一、压水堆堆芯安全分析程序实时仿真的分析研究（论文文献综述）
何帆[1]（2021）在《基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析》文中研究指明熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、在线后处理和可实现钍铀循环等特点,在第四代核能系统国际论坛上被评选为六种先进核能系统的代表设计之一。作为六种先进核能系统中唯一采用液态核燃料的反应堆,和传统反应堆系统相比,熔盐堆的燃料制备工艺相对简单,可将钍铀等核燃料直接溶解于冷却剂中制备成燃料盐。燃料盐在流经石墨慢化剂通道时发生裂变反应释放能量,裂变热直接沉积在载热剂里。2011年,中国科学院启动了国家先导科技专项“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”,致力于研发第四代核能系统钍基熔盐堆以实现对超铀元素的嬗变和我国丰富的钍资源的有效利用。作为熔盐堆最具有代表性的一种设计方案,石墨慢化通道式熔盐堆以石墨材料为堆芯的慢化剂,在堆芯内部由截面为六边形的石墨组件按照一定的规则排布构成,这使得熔盐堆与传统反应堆在堆芯热工水力学上有很大不同,需要开发新的热工水力分析程序满足该类型熔盐堆的热工水力基本需求。作为大型一维热工水力瞬态分析通用程序,RELAP5能针对反应堆事故工况进行快速瞬态计算,但缺少三维现象分析,存在一定局限性。商业CFD软件应用最广泛的FLUENT程序,适用于大多数流体流动和传热相关过程,能有效针对堆芯局部进行建模分析,获得局部区域的三维温度场和流场,但对熔盐堆系统进行建模分析存在较大难度。目前,两者均在熔盐堆的研究中得到了广泛应用。为了综合利用两种程序的优点,本工作以石墨慢化通道式熔盐堆为研究对象,基于RELAP5程序和FLUENT程序,为液态熔盐堆开发了新型的一维系统程序和三维计算流体力学程序相互耦合的RELAP5/FLUENT耦合程序。本文的主要研究内容包括:1:针对RELAP5和FLUENT程序特性,研究RELAP5和FLUENT程序耦合的方法,基于显式耦合的方法实现RELAP5和FLUENT程序的耦合。基于RELAP5和FLUENT程序在熔盐堆热工水力分析上的局限性,本工作旨在实现RELAP5和FLUENT程序间的耦合,既能获得三维温度场流场分布,又能综合利用一维系统代码的优点,满足液态熔盐堆热工水力分析的基本要求。通过FLUENT用户自定义函数和RELAP5源代码的修改,建立输入输出模块,在每个时间RELAP5程序和FLUENT程序相互读取耦合边界参数,并在每一个时间步计算结束后输出耦合边界参数以便进行下一个时间步的计算,成功地实现了RELAP5程序和FLUENT程序的显式耦合。2:通过管道流动问题验证RELAP5/FLUENT耦合程序的正确性,并对CIET自然循环回路和石墨慢化通道式熔盐堆进行稳态的耦合计算。一个水平管道流动问题首先被用来验证RELAP5/FLUENT耦合程序的正确性,通过RELAP5/FLUENT耦合程序与RELAP5程序、FLUENT程序单独分析的结果进行了对比,RELAP5/FLUENT耦合程序的计算结果和RELAP5程序、FLUENT程序单独计算的结果具有较好的一致性。基于RELAP5/FLUENT耦合程序,对UCB CIET双回路自然循环回路进行建模分析,经过验证本文程序可以很好的模拟预测自然循环特性,增强本耦合计算程序用于熔盐堆稳态分析和瞬态分析的可信度。通过RELAP5/FLUENT耦合程序对石墨慢化通道式熔盐堆的稳态分析,在进行系统热工水力分析的同时也可以获得堆芯内部更精确和更详细的温度场分布和流场分布情况。3:基于RELAP5/FLUENT耦合程序,实现通石墨慢化通道式熔盐堆的瞬态热工水力特征分析。本文基于RELAP5/FLUENT耦合程序,将展开对2MW石墨慢化通道式熔盐堆的瞬态热工水力分析（如反应性引入、二回路入口温度降低和二回路流量变化等瞬态）。在瞬态分析中,基于RELAP5/FLUENT耦合程序,可以显着分析瞬态分析中的三维空间效应,研究不同工况下的熔盐堆的瞬态热工水力特性,从而综合评定熔盐堆的安全性,为熔盐堆的设计及安全评审提供一定的参考。本文工作基于RELAP5和FLUENT程序的特性,开发了一种新型一维热工水力学程序和三维计算流体力学工具间的耦合程序,并对该RELAP5/FLUENT耦合程序的正确性进行了相关的验证。本文以一种2MW的石墨慢化通道式熔盐堆为研究对象,利用RELAP5/FLUENT耦合程序分别分析了该反应堆的稳态及瞬态特性。本文基于开发的RELAP5/FLUENT耦合程序能够有效满足石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力分析和瞬态热工水力分析的基本需求,获得更加精确和更加详细的温度场分布和流场分布,对TMSR专项的工程设计具有重要的应用价值。
杨冬梅[2]（2020）在《小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用》文中指出作为第四代核反应堆六种主要堆型之一,铅冷快堆在永续性、安全性、经济性和运行经验等方面都具有突出的优势。为保证铅冷快堆堆芯设计和安全分析的准确性,铅冷快堆分析工具二次开发和核热耦合研究亟待开展。本文旨在基于现有液态金属实验研究,整合子通道模拟中的关键模型,二次开发适用于铅冷快堆的子通道程序。目前,核热耦合大多采用传统算符分离半隐式方法,但这种方法使用滞后参数,并不能实现各物理场同步收敛;定点隐式方法虽能保证参数同步收敛,但存在收敛慢甚至不收敛的情况;近似块牛顿法计算效率高但堆芯瞬态计算效果未知。本文针对子通道程序和中子物理程序,开发了基于以上方法的核热耦合程序,比较了三种方法的准确性和计算效率。基于开发的耦合方法,提出了一种铅冷快堆设计,并对其进行了稳态和瞬态分析。论文的研究路线可概括为:a)液态金属相关模型引入子通道程序,并通过实验数据进行验证;b)开发基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿耦合方法的核热耦合程序;c)基于广泛使用的NEACRP弹棒事故基准题进行准确性验证;d)各耦合方法在铅冷快堆中的适用性评价;e)应用于铅冷快堆设计和物理热工耦合性能分析。论文的主要内容包括:（1）铅冷快堆分析程序开发及评估:首先,整合液态铅基冷却剂的物性、压降模型、换热关系式和湍流交混模型,将其引入轻水堆子通道程序COBRA-IV,二次开发为适用于铅冷快堆的子通道程序COBRA-LM。