一、SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述（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》文中进行了进一步梳理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。
詹奔腾[2]（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。
袁显宝,谭伟,黄家胜,张永红,张彬航,李双,周建军,杜晓超[3]（2020）在《基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析》文中指出核电站发生高压熔堆严重事故后,采取堆内泄压再注水的策略能够有效缓解堆芯融化进程,降低压力容器失效风险。利用机理性分析程序SCDAP/RELAP5对百万千瓦级压水堆严重事故后泄压注水对堆芯的影响进行研究,通过分析堆芯在泄压未注水、1 500K和2 800K时注水过程中燃料棒、碎片床和熔融池的行为特性,结果表明:泄压虽然能够降低压力容器压力,但是会过早的形成熔融池,致使熔融物较未泄压先落入下腔室,从而加热下封头。泄压后注水会使脆化的堆芯材料碎裂,较未注水情况形成更高的碎片床。在泄压的基础上,堆芯在1 500K时注水比2 800K时注水产生的可溶性裂变产物少,同时在1 500K时注水对压力容器失效的延缓作用最明显。
江南[4]（2020）在《一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究》文中认为在IP200小型一体化压水堆的设计方案中,熔融物堆芯滞留（IVR,In vessel melt Retention）措施是保证放射性包络的一道最重要防线。判断IVR成功的基本原则是,下封头壁面向外传热的热流密度,必须低于压力容器外部冷却中当地沸腾的临界热流密度。但在实际的小型堆IVR场景中,真实的熔池热负荷能否低于安全限值,仍有三方面要素值得被仔细斟酌。第一,一体化小堆的自身特性（如堆芯功率密度、冷却剂装量）与事故序列（如安全系统动作、堆芯坍塌时间）,将深刻影响严重事故的早期进程,进而改变下封头内熔池的形成过程。如何考虑事故早期进程对熔池形成的累计效应,将影响熔池的初始热状态准确性。第二,压力容器内熔融物冷却的过程中包含了多个复杂现象的相互作用。如何合理地量化上述现象的耦合效应,将直接影响IVR熔池的流动与传热特性。第三,压力容器外部冷却（ERVC,External Reactor Vessel Cooling）回路中冷水的流动特性,对于熔池散热的影响是不容忽视的。所以,下封头壁外的循环冷却也常被分离于内部熔池作为独立环节进行分析。特别是为自然循环提供驱动力的沸腾模式、以及流动潜在的不稳定性两方面因素的影响。为了解决上述三方面的问题,本文开展了以下相关仿真的研究。首先,本文对IP200反应堆早期事故进程进行仿真研究。该项研究旨在分析事故早期进程对熔池形成过程的影响。使用事故机理性分析程序SCDAP/RELAP5建立了反应堆及安全系统模型,模拟了SLOCA（Small break Loss Of Coolant Accident/小破口事故）叠加ESBO（Extended Station Black Out/长期全厂断电）的极限工况导致的严重事故进程。从堆芯退化一直分析至IVR状态,充分考虑熔化、坍塌等早期现象对熔池初始状态的影响。此外,讨论了IP200自身设计特征与模型差异性对熔池最大热负荷的影响。结果显示,IP200堆的单位热功率储水量较低,严重事故场景下堆芯退化进程发生得很快,从堆芯开始裸露直至局部熔化大约历时9500s。但在熔池形成过程中,堆芯组件并未完全坍塌。该项结论为评价一体化小堆安全分析的包络性提供了可靠参考。其次,对IVR熔池自身的流动传热特性进行了仿真研究。由于在机理性程序SCDAP分析中,无法保证一定能模拟出堆芯组件全部熔化坍塌时的最严重熔池场景。因此,这里有针对性地创建了三种新型熔池仿真模型,分别编制程序,用于评估IP200反应堆完全坍塌时不同的IVR特性,包括:瞬态传热特性、流场分布特性、以及分层构型特性。针对熔池瞬态传热特性,本文基于经验关系式的自然对流模型和等温凝固假设下的移动边界模型,创建了熔池瞬态传热分析程序。以LIVE-L5L熔盐实验为对象进行基准题验证计算。特别的,对动态过程中硬壳增长率的计算结果重点讨论。结果显示,等温假设下的移动边界法对于计算熔池边界上的凝固是适用的。由于引入了额外的线性假设使控制方程封闭,单层网格就能获得稳定的凝固界面追踪效果。针对熔池流场特性,研究基于单相自然对流CFD模型与焓守恒相变转换模型,构建出熔池传热与流动的精细化分布参数仿真程序。以BALI切片实验的两个不同稳态工况为基准题,验证了模型与算法适用性。