一、非能动安全壳冷却系统水分配装置设计（论文文献综述）
史国宝,付廷造,潘新新,陆天庭[1]（2021）在《CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究》文中研究指明鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点。本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事故序列的计算模拟,分析相关缓解措施投入的时机及其效果。经过梳理和分析,认为:针对安全壳长期超压失效的缓解措施是合理和有效的,这些措施使CAP1000已实际消除了安全壳长期超压失效的可能性。
袁博,桂胜强[2]（2021）在《地下核电厂洞室型安全壳冷却系统设计与分析》文中提出地下核电厂洞室型安全壳是利用地下厂房洞室替代地面核电厂混凝土的安全壳,并利用钢衬里实现反应堆厂房洞室的密封性,以及实现放射性物质的包容。但由于钢衬里紧贴洞室围岩衬砌,难以实现事故工况下对安全壳钢衬里的降温降压。为此,设计了一种适用于CUP1000地下核电厂洞室型安全壳的外置管网式非能动冷却系统,并利用集总参数法对系统的换热能力进行了初步分析。分析结果表明:洞室型安全壳外置管网式非能动冷却系统可以满足CUP1000核电厂在失水事故（LOCA）下的冷却需求。
王达[3]（2021）在《失水事故后碎片在燃料组件内堆积特性研究》文中研究指明在压水堆发生破口失水事故（LOCA）时,由于管路破口处高温高压蒸汽和冷却剂的喷射作用,破口周围的材料被破坏,从而产生了大量的物理碎片,如保温材料、油漆涂料、混凝土块等。同时,安全壳中部分元件和材料暴露在腐蚀性的环境中,可能会发生腐蚀,释放到溶液中的金属离子与其他化学物质反应可能会生成各种化学沉淀物,这些化学碎片与物理碎片随冷却剂向安全壳地坑迁移,首先可能会导致地坑滤网的堵塞,其次部分旁通滤网的碎片可能会进入堆芯,流向燃料组件。碎片的堆积问题不仅能造成压头损失,影响堆芯长期冷却能力,当碎片附着在燃料棒棒束表面时,会使包壳表面传热热阻增大,严重时可能出现局部蒸干现象,对核电站安全构成严重的威胁。所以,研究LOCA后安全壳内产生的碎片在燃料组件内的流动特性,可为验证LOCA后堆芯长期冷却的有效性提供可靠的输入参数,对核电厂安全具有重大意义。本文针对不同压水堆核电厂破口失水事故后的特点,分析了碎片在秦山核电厂300MW,AP1000和CAP1400燃料组件内的堆积行为和造成的压降,并开展了化学碎片源实验研究,主要获得以下成果:（1）燃料组件间隙的设计对碎片在组件内的堆积行为和相应压降的影响较大。当组件间隙设计较大时,碎片对燃料组件造成的压降明显减小,但是有不少碎片通过间隙旁流至组件上段活性区。当间隙较小时,碎片被下管座和P格架有效拦截,但是造成的压头损失较大;（2）相同实验条件下,碎片在组件内的堆积行为和造成的压降表现出了多种结果,碎片床的阻力系数相差可以达到近100倍,说明碎片在组件内的堆积具有一定的随机性;（3）玻璃纤维的尺寸和数量对组件的堵塞具有显着的影响,尺寸较小的玻璃纤维（<1 mm）可能会通过下管座流孔进入下游,对组件造成的压降较小,尺寸较大的玻璃纤维（>1 mm）更容易堆积在下管座形成纤维床,当足量的玻璃纤维形成均匀稳定的碎片床后,化学碎片的“压实效应”便会非常明显,即使少量的化学沉淀物也可能会使组件压降显着升高;（4）当LOCA后再循环流速较低时,碎片对组件造成的堵塞更严重,因为低流速下大部分碎片都积聚在了组件下管座和P格架,形成的单层碎片床的阻力系数比高流速下形成的多层碎片床的阻力系数更大;（5）相同实验条件下,CAP1400组件下管座拦截的碎片量明显多于AP1000组件和秦山组件,且在CAP1400组件上段观察到的碎片也更少,结合3种组件下管座防异物结构设计的对比结果,可以得出CAP1400组件下管座对碎片的拦截效率更高;（6）暴露在LOCA环境中的材料可能产生的化学碎片主要以AlOOH化学沉淀物为主,且pH越高,产生的化学沉淀物越多,而Zn和Si都可以有效抑制化学沉淀物的生成。