其次,基于德国液态铅铋实验KIT-KALLA和铅冷快堆SUPERSTAR对子通道程序进行验证,结果表明COBRA-LM在铅冷快堆中准确性和适用性良好。最后,利用TAKEDA快堆基准题评估中子扩散程序在快堆中的适用性。（2）核热耦合程序开发:以子通道程序COBRA-LM和中子物理程序SKETCH-N为基础,利用并行虚拟机PVM函数库,开发了基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿法三种方法的核热耦合程序。利用NEACRP弹棒基准题验证了三种方法的正确性,利用简易设计的铅冷快堆堆芯评估了耦合程序适用性。结果表明:快速变化瞬态适合使用算符分离半隐式法耦合程序,缓慢变化瞬态使用近似块牛顿法配合大步长具有准确性高、计算效率快的效果。（3）铅冷快堆设计:通过对组件内燃料棒数目、燃料棒直径、栅径比和最外层燃料棒到组件内壁距离进行敏感性分析,选出满足设计准则的最小等效直径参数组合开展不同二氧化钚占比分析,提出三层燃料分区布置,并做燃耗、控制系统、反应性系数、稳态和瞬态物理热工耦合性能评价,结果表明该堆芯能够达到各项设计目标,具有固有安全性。本文完成了铅冷快堆子通道分析工具的二次开发和核热耦合方法研究,并将其用于铅冷快堆设计的提出、物理-热工耦合特性研究和瞬态分析,为铅冷快堆设计和研究提供了分析工具和方法,具有理论和实用意义。
赵亚楠[3]（2020）在《一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究》文中研究指明微沸腾自然循环是一种有效提升反应堆自然循环能力的技术手段,已应用于国内外低温供热堆、动力堆和非能动安全系统的设计和实践中。微沸腾自然循环反应堆中,冷却剂在堆芯出口被加热至接近饱和温度,通过欠热沸腾产生少量蒸汽。进入上升段后由于静压下降出现持续的闪蒸沸腾,进一步提升了冷却剂空泡份额。汽、液相间巨大的密度差提供了额外的自然循环驱动力,使反应堆可以实现全功率范围的自然循环运行。微沸腾自然循环技术能显着简化反应堆结构,提高反应堆的固有安全性。但目前,针对微沸腾自然循环技术及基于该技术的微沸腾自然循环一体化反应堆的运行特性研究仍显不足。微沸腾自然循环技术可塑性强的特点,在拓展了微沸腾自然循环一体化反应堆应用形式的同时,也造成了研究结果的对象依赖度高、通用性差的问题,无法形成对微沸腾自然循环一体化反应堆的热工水力特性及安全特性的统一认识。随着固有安全性理念的不断深化和对高性能一体化反应堆的迫切需求,亟需针对一体化反应堆的微沸腾自然循环运行特性开展深入研究,充分掌握微沸腾自然循环技术及其特有的自稳压机制对反应堆热工水力特性、稳定性及安全性等方面的影响规律。本文以微沸腾自然循环一体化反应堆IP100为工程背景和研究对象,从反应堆结构和运行热工状态等方面阐述了微沸腾自然循环的实现方式,重点介绍了微沸腾自然循环技术、自稳压机制、核热耦合反应性反馈机制、冷却剂流量的负荷跟踪特性、内置式控制棒驱动机构等关键技术的技术特点和运行原理。采用热平衡分析法从微沸腾自然循环、自稳压机制、冷却剂的质量流速限制及闪蒸起始点位置等方面得出了微沸腾自然循环一体化反应堆热工水力特性的影响规律。基于微沸腾自然循环一体化反应堆中存在的温度-压力联调联控机制和一、二回路匹配特性,合并了堆芯冷却剂温度控制和反应堆压力控制,提出了一回路压力恒定和蒸汽发生器蒸汽压力恒定的双恒定运行方案,完成了包括堆芯功率控制、给水流量控制和反应堆压力安全控制在内的IP100反应堆控制系统设计。为细致剖析一体化反应堆的微沸腾自然循环运行特性的细节特征和技术特点,并论证所提出的运行方案和控制策略的效能,本文利用RELAP5/MOD4.0程序建立了IP100反应堆仿真模型。研究了微沸腾自然循环一体化反应堆的稳态运行特性,揭示了微沸腾自然循环一体化反应堆关键部位的流动换热规律和不同负荷下的主要参数变化。利用甩负荷工况和阶跃降负荷工况测试了IP100反应堆的瞬态运行特性,分析了反应堆控制系统和自稳自调机制对提高反应堆瞬态工况机动性的作用。针对低负荷工况下蒸汽发生器出现的流动不稳定性现象,提出并验证了蒸汽发生器分组运行和反应堆滑压运行等运行方案优化设计,有效拓展了IP100反应堆的稳定运行负荷区间。针对微沸腾自然循环系统中存在的两相流动不稳定性问题,建立了相应的仿真模型,研究了微沸腾自然循环系统中存在的闪蒸诱发的流动不稳定性现象。研究中发现了间歇振荡、复合振荡、正弦振荡等三种流动不稳定性状态。通过分析振荡现象的演化机理,将这三种流量振荡现象归结于上升段闪蒸和加热段沸腾共同作用的结果。通过特征参数的直接分析和与其他现象近似、机制不同的流动不稳定性现象进行特征参数比较,最终将闪蒸诱发的流动不稳定性现象归类为第一类密度波振荡。开展了流动不稳定性边界的参数敏感性分析,并根据得出的规律提出了对反应堆稳定运行及启停方案方面的建议。在反应堆安全特性分析中,选取了汽腔小破口失水事故、给水丧失事故和主蒸汽管道破损事故等三个有代表性的事故,重点分析非能动安全系统和反应堆的自稳自调能力在缓解事故后果、保障反应堆安全等方面的作用。着重考察了偏保守假设条件下各事故工况对反应堆热工安全准则不同方面的考验,证明了IP100反应堆在各项非能动技术协同作用下具备优秀的安全特性。本文的研究成果较为系统地揭示了一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性,重点论证了微沸腾自然循环一体化反应堆的可行性和技术特点,为全自然循环一体化反应堆的设计提供了一种可行的技术方案。本文得出的结论能为微沸腾自然循环一体化反应堆的设计和应用提供坚实的理论依据和技术支持。
周波[4]（2020）在《液态燃料熔盐堆放射性源项研究》文中进行了进一步梳理核反应堆运行时,易裂变核素在中子诱发裂变情况下产生大量的放射性核素,这些放射性核素的种类繁多,演化特性复杂,并带有很强的放射性。核反应堆设计时会考虑多道实体屏障并考虑纵深防御安全设计来限制这些放射核素到环境的释放量,以满足核电厂环境辐射防护的规定。同时会对核反应堆进行必要的生物屏蔽设计,将工作人员的辐射剂量降低到合理可行尽量低的水平,以满足核电厂运行辐射防护对工作人员剂量限值的规定。在发生核电事故的情况下,对放射性物质起到包容作用的实体屏障一旦遭到破坏,大量放射性核素就会释放到环境中,给公众和环境带来极大的危害。因此准确确定反应堆内产生的放射性种类和产量,预测放射性核素在反应堆系统内的动态演化及分布对反应堆的安全运行以及对环境和人类的安全防护具有重要意义。与传统商用堆型相比,熔盐堆的燃料成分及形态、堆内结构材料、设计结构具有显着的区别。