 |
| 5.5.1 挥发性裂变产物沉积计算 |
| 5.5.2 非挥发裂变产物沉积计算 |
| 5.6 安全壳外释放量计算 |
| 5.6.1 惰性气体释放量计算 |
| 5.6.2 挥发类源项释放量计算 |
| 5.6.3 非挥发类源项释放量计算 |
| 5.7 计算结果验证 |
| 5.8 沉积基本机理 |
| 5.9 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ 源项分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读硕士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（7）CFETR水冷固态包层一回路系统热工水力设计与安全研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 聚变堆一回路系统设计国内外研究现状 |
| 1.2.2 聚变堆一回路系统安全分析国内外研究现状 |
| 1.3 研究内容与意义 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 研究意义 |
| 第2章 CFETR水冷包层模块初步热工安全分析 |
| 2.1 CFETR水冷包层介绍 |
| 2.2 RELAP5程序介绍 |
| 2.3 CFETR水冷包层建模 |
| 2.3.1 水力学部件模型 |
| 2.3.2 热构件建模 |
| 2.4 包层模块稳态计算与分析 |
| 2.5 包层模块瞬态计算与分析 |
| 2.5.1 In-vessel LOCA事故分析 |
| 2.5.2 In-box LOCA事故分析 |
| 2.5.3 Ex-vessel LOCA事故分析 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 CFETR水冷包层一回路系统初步设计 |
| 3.1 设计目标与原则 |
| 3.2 CFETR包层PHTS设计概述 |
| 3.2.1 PHTS的运行方案 |
| 3.2.2 PHTS的热工水力要求 |
| 3.3 CFETR包层PHTS的空间布置与主要部件设计 |
| 3.3.1 PHTS的空间布置 |
| 3.3.2 主要管道设计 |
| 3.3.3 蒸汽发生器的设计 |
| 3.3.4 主泵的设计 |
| 3.3.5 稳压器的设计 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 CFETR包层一回路系统建模与分析 |
| 4.1 PHTS节点划分与RELAP建模 |
| 4.2 两种功率下稳态运行分析 |
| 4.2.1 Phase Ⅰ稳态模拟与结果分析 |
| 4.2.2 Phase Ⅱ稳态模拟与结果分析 |
| 4.3 典型事故分析 |
| 4.3.1 失流事故 |
| 4.3.2 热阱丧失事故 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 水冷包层一回路系统第二种设计方案建模与分析 |
| 5.1 水冷包层一回路系统第二种设计方案 |
| 5.2 PHTS节点划分与RELAP建模 |
| 5.3 两种功率下稳态运行分析 |
| 5.4 典型事故分析 |
| 5.4.1 失流事故分析 |
| 5.4.2 丧失热阱事故分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 论文研究总结 |
| 6.2 论文特色与创新 |
| 6.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（8）小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究综述 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 2 IRIS反应堆分析模型建立 |
| 2.1 IRIS反应堆简介 |
| 2.2 IRIS反应堆建模 |
| 2.3 本章小结 |
| 3 小破口失水事故分析及验证 |
| 3.1 稳态模拟分析 |
| 3.2 直接注入管线双端断裂事故特性研究 |
| 3.3 小破口LOCA下不同破口尺寸特性研究 |
| 3.4 小破口LOCA下不同破口位置特性研究 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 非能动安全系统失效分析 |
| 4.1 小破口叠加EHRS失效分析 |
| 4.2 小破口叠加ADS失效分析 |
| 4.3 小破口叠加EBT失效分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 小破口失水事故不确定性分析 |
| 5.1 不确定性计算 |
| 5.2 不确定性量化分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 6 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录A 攻读学位期间主要研究成果 |
| 附录B IRIS小型堆SBLOCA的 PIRT |
| 附录C DAKOTA程序输出报告 |
（9）针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题的背景和意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 H2TS比例模化分析 |
| 1.2.2 AP1000小破口失水事故及RELAP5程序验证 |
| 1.2.3 现象识别及排序表(PIRT) |
| 1.3 本文工作与内容 |
| 第2章 大型非能动压水堆核电厂小破口失水事故序列与进程分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 大型非能动压水堆核电厂SBLOCA进程概述 |
| 2.2.1 大型非能动压水堆核电厂系统概况 |
| 2.2.2 反应堆冷却剂系统 |
| 2.2.3 非能动安全系统 |
| 2.2.4 大型非能动核电厂SBLOCA进程 |
| 2.2.5 AP1000小破口失水事故模型建立及破口设置 |
| 2.2.6 AP1000冷管段不同破口尺寸下的瞬态分析 |
| 2.2.7 AP1000 2in.尺寸小破口失水事故计算结果 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 大型非能动压水堆小破口失水事故进程的比例模化分析 |
| 3.1 H2TS方法 |
| 3.2 AP1000小破口失水事故分阶段模化 |
| 3.2.1 破口喷放阶段 |
| 3.2.2 自然循环阶段 |
| 3.2.3 ADS自动降压阶段 |
| 3.2.4 ADS-IRWST过渡阶段 |
| 3.2.5 IRWST注入阶段 |
| 3.2.6 地坑注入阶段 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 比例模化应用Ⅰ: 整体试验装置对于原型电厂模拟验证适用性的评价 |
| 4.1 整体验证试验装置 |
| 4.1.1 整体试验装置的系统布置 |
| 4.1.2 整体效应试验验证装置模化比例的确定 |
| 4.2 模化比值计算 |
| 4.3 整体试验装置2in.尺寸小破口失水事故工况试验与计算结果 |