然后,以IP200堆为对象进行熔池试算,依据云图与矢量图讨论了内热功率对流场分区的影响。结果显示,内热增大时,更多的高温流体将汇聚于顶部,将加剧顶部流场的涡旋结构,也削弱底部热分层效应。由于某些情况下,熔融混合物可能会出现金属相与氧化相的分层,进而改变熔池的分层结构。针对熔池分层构型特性,研究基于最终包络状态（FIBS-FInal Bounding State）概念开发了分层熔池构型的传热估算模型。模型中较全面地考虑了两层、三层、水池熔池构型。研究定量分析了氧化层内热功率与金属层特征高度对热负荷分布的影响。也讨论了重金属质量成分、水层膜态沸腾对峰值热流密度的作用效果。这些模型分别实现了凝固相变、流场演化、成层分布三个现象层面的性能突破,可以作为一种较为准确的瞬态熔池分析工具,并入系统级安全分析程序中。最后,对熔池外部ERVC回路中自然循环的流动不稳定性进行了仿真研究。使用热工水力程序RELAP5对ERVC的开式循环瞬态流动特性进行了分析,讨论了流动与传热的反馈机制。对比REPEC实验中低加热循环工况进行稳态验证,评价模型对加热段内过冷沸腾引起的两相自然循环现象的适用性。使用RELAP5对IP200堆的ERVC系统建立切片模型,并对自然循环的瞬态流动进行模拟。划分了不稳定流动的高、低过冷度边界,并依据震荡规律对加热段内过冷沸腾引发的流动不稳定性进行机理解释。结果显示,随着入口欠热度降低,自然循环将依次出现稳定-不稳定-稳定的流动状态过渡。增加背压会降低自然循环流量,整体压缩不稳定范围。减小进口阻力系数将增大循环流量,不稳定边界均会向功率升高的方向偏移。该研究也为ERVC回路内的自然循环流动机理研究提供了切入点与分类准则。本文通过仿真手段,不仅研究了反应堆宏观结构特性、微观机理特性对熔池传热的影响,也给出了IVR中关键参数的具体数值。此外,本文还初步搭建一套关于小型堆IVR研究的体系方案,旨在为工程小型堆的工程设计提供参考。
王鹏飞[5]（2020）在《基于RELAP5与GOTHIC的核电站事故分析模型开发》文中提出在核电设计以及通用设计审查（GDA）的研究中,评价破口类事故下主系统的质能释放量以及安全壳内压力和温度的响应是核电站安全分析的核心任务之一。目前,研究核电站破口类事故时主系统的质能释放量以及安全壳压力、温度的响应是将主系统分析程序（RELAP5）与安全壳系统分析程序（GOTHIC）分开进行计算的,这个过程需要反复的迭代计算,繁复耗时,并且计算过程中往往把工况设置为最严重事故,这样计算出的结果过于保守,不属于最佳评估,设计出的核电站运行经济性低。为了使计算结果更加接近真实情况,本文旨在通过建立RELAP5与GOTHIC的耦合接口,使得两个程序可以实时相互传递数据,联合计算,在对核电系统进行瞬态和事故分析时,缓解单个程序计算的保守性,并提高计算精度。本文以静态链接库作为数据交换桥梁的方式实现了 RELAP5与GOTHIC程序的耦合。在分析了 RELAP5的编程结构以及数据存储方式后,建立了 RELAP5程序数据输出、输入模型,然后对GOTHIC的用户界面以及建模原理进行了研究,确定了 GOTHIC的数据输出、输入模型。由于目标耦合程序应具备完整的通用性,不仅能够模拟两程序间单向传递汽水混合物,还应该能够模拟冷却剂的反向流动,并且可以模拟流体中含有少量不凝气体的双向传递,最终确定出两程序间需要交换的数据。此外,对于不同程序中相同物质可能采用不同物性基准点的情况,也通过程序内部加减一个常数进行了调和,对于不同程序所采用时间步长一般不同步的困难,本研究中采用线性插值的方法进行了处理。为了验证耦合程序在数据传递上的正确性,对几个典型的算例进行了耦合计算,主要是检查两个程序之间数据交换的正确性,计算结果表明:两程序中耦合的节点计算出的流体性质、成分参数完全一致,验证了耦合程序数据传递的正确性。最后,用这个耦合程序对中广核集团（CGN）的小型船用反应堆（ACPR50S）进行了事故工况的模拟计算,并将计算结果与不耦合计算出的结果进行了对比,对比结果显示:耦合程序计算的结果更为合理,释放了安全裕度,可为后续核电安全系统的设计提供参考。
江灼威[6]（2019）在《基于RELAP5程序的压水堆核电厂回流流动极限现象分析》文中进行了进一步梳理在核电厂事故中,冷却剂丧失事故（Loss Of Coolant Accident,LOCA）由于可能直接向外部环境排放出具有辐射性的冷却剂而备受关注,而事故发生的同时燃料棒仍然在持续发生核反应而产热,失水事故会使得冷却剂流量降低,冷却能力减弱,最终可能会导致堆芯烧毁,向环境投射大量辐射。因此,需要研究事故的进程及其引起的现象的机理,尽可能为核电厂安全提供更大的裕量。