例如,传统压水堆采用的核燃料类型为固定式,轻水或重水作为冷却剂,熔盐堆以液态熔盐作为燃料,同时兼做冷却剂,正常运行时大量的放射性核素随燃料盐流出堆芯,经过上腔室、热管段、主泵、换热器、冷管段、下腔室,最后再流入堆内。对于传统压水型反应堆,通常采用静态点燃耗程序模拟放射性核素的演化。但对熔盐堆而言,燃料盐流动会导致流出堆芯的部分裂变产物摆脱了其在堆内对中子的吸收,从而打破了放射性核素及其子体在传统反应堆中的演化与平衡关系,这对放射性核素的浓度及总积存量均会产生一定影响,很显然利用传统点燃耗程序对熔盐堆放射性核素进行分析是不准确的。基于以上讨论,本工作基于Mathematica7.0完成了流动状态下裂变产物源项输运方程的理论推导,在传统燃耗方程基础上沿流动方向进行空间节点划分,增加流动项对相邻节点之间建立节点间的流动关联,从而建立了熔盐堆主回路系统裂变产物源项动态分析模型MSRFP 1.0,同时为活化产物源项分析建立了专用程序MAST1.0。将MSRFP 1.0以及MAST1.0与参考程序ORIGENS进行了初步对比验证,单核素活度值最大相对偏差在燃耗寿期内小于10%,符合较好。对2MW回路式熔盐实验堆主回路系统放射性源项进行了重点分析,分析了流动对关键裂变产物源项的浓度、总产量及分布的影响规律。结果表明流动会导致短寿命裂变产物在主回路系统内分布不均匀,且受流量大小影响显着。对尾气处理系统中裂变气体及其子体的迁移演化规律进行了分析,计算表面不同的去除份额对裂变气体子体的产量影响显着。同时流动会对关键裂变毒物135Xe的总量带来显着影响,对由中子俘获产生的裂变活化产物如134Cs、110mAg等核素的总产量也会带来显着影响。同时对覆盖气体系统、尾气系统、石墨构件、控制棒系统、主容器合金材料的放射性种类及产量及卸料后的潜在生物毒性进行了全面分析。计算结果及理论研究方法为熔盐反应堆物理与屏蔽设计、放射性废物管理、在役检修以及退役等提供了重要参考。
蒋宽宽[5]（2020）在《核动力装置一回路联合仿真系统设计》文中研究表明利用计算机程序精确地仿真和模拟核动力装置的运行状态,不但可以及时有效地规避运行风险,保证系统的安全,也为先进控制策略的实施提供了测试平台。RELAP5作为专用的核动力装置仿真软件,可针对核动力装置运行的各种典型状态进行高精度的仿真模拟,因而在核动力工程设计中得到广泛应用。由于该软件的设计成型于上世纪八十年代,并主要针对核动力装置中热工水力的研究,对于控制器的设计和调试的支持较弱,无法满足较为复杂的先进控制系统的仿真和测试需要。针对这个问题,本文利用标准数据接口技术,通过扩展RELAP5的输入输出功能,构建了基于RELAP5和MATLAB平台的核动力装置联合仿真系统。该系统在前端通过MATLAB构建的图形化界面支持复杂控制系统的构建,在后端利用RELAP5模拟被控过程。通过结合两个软件的优点较好地满足了针对核动力装置的先进控制器的仿真、测试需要。本文首先研究了核动力反应堆、自然循环式蒸汽发生器及稳压器的结构特点并建立对应的数学模型,参考秦山一期工程的模型参数,在RELAP5仿真软件中分别搭建了反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器等模型后,将其联立构成一回路仿真系统,并对该仿真系统进行测试,验证了所建系统的合理性。然后通过解析RELAP5技术文档,在掌握RELAP5软件的构架及设计特点的基础上,设计了新的RELAP5子函数,利用SIMULINK中的接口函数实现了RELAP5与MATLAB/SIMULINK的数据交互。为实现仿真数据的实时存储,利用C++的混合编程技术实现了RELAP5在MySQL数据库中的数据存储功能。利用MATLAB的GUI函数建立联合仿真系统的前端界面,实现输入文件的读入、仿真程序的运行、数据显示及生成仿真曲线等控制功能,并完成了联合仿真系统的构建。将联合仿真系统用于一回路仿真系统的控制器测试,其仿真结果表明联合仿真系统在仿真速度与精度上与RELAP5几乎相同,而在易用性和可扩展性等方面较RELAP5有明显的优势。
潘岳凯[6]（2020）在《基于负荷变动工况的堆芯功率信息物理系统研究》文中研究表明在我国进行能源结构大调整的过程中,核电在满足国家能源供应安全、实施能源供给侧结构性改革中发挥了重要作用。随着工业信息化时代的到来和核电装机容量的不断增加,如何将快速发展的信息化技术与核电厂的传统控制相结合,在保证核电厂安全运行的前提条件下,满足核电厂参与大电网调功调频的需求具有很大的研究价值和实用价值。本文针对核反应堆堆芯变功率运行过程中的堆芯功率模型非线性和控制棒机械约束问题,将信息物理融合技术应用于反应堆堆芯功率控制,在保证堆芯安全运行的条件下,使堆芯功率快速准确地跟踪设定值。首先,根据中子动力学和堆芯热工水力学建立反应堆堆芯功率模型,基于福清M310-1000WM核电仿真机获取不同功率水平下的堆芯功率数据,并采用最小二乘算法辨识不同稳态功率水平下的模型参数。其次,针对堆芯变功率运行过程中的模型非线性和控制棒约束问题,设计具备模型参数在线辨识能力广义预测控制器,在每一个控制时刻根据系统的输入输出数据在线更新被控对象模型的参数,且针对传统广义预测控制器缺乏有效的控制量约束条件处理能力问题,采用经过正弦混沌策略和自适应惯性权重改进的粒子群算法实现广义预测控制的滚动优化,使得控制器具备堆芯控制棒棒速约束条件的处理能力。然后,为保证堆芯变功率运行过程中的安全性,设计非线性支持向量机用于堆芯冷却剂系统的故障诊断,基于福清M310-1000WM核电仿真机分别获取SG传热管小破口故障和环路热段管小破口故障下的160个数据样本集,用于训练和测试非线性支持向量机的诊断性能。最后,采用信息物理系统融合技术构建堆芯功率的信息物理系统,将具备约束条件处理能力的改进型广义预测控制器设定为物理层,用于达到在变功率运行过程中堆芯功率能快速准确地跟随设定值,提高堆芯功率的响应速度;多分类非线性支持向量机设定为信息层,在反应堆堆芯运行过程中,通过对稳压器水位、稳压器压力,安全壳温度、安全壳压力四个参数的监测来保证系统运行过程中的安全性。并通过OPC协议接口将MATLAB平台与福清M310-1000WM核电仿真机连接,构建变功率条件下的堆芯功率信息物理系统仿真平台。
单建强,吴攀[7]（2020）在《本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践》文中进行了进一步梳理安全是核电发展的生命线。核反应堆安全类课程是目前核工程与核技术专业的重要基础课程。针对核行业对核安全人才有不同的技能需求这一现状,西安交通大学开展了本—硕—博多层次核反应堆安全类课程建设的研究,以针对不同的对象采用不同的教育模式,并在教学过程中加强实践教学环节,提升高校输送的核反应堆安全人才在核电站安全文化、核电厂系统操作、安全分析软件应用和开发等方面的能力,达到其相应的培养要求与目标。