王天泽[4]（2021）在《基于改进遗传算法对开式自然循环系统优化研究》文中研究表明自第一座核电站建成以来,人们越来越青睐于这种清洁又高效的发电方式。为了保证核电站运行安全,系统常常装配有排热装置用于事故发生时的安全壳排热。但是近几十年来发生的几次严重事故证明,依靠电力系统的排热系统在遇到洪水或强烈的震动时往往会失效,所以非能动安全系统逐渐被应用于安全壳排热,其中就包括利用自身密度差循环导出热量的开式自然循环系统。本文针对开式自然循环系统,应用自主改进的遗传算法对系统进行优化,在考虑排热量和效率的前提下提出了单位面积累计换热量的概念,使用算法对系统优化以找出使得单位面积累计换热量最佳的结构参数,本文的的研究内容分为以下三点:（1）了解开式自然循环系统的运行机理及流动瞬态特性,对系统的结构进行一定的简化,利用软件建立模型,验算系统前1400s的质量流量随时间变化的趋势,与参考文献数据进行对比,结果误差小于5%,验证了模型及后续计算结果的准确性。（2）对遗传算法进行改进,引入标记区间概念,当对某一基因值排列后,若有10%的个体的基因值区间小于该基因范围的15%,则将该区间中心5%标记,标记出可能使系统换热效果变差的惩罚区间以及可能使系统换热效果较好的免惩区间,当有某个新的个体的基因落入了标记区间,则对其进行特殊操作,通过这种方法旨在提高遗传算法交叉操作和变异操作的有效性,并使用其他多种已有的改进算法对不同的复杂函数来验算测试,从而验证本文算法的优化效果。（3）开展针对系统的实例优化研究。通过参数敏感度分析确定了由传热管高度、传热管根数、传热管内径、绝热管直径和绝热上升段高度构成的优化变量向量,以系统运行1400秒单位面积累积换热量作为优化目标,利用改进遗传算法获得在满足循环系统稳定性要求下的最优结构参数。最终得到的最优个体为:换热器高度、传热管根数、传热管内径、绝热段直径、绝热段高度取值分别为2.48m、100个、0.02m、0.24m、5.76m,经优化后的系统运行1400秒时单位面积累积换热量增加了20.8%,有效地改善了系统的换热能力。研究结果为系统结构参数的选取提供了数据支撑,具有一定的理论参考价值。
赵亚楠[5]（2020）在《一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究》文中指出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。
胡真[6]（2020）在《非能动安全壳冷却系统水膜流动和传热行为的数值模拟研究》文中研究指明在先进非能动压水反应堆中,非能动安全壳冷却系统对保护安全壳的完整性具有至关重要的作用,而水膜的流动和传热是AP1000系列非能动安全壳冷却系统的关键技术,因此研究水膜的流动和传热特性具有极其重要的意义。本文首先介绍了大平板上水膜流动和传热研究试验台架,该水膜试验台架具备尺寸大、试验参数可调范围广的特点。通过相关水膜试验分别研究了大平板上不同入口条件下的水膜流动和分布特征、水膜蒸发换热特征和水膜溅射行为特征,积累了丰富的试验数据。基于水膜试验台架,本文采用商用计算流体力学软件FLUENT中的欧拉壁面液膜（EWF）模型建立了相应的数值模拟方案,并分别对非能动安全壳内外壁面水膜流动和分布、水膜蒸发和水膜溅射进行了数值模拟研究,并与相关试验数据进行了对比校验。水膜流动和分布数值计算的结果,与相关试验结果相比,误差均在20%以内,验证了相关数值模拟方案的合理性与适用性,为安全壳上端弧形平板上水膜流动和分布的分析和优化提供了有益参考。水膜蒸发数值计算的结果,与相关试验结果对比,误差均在20%以内,验证了相关数值模拟方案的合理性与适用性;并基于该计算方案,建立了20m长板水膜蒸发模型,对比计算结果,发现长板上水膜蒸发具有水膜温度变化梯度更小、蒸发过程更稳定的特征,为安全壳竖直外壁面上水膜蒸发的分析和优化提供了有益参考。水膜溅射行为计算的结果,与相关试验结果对比,误差均在10%以内,验证了相关数值模拟方案的合理性与适用性;通过分析数值模拟结果,划分了平板上水膜冲击附板后溅射的四个过程;并建立了水膜损失率和韦伯数以及液膜空间数的关系式;讨论了欧拉壁面液膜模型在模拟低焊脚情况下水膜溅射行为的缺陷;并基于以上计算方案,建立了20m延长板面的水膜溅射模型,研究发现延长板面对于水膜溅射损失影响较小。
李军[7]（2019）在《基于开式自然循环的非能动安全壳冷却系统性能及可行性研究》文中提出世界上几次重大核事故的经验表明,在核电厂或核动力装置应用领域,过分依赖能动的安全系统是不够可靠的。为此,在先进核电厂华龙一号设计中,采用了基于开式自然循环运行模式的安全壳非能动冷却系统设计方案。本文以此为研究背景,以几类典型的自然循环系统为研究出发点,综合采用了数学建模、自主编制开发计算程序、理论分析、系统分析、严重事故分析、PSA分析等研究手段,对安全壳非能动冷却系统的工作原理、方案性能、性能实验、流动不稳定性特性、工程方案的配置、系统可靠性等方面进行了广泛分析,最终落脚于华龙一号安全壳非能动冷却系统的配置与应用可行性上。