| 4.4 AP1000与整体试验装置冷管段小破口事故对比分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 比例模化应用Ⅱ:AP1000核电厂小破口事故分析QPIRT的生成及其对传统PIRT的评估 |
| 5.1 AP1000传统现象识别与排序表(PIRT) |
| 5.2 QPIRT无量纲分析方法 |
| 5.3 AP1000小破口失水事故QPIRT的生成 |
| 5.3.1 RELAP5程序场方程无量纲化 |
| 5.3.2 SBLOCA进程中AP1000堆芯过程的QPIRT与PIRT对比与评估 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 进一步的展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）一体化压水堆热工水力多尺度及核热耦合方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 一体化压水堆的热工水力问题 |
| 1.2.2 CFD分析及热工多尺度耦合 |
| 1.2.3 物理-热工耦合 |
| 1.2.4 耦合中的难点与问题 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 热工水力多尺度耦合方法研究 |
| 2.1 现有系统-CFD耦合方法 |
| 2.1.1 基于并行虚拟机的耦合方法 |
| 2.1.2 基于动态链接库的耦合方法 |
| 2.1.3 基于外部文件操作的耦合方法 |
| 2.2 RELAP5-CFD耦合 |
| 2.2.1 RELAP5数学模型 |
| 2.2.2 RELAP5方程的数值解法 |
| 2.2.3 RELAP5程序结构及修改 |
| 2.2.4 RELAP5耦合接口改编 |
| 2.3 热工水力多尺度耦合界面研究 |
| 2.3.1 耦合的参数传递 |
| 2.3.2 耦合参数分布函数拟合法 |
| 2.3.3 分布函数拟合法的验证 |
| 2.4 热工多尺度耦合程序的验证 |
| 2.4.1 Edwards管道喷放实验 |
| 2.4.2 计算模型 |
| 2.4.3 结果分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 堆芯物理-热工耦合方法研究 |
| 3.1 六边形组件的中子扩散程序 |
| 3.1.1 三维两群中子扩散方程 |
| 3.1.2 六边形组件的泄漏项处理 |
| 3.1.3 物理计算的关键参数 |
| 3.2 RELAP5-物理耦合 |
| 3.2.1 RELAP5/物理耦合策略 |
| 3.2.2 时间步长协调 |
| 3.2.3 空间网格映射 |
| 3.2.4 耦合参数的传递 |
| 3.2.5 耦合程序计算及收敛 |
| 3.3 Fluent-物理耦合 |
| 3.3.1 Fluent场方程 |
| 3.3.2 Fluent湍流模型 |
| 3.3.3 Fluent耦合方法 |
| 3.4 物理-热工耦合程序的验证 |
| 3.4.1 热工-物理耦合方法的验证 |
| 3.4.2 六边形组件物理程序验证 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 一体化压水堆运行核热耦合特性研究 |
| 4.1 一体化压水堆IP200简介 |
| 4.1.1 IP200系统描述 |
| 4.1.2 IP200堆芯核设计 |
| 4.1.3 IP200运行方案 |
| 4.2 IP200耦合计算模型 |
| 4.2.1 IP200系统仿真模型 |
| 4.2.2 IP200堆芯物理模型 |
| 4.2.3 IP200下腔室CFD模型 |
| 4.2.4 IP200系统-堆芯物理耦合模型 |
| 4.2.5 IP200系统-CFD耦合模型 |
| 4.3 OTSGs低功率运行堆芯耦合特性 |
| 4.3.1 额定功率运行特性 |
| 4.3.2 25%FP自然循环运行特性 |
| 4.3.3 25%FP OTSGs分组运行特性 |
| 4.4 OTSGs分组运行下腔室流动特性 |
| 4.4.1 网格独立性验证 |
| 4.4.2 OTSGs分组运行堆芯入口冷却剂温度特性 |
| 4.4.3 OTSGs分组运行下腔室冷却剂流动特性 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 基于耦合方法的一体化压水堆典型事故分析 |
| 5.1 IP200事故分析模型 |
| 5.1.1 堆芯CFD多孔介质模型 |
| 5.1.2 事故分析耦合模型 |
| 5.2 IP200 MSLB事故分析 |
| 5.2.1 事故初始状态 |
| 5.2.2 MSLB破口模型 |
| 5.2.3 MSLB双端断裂叠加5cm破口安全分析 |
| 5.3 MSLB事故下堆芯耦合特性分析 |
| 5.3.1 MLSB双端剪切断裂安全分析 |
| 5.3.2 事故下堆芯瞬态耦合特性 |
| 5.4 SGTR事故下堆芯核热耦合特性分析 |
| 5.4.1 SGTR事故分析模型 |
| 5.4.2 SGTR双端剪切断裂事故分析 |
| 5.4.3 事故下堆芯瞬态耦合特性 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 结论 |
| 创新点 |
| 未来展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
四、不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究（论文参考文献）
- [1]典型严重事故下放射性核素排放规律研究[D]. 张家磊. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟[D]. 王雨. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [3]核电机组二次侧蒸汽排放特性研究[D]. 詹奔腾. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [4]铅冷快堆中换热器泄漏瞬态事故下气泡迁移行为研究[D]. 陈家铭. 中国科学技术大学, 2020(02)
- [5]移动式动力装置热力系统建模与仿真[D]. 皇甫泽玉. 东南大学, 2020
- [6]核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究[D]. 秦雪猛. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [7]CFETR水冷固态包层一回路系统热工水力设计与安全研究[D]. 林爽. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [8]小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析[D]. 叶潜. 华中科技大学, 2019(03)
- [9]针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用[D]. 孔浩铮. 上海交通大学, 2019(06)
- [10]一体化压水堆热工水力多尺度及核热耦合方法研究[D]. 孙林. 哈尔滨工程大学, 2019