夏子涵[8]（2020）在《蒸汽发生器失给水事故下池式钠冷快堆冷热钠池热工水力耦合行为三维数值模拟》文中研究表明池式钠冷快堆是未来先进核应堆中的重要堆型之一,研究其在各类事故下的安全性是非常有意义的,但由于在大型模型中进行钠的实验是很困难的,因而数值模拟成为了一种常用的安全分析手段。不同于其他堆型,池式钠冷快堆的冷热钠池内流体的流动具有明显的三维特性,尤其是在各类瞬态工况下,会对堆内构件产生复杂的影响。但池式快堆内部结构复杂,大部分现有研究都是采用系统程序或者简化的三维模型来模拟池内流动,无法准确的模拟瞬态过程中池内耦合的三维现象。为此,本文针对中国实验快堆（CEFR）建立了冷热池及堆内构件的三维详细全尺寸模型,采用解耦建模、耦合计算的模拟策略解决了池式快堆结构复杂导致的网格划分困难的问题,计算了蒸汽发生器（SG）失给水事故下池内流体的热工水力特性,得到在不同事故进程阶段,堆本体各处的温度、压强、流速等参数,为工程设计、运行、力学评估等提供重要的输入条件。本文在所有关于池式快堆的三维耦合计算中,首次建立了详细的冷池全尺寸模型,不同于以往研究对于热池的关注,本文重点研究了SG失给水事故下冷池中钠流体的流动特性及其对冷池内构件的影响,观察到许多在现有的三维计算和一维或二维程序中没有发现的现象以及冷池构件对整体温度分布的影响,如垂直方向上热-冷-热-冷的特殊温度分布和由于肋板阻挡导致的环向温差,并分析了冷池内复杂的流动和热分层对于浸没其中的堆内构件的影响。另外,本文利用FLUENT中的自定义函数（User Define Function,UDF）对长瞬态过程中的堆芯功率、中间热交换器功率进行控制,通过改变UDF程序,可以在不改变模型和网格的情况下进行各种瞬态工况的计算,对验证CEFR在各类事故下的安全性有重要意义。
任董国[9]（2020）在《基于整体性效应实验的余热排出系统失效事故研究》文中指出余热排出系统（RHRS）作为先进核能系统的专设安全设施之一,其在冷停堆工况下失效所导致的核安全事故将会引发一系列非常严重的后果,甚至带来堆芯熔化的风险。目前国际上对于在运行核电机组冷停堆工况下RHRS丧失事故进程中系统热工水力现象的研究比较缺乏。此外,由于开展该事故工况相关的实验研究比较少且需要消耗很大的成本,因此验证系统程序针对该事故的模拟准确性和适用性十分必要。针对上述研究现状,本论文基于德国整体性效应实验装置PKL-III开展的冷停堆状态3/4–Loop-Operation工况下RHRS失效事故实验,采用RELAP5程序对该事故开展了模拟计算研究,进行了计算结果与实验结果的对比以及与ATHLET程序计算结果的对比,验证了该程序在该事故工况下的模拟适用性及准确性,可以为后续采用该程序进行仿真安全分析以及将程序应用到更广泛堆型的RHRS丧失事故研究中提供理论指导;深入分析了事故进程中的关键热工水力现象,如蒸汽发生器一次侧蒸汽冷凝回流对堆芯余热排出进程的影响等,并对事故发生后堆芯裸露的时刻、应急堆芯注入启动时刻、安注水量等一系列重要动作序列参数进行了定量计算分析,评估了RHRS丧失后两种紧急堆芯安注措施对事故的缓解能力。该工作可以为压水堆核电站相关系统设备的安全改进、紧急事故条件下操作人员应急措施规范的制定、数值模拟计算程序预测能力的提升提供必要的参考。
侯捷名[10]（2020）在《100kWe级锂冷空间快堆耦合布雷顿循环系统运行特性研究》文中提出空间核反应堆电源因为具有较高的功率密度、较长的使用寿命,以及不受空间应用外部条件影响等优势,成为一种重要的空间电源选择,正逐渐受到广泛的关注。本文建立了锂冷快堆与布雷顿循环系统耦合的系统仿真平台。建立平台模拟空间核反应堆电源系统的过程分为2个阶段:反应堆物理计算;一二回路热力系统计算。物理计算采用MCNP程序,将计算得出燃料棒温度系数,多普勒反应性系数,平均裂变能量等关键参数,输入到RELAP5程序的堆芯中子动力学模块中。一二回路热力系统计算采用RELAP5程序进行模拟,修改RELAP5程序中的QUERY函数,添加锂和氦氙混合气体的物性模型,同时加入了金属换热公式,使程序能识别并正确计算一二回路系统。通过建立有关控制系统和保护系统,对整个系统的瞬态过程进行了模拟,并对系统的失流事故、反应性引入、热阱丧失等事故工况进行了模拟,对系统的安全性能进行了研究。如在失流事故下,锂冷快堆依靠自身反应性反馈调节和停堆保护系统的共同作用下停堆,燃料温度保持在安全限值内。本文研究结论证明了以MCNP程序与RELAP5程序结合所开发的平台为工具的空间核反应堆电源系统模拟的可行性,同时也为空间堆系统的进一步研究提供了参考和借鉴。
二、压水堆堆芯安全分析程序实时仿真的分析研究（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、压水堆堆芯安全分析程序实时仿真的分析研究（论文提纲范文）
（1）基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 熔盐堆的发展历史 |
| 1.3 热工水力分析方法 |
| 1.4 本文研究内容 |
| 第2章 计算方法及软件介绍 |
| 2.1 CFD简介 |
| 2.2 计算流体力学基本理论 |
| 2.3 数值离散方法简介 |
| 2.4 SIMPLE算法简介 |
| 2.5 FLUENT程序简介 |
| 2.6 RELAP5 程序简介 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 耦合程序的开发及验证 |
| 3.1 UDF宏编写 |
| 3.2 RELAP5 程序修改 |
| 3.3 耦合计算流程 |
| 3.4 熔盐在水平圆形管道验证 |
| 3.4.1 管道问题描述 |
| 3.4.2 结果与讨论 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 耦合程序稳态分析 |
| 4.1 UCB CIET自然循环分析 |
| 4.1.1 CIET自然循环实验简介 |
| 4.1.2 CIET自然循环实验结果分析 |
| 4.2 2MW石墨慢化通道式熔盐堆稳态分析 |
| 4.2.1 2MW石墨慢化通道式熔盐堆简介 |
| 4.2.2 堆芯CFD模型与网格划分 |
| 4.2.3 中子动力学模型 |