在以安全壳非能动冷却系统应用为背景的自然循环运行模式研究方面,采用数学建模和自主编制稳态性能评估程序的方法,针对开式自然循环系统、闭式两相自然循环系统以及闭式单相自然循环系统等,进行了稳态性能评估,完成了方案的初步比选,评估结果显示开式自然循环系统的综合性能优于闭式单相或闭式两相自然循环系统。在开式安全壳非能动冷却系统的模化分析和实验研究方面,采用理论分析的方法,确定安全壳非能动冷却系统的模化准则和模化结果;采用实验研究的方法,开展了典型工况下的模型非能动冷却系统的性能实验,验证两种典型工况条件下模型系统的排热能力和流动特性。当对开式自然循环系统的模化采用等高、等压、等介质模拟方法时,闪蒸数是决定开式自然循环系统长期工作特性的重要无量纲准则,相似的阻力分配模式可以保证模型系统与原型系统在排热性能上的相似。在典型实验工况条件下,模化后的开式自然循环系统可以满足对应工况下对系统的排热能力的需求。在开式自然循环系统中的两相流动不稳定性研究方面,本文采用系统分析程序和自主开发计算程序的方法,从时域和频域两个角度,对开式自然循环回路中可能出现的流动不稳定性现象及其机理进行了模拟分析,从而确定影响系统流动不稳定的主要因素。在安全壳非能动冷却系统可靠性及事故运行扩展研究方面,采用方案对比、系统分析程序、概率安全分析等多种研究手段,对安全壳非能动冷却系统在华龙一号核电厂中的应用可行性进行了研究评价,并就安全壳非能动冷却系统降低典型始发事件触发的堆芯熔化概率和放射性物质大量释放概率方面的能力进行了研究。基于开式自然循环运行模式的安全壳非能动冷却系统可有效缓解华龙一号核电厂中的设计基准事故和严重事故的后果,限制事故后安全壳内的压力温度响应在允许限值以内。对于典型始发事件诱发的堆芯损坏概率和放射性物质大量释放概率有积极影响。
孔浩铮[8]（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》文中研究指明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。
化新超[9]（2018）在《先进压水堆非能动安全壳冷却系统的数值研究》文中提出安全壳作为核电厂反应堆最后一道安全屏障,其完整性对于核安全有非常重要的作用。安全壳冷却系统则是维护安全壳完整性的一个重要组成部分。非能动安全壳冷却系统（PCCS）因为其运行不需要外加动力,可以在全厂停电事故下保证安全壳的完全。本文以非能动安全壳冷却系统为对象,通过数值模拟对PCCS的瞬态特性和参数影响因素进行了数值研究及理论分析。为应对反应堆核事故,以有效地带走堆芯的衰变热,本文设计了一个新型的分离式热管非能动安全壳冷却系统。首先通过稳态计算得到了非能动安全壳冷却系统的相关设计参数,并综合文献,对非能动冷却系统进行了数学建模和系统建模,最后利用文献中的实验数据与模拟结果进行了比较分析,保证了非能动安全壳冷却系统的适用性和准确性。利用热工水力程序模拟分析了非能动安全壳冷却系统启动特性和瞬态流动特性。当核电站发生核反应堆冷管段双端断裂破口事故发生时,非能动安全壳冷却系统投入使用后,能在很短的时间内建立起自然循环,系统前期有很大的循环流量,可以带走安全壳内大量的热量。在整个事故期间,非能动安全壳冷却系统能够很好地带走堆芯衰变热,该循环系统具有极好的启动特性以及带走安全壳内的热量的能力。对系统影响因素的研究采用控制单一变量的方法,分别对系统冷热芯高度差、热源功率、冷却水池初始水温以及非能动冷却系统工作压力进行了研究。冷热芯高度差对循环流量和带走热量的能力影响很大,这主要是由于系统上水平段饱和温度不同造成的;热源功率会直接影响系统工质工作温度,从而对自然循环的流动不稳定性和循环流量造成较大影响;冷却水池初始温度会影响冷热源温差,而对循环系统的流量、流动不稳定性以及带走热量的能力造成影响;非能动冷却系统工作压力同样会影响系统上水平管饱和温度,以致对循环系统的流量、流动不稳定性以及带走热量的能力造成影响。
李乐[10]（2017）在《基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析》文中指出AP型先进压水堆采用非能动安全设计理念,其安全壳系统应用大量的非能动安全技术,具有诸多不同于传统安全壳的特有重要物理现象。如何精确模拟重要物理现象,针对缩比试验装置提出系统科学的模化分析方法,合理设置几何比例是急需解决的问题。本文以AP型非能动安全壳为研究对象,对系统特有重要物理现象进行试验研究和模拟计算,开展多物理过程耦合的模化分析工作。基于分级两层次模化分析（H2TS）方法,结合非能动安全壳系统的特点,提出适合复杂系统、超大空间、多物理过程耦合的顺序平行相互补充的模化分析方法（SPIC）。首先采用该方法对安全壳系统进行分解和层次划分,并对顶层系统进行模化分析。