在压水堆发生冷却剂丧失事故时,可能会发生回流流动极限现象,即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,导致倒流的冷却剂流量不能再增大,从而限制了传热效果,这就是回流流动极限现象（Counter Current Flow Limitation,CCFL）。本文在最佳估算程序RELAP5/MOD3.4平台上,针对一回路主管道发生小破口失水事故时的回流流动极限现象进行分析。首先,本文用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4建立UPTF实验台架模型,在模型参数和收敛条件确定的情况下,分别根据压力,m的值以及节点划分方案,对RELAP5程序的回流流动极限现象数值模拟计算能力进行敏感性分析。结果表明,使用RELAP5程序对系统进行分析时,在高压条件下模拟结果更接近实际工况,而在低压条件下并不能很好地反映真实情况;m的值对计算结果有明显影响,应根据用户所关注的参数与性质来选取一个合适的m的值;节点划分越细,计算结果越准确,在可接受的计算时间内,应选取更精细的节点划分方案。在探讨了RELAP5程序对回流流动极限现象的数值模拟计算能力的基础上,本文以Siddiqui实验为建模基础,从冷却剂管道的几何因素（管长,管径,倾斜角）的角度来使用RELAP5程序对回流流动极限现象进行分析,研究表明,在RELAP5程序的计算中,管长L越小,管径D越大,回流流动极限现象的安全裕度越高,而倾斜角θ对该条件下的现象影响不明显,并分别从理论上分析了这些因素对回流流动极限现象起影响作用的原因。
魏巍[7]（2018）在《核电厂严重事故关键仿真模型及耦合技术研究》文中研究说明日本福岛核事故后,核电厂严重事故的研究再次成为核工业界关注的焦点,一方面在设计上有针对性的推动实施严重事故预防和缓解措施,另一方面在核电厂运行上推行“状态导向的事故规程”以及“严重事故管理导则”的开发和应用。在设计上的研究主要通过理论和实验相结合的方法,其直接的工具是“严重事故分析软件”。在运行管理上,事故规程和管理导则的开发及验证不仅基于软件分析的结果,还要求经过专门的“严重事故模拟机”的验证,确保规程和导则的全面合理可行。“严重事故模拟机”的核心软件是“严重事故仿真软件”。因此严重事故软件工具的研究开发是核工业进行严重事故相关设计和运行管理的基础。目前我国的严重事故软件主要依靠从欧美引进。在我国从核电大国迈向核电强国的征途上,特别是我国实施核电“走出去”战略后,包括严重事故软件在内的基础软件的自主化成为我们必须解决的问题。中国核工业集团公司“核电软件自主化专项”正是在这个背景下开展的。本论文研究的课题作为“核电软件自主化专项”的组成部分,其目的首先是解决严重事故模拟机的关键基础软件即“严重事故仿真软件”,其次是通过严重事故仿真软件的研究,为后续“严重事故分析软件”奠定基础。“严重事故仿真软件”和“严重事故分析软件”相比,均要求模型的真实可信,要求能够描述严重事故进程中的主要物理过程。不同之处在于,严重事故分析软件是通过不断的理论研究和实验研究开发和改进的,而严重事故仿真软件的开发方法主要偏重于理论研究,同时允许在不违背基本物理原理前提下,可以通过借鉴、简化“分析软件”模型的方法进行开发。严重事故仿真软件的应用对象是严重事故模拟机,还必须解决严重事故软件与模拟机中原有堆芯物理物理软件、热工水力软件以及安全壳软件的实时耦合计算问题。本文研究开发的严重事故仿真软件SimSA就是通过关键理论模型的研究,并通过借鉴国际上先进的严重事故分析软件的物理模型进行开发的,同时重点解决了严重事故仿真软件与其它软件的耦合问题。首先,对严重事故仿真系统的实施方案进行了研究,对比分析了国际上两种常用方案的优劣,提出了基于实际使用效果及技术自主研发方面考虑,应该采用开发严重事故仿真软件的方案。随后对严重事故仿真软件的架构进行了设计,并确定了其开发范围。其次,参考国际上成熟的严重事故分析软件（MAAP及SCDAP）的理论模型,考虑模拟机实时计算的要求,重点对模型数值算法进行了研究。结合算法研究给出了各控制模型的数值求解方法,开发了一套的描述轻水堆严重事故关键过程的仿真模型,包括堆内过程:1)锆-水反应模型;2)二氧化铀与锆的共晶作用模型;3)堆芯熔化损毁过程模型;4)熔融物再定位及支撑板失效过程模型;5)下封头熔池行为模型。堆外过程:堆芯熔融物与混凝土相互作用过程模型。并参考相关实验数据或其它公认的成熟模型对仿真模型进行了对比验证。再次,对程序集成及耦合技术进行了深入研究,给出了堆芯行为模型与主系统热工水力模型耦合计算的解决方案,解决了严重事故阶段热工水力过程计算与堆芯行为计算的耦合问题,完成了对堆内严重事故过程的完整模拟。再通过研究变步长多程序同步计算技术,提出了基于时域控制技术的同步计算解决方案,使得SimSA各程序模块在不牺牲计算精度的情况下,完成了多模块的同步协同计算。最终形成了能够模拟堆内、堆外完整严重事故过程的严重事故仿真计算程序SimSA。