| 4.2.4 稳态计算结果与讨论 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 熔盐堆瞬态热工水力分析 |
| 5.1 瞬态热工水力分析背景介绍 |
| 5.2 堆芯反应性引入分析 |
| 5.3 二回路熔盐入口温度降低 |
| 5.4 二回路流量变化 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 结论以及展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A RELAP5 输入卡 |
| 附录 B 熔盐堆堆芯功率UDF加载方式 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号说明 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 铅冷快堆发展现状 |
| 1.2.2 热工水力程序 |
| 1.2.3 核热耦合程序 |
| 1.2.4 研究现状总结 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第二章 铅冷快堆分析程序开发及评估 |
| 2.1 铅冷快堆子通道程序二次开发与验证 |
| 2.1.1 子通道程序简要介绍 |
| 2.1.2 铅/铅铋流体相关模型 |
| 2.1.3 子通道模型验证 |
| 2.1.4 子通道程序适用性验证 |
| 2.2 物理程序介绍及评估 |
| 2.2.1 SKETCH-N介绍 |
| 2.2.2 SKETCH-N的快堆适用性验证 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 核热耦合方法研究 |
| 3.1 耦合方法开发 |
| 3.1.1 OSSI方法 |
| 3.1.2 FPI方法 |
| 3.1.3 ABN方法 |
| 3.1.4 耦合参数传递 |
| 3.2 耦合方法验证 |
| 3.2.1 基准题介绍 |
| 3.2.2 关键耦合参数比较 |
| 3.2.3 ABN方法中关键参数讨论 |
| 3.3 铅冷快堆适用性评价 |
| 3.3.1 堆芯介绍 |
| 3.3.2 计算前准备 |
| 3.3.3 结果对比 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 铅冷快堆堆芯设计及物理热工耦合性能分析 |
| 4.1 堆芯设计方案 |
| 4.1.1 设计目标及准则 |
| 4.1.2 关键参数选择 |
| 4.1.3 堆芯布置 |
| 4.2 堆芯稳态物理和热工分析 |
| 4.2.1 堆芯燃耗计算 |
| 4.2.2 稳态结果 |
| 4.2.3 控制系统评价 |
| 4.2.4 反应性系数 |
| 4.3 瞬态分析 |
| 4.3.1 无保护超功率事故 |
| 4.3.2 有保护超功率事故 |
| 4.3.3 无保护失流事故 |
| 4.3.4 有保护失流事故 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论及展望 |
| 5.1 本文主要内容及结论 |
| 5.2 论文创新点 |
| 5.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间的学术成果 |
（3）一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究（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 一体化反应堆发展方向 |
| 1.2.2 微沸腾自然循环技术在一体化反应堆中的应用 |
| 1.2.3 微沸腾自然循环一体化反应堆热工水力研究现状 |
| 1.2.4 闪蒸诱发的流动不稳定性研究现状 |
| 1.3 本文的主要工作 |
| 第2章 微沸腾自然循环的运行机理及实现方式 |
| 2.1 IP100反应堆简介 |
| 2.1.1 IP100反应堆设计 |
| 2.1.2 IP100反应堆堆芯设计 |
| 2.2 微沸腾自然循环的关键技术及运行机制 |
| 2.2.1 微沸腾自然循环 |
| 2.2.2 自稳压技术 |
| 2.2.3 核热耦合反应性反馈 |
| 2.2.4 冷却剂流量的负荷跟踪特性 |
| 2.2.5 内置式控制棒驱动机构 |
| 2.3 微沸腾自然循环一体化反应堆的热工水力特性 |
| 2.3.1 自然循环能力的评估 |
| 2.3.2 自稳压机制对堆芯温度的影响 |
| 2.3.3 冷却剂质量流速的限制 |
| 2.3.4 闪蒸起始点 |
| 2.4 微沸腾自然循环一体化反应堆的运行方案及控制策略 |
| 2.4.1 运行方案 |
| 2.4.2 控制方法 |
| 2.4.3 反应堆控制系统初步设计 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性分析 |
| 3.1 RELAP5仿真模型 |
| 3.1.1 RELAP5程序的基本模型 |
| 3.1.2 相间传热-传质模型 |
| 3.1.3 RELAP5中的模型选项及限值处理 |
| 3.1.4 IP100反应堆仿真模型 |
| 3.1.5 仿真模型验证 |
| 3.2 稳态运行特性分析 |
| 3.2.1 堆芯特性 |
| 3.2.2 直流蒸汽发生器特性 |
| 3.2.3 微沸腾自然循环特性 |
| 3.2.4 IP100反应堆的负荷特性 |
| 3.3 瞬态特性分析 |
| 3.3.1 甩负荷工况 |
| 3.3.2 设计参数对瞬态特性的影响 |
| 3.3.3 阶跃降负荷工况 |
| 3.4 运行方案的优化 |
| 3.4.1 OTSG分组运行方案 |
| 3.4.2 反应堆滑压运行方案 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 闪蒸诱发的流动不稳定性研究 |
| 4.1 研究模型及验证 |
| 4.1.1 实验装置介绍 |
| 4.1.2 RELAP5建模方案 |
| 4.1.3 RELAP5模型验证 |
| 4.2 闪蒸诱发的流动不稳定性现象及演化机理 |
| 4.2.1 不稳定性的整体现象及特征 |
| 4.2.2 间歇振荡过程 |
| 4.2.3 复合振荡过程 |
| 4.2.4 正弦振荡过程 |
| 4.3 与其他类型流动不稳定性现象的区别 |
| 4.3.1 与间歇泉的区别 |
| 4.3.2 与流型转换不稳定性的区别 |
| 4.3.3 与自然循环振荡的区别 |