建立非能动安全壳外部冷却的简化物理模型,对稳态条件下安全壳外部空气自然循环和热工水力现象进行模拟计算。为了理解非能动安全壳外部冷却的重要物理现象,计算得到沿流动方向的空气温度、空气速度、液膜过冷度、热流密度、自然循环驱动力等参数的变化规律,还分析了下降段结构对传热特性的影响。在此基础上对安全壳外部空气自然循环现象进行模化分析,得到相应的无量纲数和相似准则。针对壳外水膜蒸发流动现象,分别进行试验研究和理论分析。利用国家核电技术公司的非能动安全壳耦合传热试验台架,对逆流空气作用下的降膜流动行为进行试验研究,获得不同温湿度条件下水膜的厚度、瞬态波动特性和平均速度。试验还分析了空气流速及试验板角度对水膜厚度的影响,并对试验数据进行拟合,得到水膜厚度的关系式。另一方面,对壳外降膜蒸发过程进行理论分析,得到不同水温和接触角下的水膜覆盖特征和计算公式。据此,针对AP1000壳外水膜蒸发过程,计算得到不同水膜线流率下的水膜覆盖率。基于以上对水膜蒸发流动现象的研究,开展壳外水膜蒸发的模化分析,并得到相似准则。最后,对安全壳壳体导热现象进行深入分析,重点考虑壳外水膜覆盖率对导热的影响,采用FLUENT软件对壳体二维导热进行数值仿真,获得温度和热流密度的分布规律。根据AP1000安全壳的水膜覆盖范围,模拟分析了不同覆盖率和宽度对壳体导热的影响,得到传热增强因子的拟合关系式。在此基础上对壳体导热现象进行模化分析,得到相应的相似准则。
二、非能动安全壳冷却系统水分配装置设计（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、非能动安全壳冷却系统水分配装置设计（论文提纲范文）
（1）CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究（论文提纲范文）
| 1 安全壳和超压缓解措施 |
| 2 超压序列分析 |
| 2.1 安全壳失去冷却引起的升压 |
| 2.2 MCCI引起的安全壳升压 |
| 3 缓解策略和讨论 |
| 4 结论 |
（2）地下核电厂洞室型安全壳冷却系统设计与分析（论文提纲范文）
| 1 研究背景 |
| 2 方案简介 |
| 2.1 地下核电厂洞室型安全壳 |
| 2.2 洞室型安全壳非能动冷却系统 |
| 2.3 衬里外置冷却管网 |
| 3 换热能力分析 |
| 3.1 衬里外置冷却管网 |
| 3.2 换热能力计算分析 |
| 4 结 语 |
（3）失水事故后碎片在燃料组件内堆积特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 LOCA后碎片对滤网性能影响的研究 |
| 1.2.2 LOCA后碎片对燃料组件压降影响的研究 |
| 1.2.3 LOCA后化学效应对碎片堵塞影响的研究 |
| 1.3 本论文主要研究内容 |
| 第2章 碎片实验装置和方法 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 实验装置 |
| 2.2.1 实验系统描述 |
| 2.2.2 燃料组件描述 |
| 2.3 实验材料 |
| 2.4 实验方法 |
| 2.4.1 实验流量的选择 |
| 2.4.2 碎片添加方式 |
| 2.5 测量精度及不确定性分析 |
| 2.5.1 测量精度 |
| 2.5.2 不确定性分析 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 碎片在秦山核电厂燃料组件内堆积行为 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验序列设计 |
| 0.5 mm)'>3.3 宽组件间隙(>0.5 mm) |
| 3.4 窄组件间隙(≤0.5 mm) |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 碎片在AP1000燃料组件内堆积行为 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验序列设计 |
| 0.5 mm)'>4.3 宽组件间隙(>0.5 mm) |
| 4.4 窄组件间隙(≤0.5 mm) |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 碎片在CAP1400燃料组件内堆积行为 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验序列设计 |