然后,在SimSA程序的整体验证环节,考虑SimSA并不是一个独立运行的程序,其运行环境高度依赖与模拟机的集成,为了确保验证环境的一致性,对MAAP5与模拟机集成技术进行了研究,开发了一套基于MAAP5与模拟机集成的严重事故验证环境。该验证环境的开发得到了MAAP软件所有者美国电力科学研究院（EPRI）的技术支持,相关集成技术得到广泛验证,验证系统准确可靠。最后,以中核集团二代改进型核电机组CP1000为研究对象,收集相关数据分别基于SimSA及MAAP5建立了CP1000核电机组的电厂模型,通过对比计算,验证SimSA的整体性能。验证结果表明SimSA能够模拟严重事故的主要过程,其模拟范围及计算性能可以满足严重事故仿真的要求。目前,SimSA程序已经应用到福清、方家山以及海南昌江等多台全范围模拟机严重事故仿真功能升级项目以及中国核电工程公司华龙一号设计验证平台开发项目中,负责严重事故过程的实时模拟,协助进行严重事故管理导则的培训、演练及验证工作。
杨磊,姜维维,郝亚雷[8]（2017）在《小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发》文中研究指明一回路承压管道蠕变是压水堆核电厂严重事故重要现象之一。针对小型压水堆,本文基于SCDAP/RELAP5程序开发了严重事故分析模型,利用实验拟合方法得到了一回路主管道（SA321）、自然循环式蒸汽发生器传热管（00Cr25Ni35Al Ti）两种材料蠕变预测分析模型,改进了SCDAP/RELAP5程序蠕变预测分析功能模块,并通过假想事故序列验证了SA321、00Cr25Ni35Al Ti蠕变预测分析模型的合理性。为后续开展小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变规律研究提供基础参考。
王帅[9]（2017）在《竖直锡包壳熔化过程的实验分析和数值模拟》文中认为核反应堆严重事故的研究是近几十年来核安全领域的重要课题。自三哩岛事故后,世界多国的多个组织或者机构分别进行了不同类型的大型实验,探究严重事故中出现的各种现象和机理,同时也发展了如SCDAP/RELAP5和MELCOR等多种严重事故系统分析程序。单根燃料棒的熔化过程作为严重事故中堆芯损坏的重要环节,决定着事故的发展走向和严重程度。然而,现有的对堆芯熔化中燃料棒的熔化的相关认知依然缺乏,严重事故分析程序对这一过程的处理也多做工程简化或忽略。以单根燃料棒的熔化过程为研究目的,本文通过实验模拟和数值计算的手段对锡包壳的熔化过程进行详细的研究。模拟实验采用低熔点金属锡作为熔化对象,通过重铸和再加工,形成不锈钢加热棒外裹特定厚度的锡包壳。通过改变加热功率、包壳厚度以及环境条件等影响条件,分析对包壳的熔化过程的影响。实验采用可视化,并用DV机记录熔化过程中的形态变化。实验结果归纳了熔化过程中的三个阶段:加热阶段、熔化阶段和解体阶段,其中的熔化阶段根据出现的现象分为液滴析出、肿胀变形和"熔孔"三个环节。针对其中的肿胀变形和"熔孔"现象,引入圆柱壁应力模型进行定性分析,得出肿胀变形程度取决于包壳厚度。对包壳出现的"熔孔"现象进行定量分析和预测,得出包壳"熔孔"破裂失效高度随着加热功率升高而降低,而且与加热功率和熔化时间呈函数关系。最后,本文对比了不同的环境条件对熔化过程产生的影响。数值计算采用成熟CFD软件ANSYS FLUENT,利用其中的凝固/熔化模型与VOF耦合对实验进行二维计算。与实验结果类似,计算过程分为加热、熔化、破口和再凝固等4个阶段。熔化阶段中存在加热棒加热和高温液体向下汇聚的两种热量传递过程。通过提取原形状区域的固相分数为参考量,定量分析了破口产生、加热功率和环境温度对熔化的影响。结果表明,破口的产生对熔化的过程具有转折性的意义,破口高度与环境温度存在较大的依赖关系。
陈玉清,赵新文,杨磊[10]（2016）在《小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究》文中研究表明根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。
二、SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述（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、SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述（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）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 |