| 4.4 流动不稳定性边界的参数敏感性分析 |
| 4.4.1 系统压力的影响 |
| 4.4.2 流动阻力的影响 |
| 4.4.3 上升段高度的影响 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 微沸腾自然循环对反应堆安全特性的影响 |
| 引言 |
| 5.1 小破口失水事故 |
| 5.1.1 小破口失水事故假设及序列 |
| 5.1.2 非能动安全系统模型节点划分 |
| 5.1.3 计算结果分析 |
| 5.1.4 破口尺寸的影响 |
| 5.2 给水丧失事故 |
| 5.2.1 部分给水丧失事故 |
| 5.2.2 完全给水丧失事故 |
| 5.2.3 关键热工参数对事故进程的影响 |
| 5.3 主蒸汽管道破损事故 |
| 5.3.1 事故描述及模型设置 |
| 5.3.2 二回路热工水力特性 |
| 5.3.3 一回路热工水力特性 |
| 5.3.4 MDNBR的参数敏感性分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 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 |
（4）液态燃料熔盐堆放射性源项研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 熔盐堆放射性源项研究背景 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史与现状 |
| 1.1.2 熔盐堆放射性源项特点 |
| 1.2 国内外放射性源项研究现状 |
| 1.2.1 轻水堆放射性源项研究 |
| 1.2.2 熔盐堆放射性源项研究 |
| 1.3 课题研究目标及主要内容 |
| 1.3.1 本课题研究目标 |
| 1.3.2 论文主要研究内容 |
| 第2章 计算模型及理论方法 |
| 2.1 计算模型简介 |
| 2.2 SCALE程序包介绍 |
| 2.2.1 TRITON模块 |
| 2.2.2 ORIGEN-S模块 |
| 2.2.3 ORIGEN-ARP模块 |
| 2.3 动态燃耗理论推导 |
| 2.3.1 裂变产物源项动态模型 |
| 2.3.2 活化产物源项动态模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 流动燃耗模型开发 |
| 3.1 开发环境介绍 |
| 3.1.1 Mathematica简介 |
| 3.1.2 微分方程求解算法 |
| 3.2 MSRFP模型主要结构 |
| 3.2.1 燃耗数据库 |
| 3.2.2 计算流程 |
| 3.3 程序验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 静态点燃耗模型源项计算 |
| 4.1 一回路冷却剂源项 |
| 4.1.1 裂变产物源项 |
| 4.1.2 活化产物源项 |
| 4.1.3 氚与碳-14源项 |
| 4.1.4 锕系核素源项 |
| 4.1.5 衰变热分析 |
| 4.1.6 停堆伽马中子源强分析 |
| 4.2 堆内构件活化产物源项 |
| 4.2.1 产生来源 |
| 4.2.2 计算方法及假设 |
| 4.2.3 计算结果 |
| 4.3 覆盖气体活化产物源项 |
| 4.3.1 产生来源 |
| 4.3.2 计算方法及假设 |
| 4.3.3 计算结果 |
| 4.4 加钍运行实验放射性分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 流动对源项计算的影响分析 |
| 5.1 裂变产物流动特性分析 |
| 5.1.1 裂变产物启停堆工况模拟 |
| 5.1.2 流动对部分核素总量的影响 |
| 5.1.3 裂变产物在主回路的分布 |
| 5.2 裂变气体及其子体迁移分析 |
| 5.2.1 问题描述 |
| 5.2.2 计算方法及假设 |
| 5.2.3 计算结果 |
| 5.2.4 总结讨论 |
| 5.3 中子毒物流动特性分析 |
| 5.3.1 问题描述 |
| 5.3.2 计算方法及假设 |
| 5.3.3 计算结果分析 |
| 5.3.4 总结讨论 |
| 5.4 活化产物流动特性分析 |
| 5.4.1 问题描述 |
| 5.4.2 计算方法及假设 |
| 5.4.3 计算结果 |
| 5.4.4 总结讨论 |
| 5.5 燃料盐卸料毒性分析 |
| 5.5.1 剂量定义 |
| 5.5.2 计算结果 |
| 5.6 衰变热流动特性分析 |
| 5.6.1 问题描述 |
| 5.6.2 计算结果 |
| 5.7 本章小结 |
| 第6章 总结展望 |
| 6.1 研究内容总结 |
| 6.2 特色与创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（5）核动力装置一回路联合仿真系统设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及目的 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核动力装置热工水力分析软件及仿真模型 |
| 1.2.2 基于RELAP5的二次开发 |
| 1.2.3 联合仿真方法研究 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 2 核动力装置一回路系统数学模型 |
| 2.1 反应堆仿真数学模型 |
| 2.1.1 反应堆主要特点 |
| 2.1.2 反应堆动态方程 |
| 2.2 蒸汽发生器仿真数学模型 |
| 2.2.1 蒸汽发生器的基本原理 |
| 2.2.2 自然循环蒸汽发生器数学模型 |
| 2.3 稳压器仿真数学模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 基于RELAP5的一回路仿真模型 |
| 3.1 一回路系统仿真建模 |
| 3.2 反应堆堆芯模型搭建 |
| 3.3 蒸汽发生器模型搭建 |
| 3.4 稳压器模型搭建 |
| 3.5 模型验证 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 RELAP5与MATLAB的联合仿真系统设计 |
| 4.1 联合仿真系统的结构设计 |
| 4.2 RELAP5程序扩展 |
| 4.3 Intel Visual Fortran调用MySQL数据库实现 |