| 0.5 mm)'>5.3 宽组件间隙(>0.5 mm) |
| 5.4 窄组件间隙(≤0.5 mm) |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 化学碎片源实验研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 实验系统 |
| 6.2.1 实验装置与材料 |
| 6.2.2 实验研究方法 |
| 6.3 实验结果分析与讨论 |
| 6.3.1 TSP缓冲剂 |
| 6.3.2 NaTB缓冲剂 |
| 6.3.3 对比分析 |
| 6.4 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 7.1 主要结论 |
| 7.2 创新点 |
| 7.3 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 |
（4）基于改进遗传算法对开式自然循环系统优化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内研究现状 |
| 1.2.2 国外研究现状 |
| 1.3 课题研究目的及研究内容 |
| 第2章开式自然循环系统C#建模 |
| 2.1 几何模型 |
| 2.2 数值计算模型 |
| 2.3 关系式选择 |
| 2.3.1 管外凝结换热系数 |
| 2.3.2 两相摩擦压降 |
| 2.3.3 空泡份额 |
| 2.4 开式自然循环系统瞬态特性及准确性验证 |
| 2.4.1 汽化起始点 |
| 2.4.2 循环回路计算框图 |
| 2.4.3 模型计算结果 |
| 2.4.4 误差分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 遗传算法的改进 |
| 3.1 遗传算法介绍 |
| 3.1.1 遗传算法基本要素 |
| 3.1.2 遗传算法的流程以及优点 |
| 3.2 遗传算法的局限性 |
| 3.3 本文改进算法及效果验证 |
| 3.3.1 改进算法 |
| 3.3.2 验证函数及计算效果对比 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 系统优化设计 |
| 4.1 约束条件 |
| 4.1.1 流动不稳定性判据 |
| 4.1.2 约束惩罚 |
| 4.2 计算结果 |
| 4.2.1 参数敏感性分析 |
| 4.2.2 不同优化算法的优化计算结果对比 |
| 4.2.3 算法分析及优化结果分析 |
| 4.3 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 主要成果 |
| 致谢 |
（5）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 |
（6）非能动安全壳冷却系统水膜流动和传热行为的数值模拟研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 降液膜流动研究 |
| 1.2.2 降液膜传热研究 |
| 1.2.3 降液膜冲击板面行为研究 |
| 1.3 研究内容 |
| 第二章 试验介绍 |
| 2.1 试验台架 |
| 2.2 相关试验工况选取 |
| 2.2.1 水膜流动和分布研究试验 |
| 2.2.2 水膜蒸发换热研究试验 |
| 2.2.3 水膜溅射行为研究试验 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 数值模型及模拟方案 |
| 3.1 几何模型 |
| 3.2 数学模型 |
| 3.2.1 流体控制方程和湍流方程 |
| 3.2.2 欧拉壁面液膜模型 |
| 3.2.3 混合两相流模型 |
| 3.2.4 混合物组分传输模型 |
| 3.2.5 离散相模型 |
| 3.3 数值模拟方案 |
| 3.3.1 水膜流动和分布计算 |
| 3.3.2 水膜蒸发计算 |
| 3.3.3 水膜溅射行为计算 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 水膜流动和传热数值计算结果 |
| 4.1 水膜流动和分布数值计算结果与分析 |
| 4.2 水膜蒸发数值计算结果与分析 |