（3）基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析（论文提纲范文）
| 1 SCDAP/RELAP5模型与建模 |
| 1.1 SCDAP/RELAP5模型 |
| 1.1.1 堆芯部件传热模型 |
| 1.1.2 材料氧化模型 |
| 1.1.3 COUPLE模型 |
| 1.1.4 裂变产物释放模型 |
| 1.2 堆芯建模 |
| 2 计算与分析 |
| 2.1 条件假设 |
| 2.2 923K泄压未注水分析 |
| 2.3 泄压注水分析 |
| 2.3.1 1 500K注水分析 |
| 2.3.2 2 800K注水分析 |
| 2.4 注水过程主要传热机理分析 |
| 2.5 比较分析 |
| 3 总结 |
（4）一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 符号注释表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义目的 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核事故早期进程研究 |
| 1.2.2 堆内熔融物滞留研究 |
| 1.2.3 下封头外循环冷却研究 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 IP200反应堆早期事故进程仿真 |
| 2.1 系统与模型介绍 |
| 2.1.1 反应堆与安全系统介绍 |
| 2.1.2 仿真模型介绍 |
| 2.2 热工水力进程仿真(案例1) |
| 2.2.1 喷放阶段 |
| 2.2.2 回流阶段 |
| 2.2.3 循环冷却阶段 |
| 2.3 堆芯退化进程仿真(案例2) |
| 2.4 IVR熔池仿真分析(案例2) |
| 2.4.1 瞬态传热分析 |
| 2.4.2 结构参数讨论 |
| 2.4.3 敏感分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 IVR熔池瞬态传热模型研究 |
| 3.1 熔池模型介绍 |
| 3.1.1 熔池自然对流模型 |
| 3.1.2 凝固相变模型(移动边界法) |
| 3.1.3 窄缝间隙模型 |
| 3.1.4 压力容器壁面模型 |
| 3.1.5 熔池顶部辐射模型 |
| 3.1.6 计算流程与前提条件 |
| 3.2 实验验证 |
| 3.2.1 实验介绍 |
| 3.2.2 模型讨论 |
| 3.3 IP200熔池传热计算 |
| 3.3.1 熔池初始状态 |
| 3.3.2 瞬态计算结果 |
| 3.3.3 温度与热阻的讨论 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 熔池流场分布CFD模型研究 |
| 4.1 熔池模型简介 |
| 4.1.1 液相熔融物模型 |
| 4.1.2 凝固区与上边界模型 |
| 4.1.3 程序求解逻辑 |
| 4.2 实验验证 |
| 4.2.1 BALI实验简介 |
| 4.2.2 网格无关性验证 |
| 4.2.3 壁函数分析 |
| 4.2.4 实验对比分析 |
| 4.3 IP200熔池流场仿真 |
| 4.3.1 熔池基本参数 |
| 4.3.2 仿真结果分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 分层熔池热估算模型研究 |
| 5.1 分层熔池模型介绍 |
| 5.1.1 两层模型 |
| 5.1.2 重金属从层模型 |
| 5.1.3 水层模型 |
| 5.1.4 经验关系式 |
| 5.1.5 程序求解逻辑 |
| 5.2 AP600基准题验证 |
| 5.3 IP200两层熔池结构计算 |
| 5.3.1 热裕度评价 |
| 5.3.2 衰变热功率的影响 |
| 5.3.3 轻金属质量的影响 |
| 5.4 IP200其他成层结构计算 |
| 5.4.1 重金属层结构 |
| 5.4.2 水层结构 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 ERVC自然循环流动特性研究 |
| 6.1 模型适用性验证 |
| 6.2 ERVC瞬态流动仿真 |
| 6.2.1 系统与模型简介 |
| 6.2.2 自然循环流动特性 |
| 6.2.3 震荡流型分析 |
| 6.3 敏感参数分析 |
| 6.3.1 加热功率 |
| 6.3.2 安全壳压力 |
| 6.3.3 加热段进口阻力系数 |
| 6.3.4 上升段高度 |
| 6.4 本章小结 |
| 结论 |
| 本文主要结论 |
| 本文创新点 |
| 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 |