| 4.3.1 Intel Visual Fortran的优势 |
| 4.3.2 MySQL的优势 |
| 4.3.3 Intel Visual Fortran调用MySQL |
| 4.4 MATLAB端功能实现 |
| 4.5 前端页面的功能实现 |
| 4.5.1 MATLAB GUI介绍 |
| 4.5.2 前端主要功能设计 |
| 4.6 本章小结 |
| 5 联合仿真系统的验证 |
| 5.1 典型控制器仿真验证 |
| 5.1.1 核电站的典型控制方法 |
| 5.1.2 RELAP5典型控制器 |
| 5.2 仿真控制系统设计 |
| 5.3 控制系统仿真结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（6）基于负荷变动工况的堆芯功率信息物理系统研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 1 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 核反应堆堆芯功率控制技术的研究现状 |
| 1.2.2 信息物理系统技术概述与应用现状 |
| 1.3 本文主要研究内容及创新点 |
| 2 基于最小二乘算法的反应堆堆芯功率动态模型构建 |
| 2.1 反应堆堆芯功率模型构建 |
| 2.1.1 零功率核反应堆的模型 |
| 2.1.2 具有温度反馈的核反应堆堆芯功率模型 |
| 2.1.3 控制棒棒速传递函数 |
| 2.2 带遗忘因子的最小二乘辨识算法 |
| 2.2.1 系统辨识简介 |
| 2.2.2 最小二乘辨识法的基本原理 |
| 2.2.3 带遗忘因子的递推最小二乘辨识算法 |
| 2.3 基于FFRLS的反应堆堆芯功率模型参数辨识 |
| 2.3.1 福清M310-1000WM仿真机简介 |
| 2.3.2 不同堆芯功率水平的模型参数辨识 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 堆芯功率的改进型广义预测控制器的设计 |
| 3.1 反应堆堆芯功率的GPC预测模型设计 |
| 3.1.1 反应堆堆芯功率GPC预测输出 |
| 3.2 基于自适应和混沌策略改进的粒子群算法 |
| 3.2.1 标准粒子群算法 |
| 3.2.2 基于正弦混沌序列的PSO改进策略 |
| 3.2.3 基于自适应惯性权重的PSO改进策略 |
| 3.2.4 改进自适应混沌粒子群算法及其性能测试 |
| 3.3 基于自适应混沌粒子群算法的GPC滚动优化 |
| 3.4 基于FFRLS的模型参数在线辨识 |
| 3.5 变功率运行下的JGPC控制器性能仿真分析 |
| 3.5.1 10%阶跃负荷变化的仿真结果与分析 |
| 3.5.2 5%FP/min负荷变化仿真结果与分析 |
| 3.5.3 JGPC控制器鲁棒性的仿真结果与分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 信息物理融合技术在堆芯功率控制中的应用 |
| 4.1 反应堆冷却剂系统功能简介 |
| 4.1.1 反应堆冷却剂系统常见故障 |
| 4.2 基于支持向量机的冷却剂系统故障诊断 |
| 4.2.1 支持向量机的基本理论 |
| 4.2.2 基于非线性SVM的冷却剂系统故障诊断仿真分析 |
| 4.3 堆芯功率的信息物理系统构建及仿真分析 |
| 4.3.1 核反应堆堆芯功率的CPS前馈补偿器设计 |
| 4.3.2 核反应堆堆芯功率CPS系统仿真分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 总结与展望 |
| 5.1 本文的主要工作 |
| 5.2 未来与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间取得的研究成果 |
（7）本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践（论文提纲范文）
| 引言 |
| 一、本—硕—博多层次核安全人才培养方案 |
| 二、本—硕—博多层次核反应堆安全课程教学实践 |
| （一）核电厂全范围虚拟仿真平台 |
| （二）实验内容设计 |
| 1. 事故规程分析专题实验 |
| 2. 严重事故管理对策专题实验 |
| （三）项目设计 |
| 三、本—硕—博多层次核反应堆安全课程教材建设 |
| （一）《核电厂安全》 |
| （二）《核反应堆安全分析》 |
| （三）《压水堆核电厂瞬态安全数值分析方法》 |
| 四、结论 |
（8）蒸汽发生器失给水事故下池式钠冷快堆冷热钠池热工水力耦合行为三维数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 系统分析程序研究现状 |
| 1.2.2 三维数值模拟研究现状 |
| 1.3 论文主要工作 |
| 第2章 数值模拟方法验证 |
| 2.1 网格划分技术 |
| 2.2 方法思路 |
| 2.3 方法验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 模型建立 |
| 3.1 中国实验快堆一回路系统介绍 |
| 3.2 模型建立与网格划分 |
| 3.2.1 模型简化 |
| 3.2.2 热池模型和网格划分 |
| 3.2.3 冷池模型和网格划分 |
| 3.3 网格敏感性分析 |
| 3.4 数值模型 |
| 3.4.1 计算方法选择 |
| 3.4.2 多孔介质模型 |
| 3.5 SG失给水工况输入条件 |
| 3.6 外接UDF程序控制关键参数变化 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 计算结果及其分析 |
| 4.1 稳态计算 |
| 4.1.1 稳态边界条件 |
| 4.1.2 稳态计算结果 |
| 4.1.3 结果对比 |
| 4.2 SG失给水瞬态计算 |
| 4.2.1 整体热工水力特性分析 |
| 4.2.2 冷池热工水力特性分析 |
| 4.2.3 冷池构件温度分布 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 结论 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 创新点 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（9）基于整体性效应实验的余热排出系统失效事故研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 相关领域研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 论文主要工作及意义 |