| 4.3 水膜溅射行为数值计算结果与分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 总结与讨论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（7）基于开式自然循环的非能动安全壳冷却系统性能及可行性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 概述 |
| 1.2 国内外对非能动安全壳冷却系统的设计要求 |
| 1.2.1 美国《用户要求文件》 |
| 1.2.2 《欧洲用户要求》 |
| 1.2.3 《HAF102》 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 内层钢制安全壳的非能动冷却系统 |
| 1.3.2 内层混凝土安全壳的非能动冷却系统 |
| 1.3.3 非能动安全壳冷却系统性能研究综述 |
| 1.4 存在的问题及本文主要研究内容 |
| 1.4.1 存在的问题 |
| 1.4.2 本文主要研究内容 |
| 第2章 安全壳非能动冷却系统设计方案比较 |
| 2.1 安全壳非能动冷却系统备选方案 |
| 2.2 基本假定 |
| 2.3 数学模型 |
| 2.3.1 基本守恒方程 |
| 2.3.2 传热管换热方程 |
| 2.3.3 主要物性方程 |
| 2.3.4 主要本构关系式 |
| 2.4 计算逻辑 |
| 2.5 计算结果验证 |
| 2.5.1 计算稳定性 |
| 2.5.2 网格独立性试验 |
| 2.5.3 试验验证 |
| 2.6 不同方案的对比结果 |
| 2.7 开式系统参数敏感性分析 |
| 2.7.1 水箱温度对系统换热能力的影响 |
| 2.7.2 高度差对系统换热能力的影响 |
| 2.7.3 换热器传热管内外壁温沿高度的变化 |
| 2.7.4 外部换热系数对换热能力的影响 |
| 2.7.5 安全壳温度对换热能力的影响 |
| 2.7.6 起始沸腾高度及干度分布 |
| 2.8 本章小结 |
| 第3章 开式安全壳非能动冷却系统模化及性能研究 |
| 3.1 模化原则与目标 |
| 3.2 模化分析流程 |
| 3.3 系统比例模化分析 |
| 3.3.1 单相自然循环模化 |
| 3.3.2 两相自然循环模化 |
| 3.3.3 单相-两相自然循环过渡段模化 |
| 3.3.4 闪蒸现象模化 |
| 3.3.5 流型转变模化 |
| 3.4 系统比例模化结果 |
| 3.4.1 质量流量比 |
| 3.4.2 管道几何尺寸比 |
| 3.4.3 排热功率比 |
| 3.4.4 对流换热系数比 |
| 3.4.5 质量含气率比 |
| 3.4.6 时间常数比 |
| 3.4.7 总阻力系数比 |
| 3.4.8 模化比例尺 |
| 3.5 原型系统和模型回路的热工参数和压降计算结果 |
| 3.6 失真度分析 |
| 3.6.1 上升管尺寸偏差的影响 |
| 3.6.2 冷热源高度差变化的影响 |
| 3.7 模型系统的典型实验结果 |
| 3.7.1 第一工况模型系统的工作特性 |
| 3.7.2 第二工况模型系统的工作特性 |
| 3.7.3 冷却水箱水位对系统运行特性的影响 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 开式自然循环系统流动不稳定性研究 |
| 4.1 自然循环流动不稳定性现象及研究状况 |
| 4.2 对模型系统的简化以及RELAP5 模型方案 |
| 4.2.1 对模型系统的简化 |
| 4.2.2 RELAP5 模型方案 |
| 4.2.3 RELAP5 模型节点与时间步长敏感性分析 |
| 4.3 开式自然循环系统中的典型不稳定性现象模拟 |
| 4.4 开式自然循环系统流动不稳定性边界分析 |
| 4.4.1 不同冷却水箱水温对系统流动特性的影响 |
| 4.4.2 不同加热热流密度对系统流动特性的影响 |
| 4.5 开式自然循环系统驱动力与阻力特性分析 |
| 4.6 开式自然循环系统流动稳定性频域分析 |
| 4.6.1 系统传递函数的确定 |
| 4.6.2 系统稳定性特征 |
| 4.7 本章小结 |
| 第5章 安全壳非能动冷却系统可靠性及事故运行扩展研究 |
| 5.1 概述 |
| 5.2 系统隔离阀配置方案 |
| 5.3 安全壳非能动冷却系统对各类事故的缓解能力评价 |
| 5.3.1 安全壳非能动冷却系统对典型失水事故的缓解能力评价 |
| 5.3.2 安全壳非能动冷却系统对丧失全部给水事故的缓解能力评价 |
| 5.3.3 安全壳非能动冷却系统应对严重事故工况的缓解能力评价 |
| 5.4 安全壳非能动冷却系统对各类始发事件引起的堆芯损坏和放射性物质大量释放频率的影响研究 |