（5）基于RELAP5与GOTHIC的核电站事故分析模型开发（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.1.1 RELAP5程序简介 |
| 1.1.2 GOTHIC程序简介 |
| 1.1.3 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 基于RLAP5程序的二次开发方法研究 |
| 1.2.2 基于GOTHIC程序的二次开发方法研究 |
| 1.2.3 基于RELAP5与GOTHIC程序的耦合方法研究 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 1.4 本文创新点 |
| 第2章 RELAP5与GOTHIC程序耦合模型的研究 |
| 2.1 耦合模型 |
| 2.2 数据传递 |
| 2.2.1 数据从RELAP5侧传递到GOTHIC侧 |
| 2.2.2 数据从GOTHIC侧传递到RELAP5侧 |
| 2.3 数据基准点修正 |
| 2.3.1 RELAP5中不凝气体比焓的计算 |
| 2.3.2 GOTHIC中不凝气体比焓的计算 |
| 2.4 空泡份额的计算 |
| 2.5 时间步长的控制 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 RELAP5与GOTHIC程序耦合模型的验证 |
| 3.1 传递不凝气体的验证 |
| 3.1.1 计算描述 |
| 3.1.2 结果分析 |
| 3.2 传递饱和湿空气的验证 |
| 3.2.1 计算描述 |
| 3.2.2 结果分析 |
| 3.3 传递水的验证 |
| 3.3.1 计算描述 |
| 3.3.2 结果分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 基于小型反应堆LOCA事故的耦合计算与分析 |
| 4.1 RELAP5主系统总体介绍 |
| 4.2 GOTHIC安全壳总体介绍 |
| 4.3 耦合计算描述 |
| 4.4 计算结果对比分析 |
| 4.4.1 耦合计算方法得到的结果 |
| 4.4.2 不耦合计算方法得到的结果 |
| 4.4.3 耦合与不耦合计算结果对比 |
| 4.5 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 |
| 攻读硕士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
（6）基于RELAP5程序的压水堆核电厂回流流动极限现象分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 事故与现象综述 |
| 1.2.1 冷却剂丧失事故 |
| 1.2.2 回流流动极限现象 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 国内研究现状 |
| 1.3.2 国外研究现状 |
| 1.4 本文主要工作 |
| 第二章 最佳估算程序RELAP5/MOD3.4 程序模型 |
| 2.1 RELAP5 程序发展历史及应用场景 |
| 2.2 RELAP5 程序运行结构 |
| 2.3 RELAP5 程序部件及模型 |
| 2.3.1 水力学部件 |
| 2.3.2 热结构部件 |
| 2.3.3 触发逻辑部件 |
| 2.3.4 控制系统部件 |
| 2.3.5 点堆动力学部件 |
| 2.4 RELAP5 程序物理模型 |
| 2.4.1 RELAP5 程序基本场方程 |
| 2.4.2 RELAP5 程序回流流动限制模型 |
| 2.5 RELAP5 程序回流流动极限现象判定方法 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 RELAP5 程序回流流动极限现象计算能力分析 |
| 3.1 UPTF实验台架介绍 |
| 3.2 实验描述 |
| 3.2.1 实验介绍 |
| 3.2.2 实验过程与结果 |
| 3.3 UPTF台架建模与分离效应实验的建模计算验证 |
| 3.3.1 RELAP5 程序建模 |
| 3.3.2 RELAP5 程序数值模拟计算验证 |
| 3.4 RELAP5 计算能力敏感性分析 |
| 3.4.1 m的值的影响 |
| 3.4.2 节点划分方案的影响 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 回流流动极限现象影响因素分析 |
| 4.1 Siddiqui台架及实验介绍 |
| 4.2 RELAP5 软件建模与验证 |
| 4.3 回流流动极限现象影响因素分析 |