| 1.4 论文结构及内容安排 |
| 第二章 实验装置PKL-Ⅲ及其子系统 |
| 2.1 余热排出系统设计方案综述 |
| 2.2 PKL-III实验装置 |
| 2.2.1 装置概述 |
| 2.2.2 实验装置构成 |
| 2.3 PKL-III应急堆芯冷却系统以及余热排出系统 |
| 2.3.1 余热排出系统(RHRS) |
| 2.3.2 高压安注系统(HPSI) |
| 2.3.3 安注箱系统(ACCU) |
| 2.3.4 低压安注系统(LPSI/ECC) |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 PKL-Ⅲ系统建模 |
| 3.1 模拟计算程序及计算模型 |
| 3.2 RELAP5 系统建模 |
| 3.2.1 压力容器 |
| 3.2.2 旁流及下降段 |
| 3.2.3 主回路管道 |
| 3.2.4 蒸汽发生器 |
| 3.2.5 稳压器及波动管 |
| 3.2.6 应急堆芯冷却系统及余热排出系统 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 RHRS失效事故及模拟计算 |
| 4.1 RHRS失效事故实验介绍 |
| 4.2 初始条件及稳态模拟计算 |
| 4.3 RHRS失效事故模拟计算研究 |
| 4.3.1 RHRS失效事故研究 |
| 4.3.2 RHRS及 ACCU失效事故研究 |
| 4.4 ATHLET与 RELAP5 模拟计算对比 |
| 4.4.1 ATHLET程序介绍 |
| 4.4.2 两程序计算结果对比 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 全文总结 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）100kWe级锂冷空间快堆耦合布雷顿循环系统运行特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.2 空间堆设计方案及国外研究进展 |
| 1.2.1 空间堆的方案设计 |
| 1.2.2 国外研究进展 |
| 1.3 课题研究项目及主要工作 |
| 1.4 论文的主要内容与章节安排 |
| 第二章 空间核反应堆系统模拟总体方案 |
| 2.1 锂冷空间快堆系统 |
| 2.2 系统模拟方案 |
| 2.3 耦合计算工具与集成模拟 |
| 2.4 RELAP5 工具的改造 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 空间核反应堆系统模型及关系式 |
| 3.1 布雷顿循环 |
| 3.2 一、二回路系统工质的物性 |
| 3.2.1 氦氙混合气体 |
| 3.2.2 液态锂 |
| 3.3 对流换热模型 |
| 3.4 反应堆堆芯结构与模型 |
| 3.4.1 反应堆堆芯结构 |
| 3.4.2 燃料棒 |
| 3.4.3 控制块和安全棒 |
| 3.4.4 MCNP物理计算模型的建立 |
| 3.5 热力系统模型 |
| 3.5.1 关键部件 |
| 3.5.2 100kWe级空间核反应堆系统整体建模 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 反应堆物理计算与空间核反应堆系统稳态模拟 |
| 4.1 堆芯MCNP物理计算 |
| 4.1.1 功率分布 |
| 4.1.2 堆芯参数计算 |
| 4.2 系统稳态计算 |
| 4.2.1 变功率工况 |
| 4.2.2 重要设备参数(回热器换热面积)对循环影响的计算 |
| 4.3 本章小结 |
| 第五章 空间核系统安全及事故分析 |
| 5.1 临界安全性能 |
| 5.2 失流事故 |
| 5.2.1 有保护失流事故 |
| 5.2.2 无保护部分失流事故 |
| 5.3 反应性引入事故 |
| 5.4 热阱丧失事故 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 全文总结 |
| 6.1 论文主要内容与结论 |
| 6.2 展望和建议 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
四、压水堆堆芯安全分析程序实时仿真的分析研究（论文参考文献）
- [1]基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析[D]. 何帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [2]小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用[D]. 杨冬梅. 上海交通大学, 2020(01)
- [3]一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究[D]. 赵亚楠. 哈尔滨工程大学, 2020
- [4]液态燃料熔盐堆放射性源项研究[D]. 周波. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [5]核动力装置一回路联合仿真系统设计[D]. 蒋宽宽. 大连理工大学, 2020(02)
- [6]基于负荷变动工况的堆芯功率信息物理系统研究[D]. 潘岳凯. 上海电力大学, 2020(01)
- [7]本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践[J]. 单建强,吴攀. 大学教育, 2020(05)
- [8]蒸汽发生器失给水事故下池式钠冷快堆冷热钠池热工水力耦合行为三维数值模拟[D]. 夏子涵. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [9]基于整体性效应实验的余热排出系统失效事故研究[D]. 任董国. 上海交通大学, 2020(01)
- [10]100kWe级锂冷空间快堆耦合布雷顿循环系统运行特性研究[D]. 侯捷名. 上海交通大学, 2020(01)