| 4.3.1 冷却剂管道长度的影响 |
| 4.3.2 冷却剂管道管径的影响 |
| 4.3.3 冷却机管道倾斜角的影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 全文总结与展望 |
| 1 论文主要内容与结论 |
| 2 改进与展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
| 附件 |
（7）核电厂严重事故关键仿真模型及耦合技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究目的及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究情况 |
| 1.2.2 国内研究情况 |
| 1.3 本文的主要工作 |
| 第2章 核电厂严重事故仿真系统方案设计 |
| 2.1 核电厂严重事故仿真系统的功能及结构 |
| 2.1.1 核电厂严重事故仿真系统的功能 |
| 2.1.2 核电厂严重事故仿真系统的构成 |
| 2.2 核电厂严重事故仿真软件开发 |
| 2.2.1 核电厂严重事故仿真软件功能要求 |
| 2.2.2 核电厂典型严重事故进程 |
| 2.3 严重事故仿真软件的结构及组成 |
| 2.3.1 严重事故仿真软件的开发范围 |
| 2.3.2 严重事故关键仿真模型的范围 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 堆内严重事故过程关键模型研究 |
| 3.1 堆芯加热、熔化及损毁过程模型研究 |
| 3.1.1 堆芯加热、熔化及损毁过程模型 |
| 3.1.2 堆芯加热、熔化及损毁模型算法研究 |
| 3.1.3 氧化关系式的验证 |
| 3.2 熔融物再定位及下封头熔池模型研究 |
| 3.2.1 熔融物再定位及下封头熔池模型 |
| 3.2.2 下封头熔池模型数值算法研究 |
| 3.2.3 熔融池换热关系式验证 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 堆外严重事故过程关键模型研究 |
| 4.1 堆芯熔融物与混凝土相互作用过程模型 |
| 4.2 堆芯熔融物与混凝土相互作用过程模型算法研究 |
| 4.2.1 熔融物烧蚀包团的初始状态确定 |
| 4.2.2 各层之间的质量能量传递过程计算 |
| 4.2.3 熔融物与混凝土反应过程计算 |
| 4.2.4 混凝土分解过程计算 |
| 4.3 模型验证 |
| 4.3.1 模型输入参数 |
| 4.3.2 结果分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 程序集成及耦合方法研究 |
| 5.1 SimSA主要模型介绍 |
| 5.1.1 热工水力模型Therm |
| 5.1.2 堆芯行为模型Core |
| 5.1.3 安全壳行为模型Cont |
| 5.2 模型耦合技术研究 |
| 5.2.1 Core与Therm计算进程的关系 |
| 5.2.2 Therm与Core耦合结构 |
| 5.3 程序集成方法 |
| 5.3.1 基于时域控制技术的变步长多程序同步计算方法 |
| 5.3.2 在SimSA程序集成中的应用 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 仿真模型验证技术研究 |
| 6.1 总体结构 |
| 6.2 CP1000机组的严重事故模型建立 |
| 6.2.1 MAAP5简介 |
| 6.2.2 建模范围 |
| 6.2.3 节点划分 |
| 6.2.4 模型验证 |
| 6.3 MAAP5与模拟机集成技术 |
| 6.3.1 MAAP5实时交互版本开发 |
| 6.3.2 MAAP5与模拟机工艺系统接口开发 |
| 6.3.3 MAAP5与模拟机模型切换功能开发 |
| 6.4 实施效果 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 SimSA程序模型验证 |
| 7.1 全厂断电(SBO)叠加失去辅助给水事故测试 |
| 7.1.1 事故序列 |
| 7.1.2 测试结果分析 |
| 7.2 双端剪切大破口叠加高低压安注失效事故测试 |
| 7.2.1 事故序列 |
| 7.2.2 测试结果分析 |
| 7.3 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 |
| 索引 |
（8）小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发（论文提纲范文）
| 1 基于SCDAP/RELAP5程序的小型压水堆严重事故分析模型 |
| 2 小型压水堆一回路承压管道材料蠕变预测分析模型 |
| 3 SCDAP/RELAP5蠕变模型改进分析 |
| 4 小型压水堆一回路承压管道蠕变预测模型验证计算 |
| 5 结语 |
（9）竖直锡包壳熔化过程的实验分析和数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景与意义 |
| 1.2 文献综述及研究现状 |
| 1.2.1 堆芯熔化相关实验研究 |
| 1.2.2 堆芯熔化相关数值模拟 |
| 1.2.3 燃料棒行为相关研究 |
| 1.3 本文主要研究内容 |
| 第2章 熔化的理论模型和应用 |
| 2.1 熔化现象的理论模型 |
| 2.2 堆芯熔化的概况简述 |
| 2.2.1 堆芯熔化中的化学反应 |
| 2.2.2 堆芯熔化进程和燃料元件行为 |
| 2.2.3 熔融物下腔室的迁移 |
| 2.2.4 堆芯淹没中的氢气产生 |
| 2.3 严重事故程序中熔化模型 |
| 2.3.1 SCDAP/RELAP5熔化模型 |
| 2.3.2 MELCOR熔化模型 |
| 2.3.3 SCDAP/RELAP5与MELCOR异同对比 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 实验系统与结果 |
| 3.1 实验熔化材料 |
| 3.2 实验装置和系统 |
| 3.3 实验内容 |
| 3.4 实验结果和分析 |
| 3.4.1 熔化现象总结 |
| 3.4.2 表面温度变化特点 |
| 3.4.3 应力模型提出和分析 |
| 3.4.4 环境条件的影响 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 熔化过程数值模拟 |
| 4.1 熔化模拟方法 |
| 4.1.1 熔化过程的CFD模拟方法 |
| 4.1.2 焓-多孔介质法 |
| 4.2 熔化模拟计算设置 |
| 4.2.1 计算对象和计算域的选取 |
| 4.2.2 计算过程的设置 |
| 4.3 计算结果与分析 |
| 4.3.1 熔化过程分析 |
| 4.3.2 流动影响分析 |
| 4.3.3 影响因素分析 |
| 4.4 与实验结果的对比和讨论 |
| 4.4.1 温度对比 |
| 4.4.2 时间对比 |
| 4.4.3 熔孔破口相关讨论 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 本文结论 |
| 5.2 未来展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他成果 |
（10）小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究（论文提纲范文）
| 1 始发事件的筛选与归并 |
| 2 事故序列的模拟计算 |
| 3 结论 |
四、SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述（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]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)
- [3]基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析[J]. 袁显宝,谭伟,黄家胜,张永红,张彬航,李双,周建军,杜晓超. 核科学与工程, 2020(04)
- [4]一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究[D]. 江南. 哈尔滨工程大学, 2020(04)
- [5]基于RELAP5与GOTHIC的核电站事故分析模型开发[D]. 王鹏飞. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [6]基于RELAP5程序的压水堆核电厂回流流动极限现象分析[D]. 江灼威. 华南理工大学, 2019(01)
- [7]核电厂严重事故关键仿真模型及耦合技术研究[D]. 魏巍. 哈尔滨工程大学, 2018(01)
- [8]小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发[J]. 杨磊,姜维维,郝亚雷. 核技术, 2017(05)
- [9]竖直锡包壳熔化过程的实验分析和数值模拟[D]. 王帅. 中国科学技术大学, 2017(01)
- [10]小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究[J]. 陈玉清,赵新文,杨磊. 核科学与工程, 2016(03)