| 5.5 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 |
（8）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 |
（9）先进压水堆非能动安全壳冷却系统的数值研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 缩略语 |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 钢制安全壳PCCS研究概况 |
| 1.2.2 混凝土安全壳PCCS研究概况 |
| 1.2.3 相态分离自然循环系统的流动不稳定性 |
| 1.2.4 分离式热管的启动 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 2 非能动安全壳冷却系统配置及数学计算模型 |
| 2.1 AP1000核电厂简介 |
| 2.1.1 AP1000DECLG事故概述 |
| 2.1.2 AP1000非能动堆芯冷却系统 |
| 2.2 程序简介和应用 |
| 2.3 数学物理模型 |
| 2.3.1 基本场方程模型 |
| 2.3.2 传热模型 |
| 2.3.3 压降模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 非能动安全壳冷却系统模型建立 |
| 3.1 非能动安全壳冷却系统方案 |
| 3.2 非能动冷却系统计算方法 |
| 3.2.1 非能动冷却系统换热模型 |
| 3.2.2 非能动冷却系统稳态计算 |
| 3.3 非能动安全壳冷却系统的建模 |
| 3.4 模型可靠性及验证 |
| 3.4.1 节点敏感性分析 |
| 3.4.2 非能动安全壳冷却系统程序验证 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 非能动安全壳冷却系统瞬态特性分析 |
| 4.1 非能动安全壳冷却系统启动特性 |
| 4.2 非能动安全壳冷却系统瞬态运行特性 |
| 4.3 非能动安全壳冷却系统优势 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 非能动安全壳冷却系统参数影响因素分析 |
| 5.1 冷热源高度差的影响 |
| 5.2 热源功率的影响 |
| 5.3 冷却水池温度的影响 |
| 5.4 非能动冷却系统压力影响 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 主要结论与建议 |
| 6.1 主要结论与创新点 |
| 6.2 进一步工作建议 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| A 作者在攻读硕士学位期间发表论文和参与学术会议目录 |
| B 作者在攻读硕士学位期间参与科研项目 |
（10）基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 研究进展 |
| 1.2.1 安全壳分析程序 |
| 1.2.2 非能动安全壳系统试验研究 |
| 1.2.3 非能动安全壳重要物理现象研究概述 |
| 1.2.4 模化分析方法进展 |
| 1.3 非能动型安全壳特点 |
| 1.4 本文的主要研究内容 |
| 第2章 模化分析方法及顶层系统模化分析 |
| 2.1 事故瞬态描述及非能动安全壳冷却系统的响应 |
| 2.2 AP型非能动安全壳模化分析方法 |
| 2.2.1 H2TS方法 |
| 2.2.2 SPIC模化分析方法 |
| 2.3 AP1000非能动安全壳系统分级及模化分析流程 |
| 2.3.1 系统结构部件描述 |
| 2.3.2 模化分析方法流程 |
| 2.4 非能动型安全壳第一级子系统模化分析 |
| 2.4.1 控制方程及无量纲化 |
| 2.4.2 相似准则 |
| 2.4.3 失真分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 非能动型安全壳外部冷却现象研究及模化分析 |
| 3.1 安全壳外侧传热机理 |
| 3.2 非能动安全壳外部热量载出现象分析 |
| 3.2.1 计算模型 |
| 3.2.2 经验关联式的选取 |
| 3.2.3 数值计算方法 |
| 3.2.4 结果与讨论 |
| 3.2.5 结果验证 |
| 3.2.6 计算结论 |
| 3.3 安全壳外部空气循环模化分析 |
| 3.3.1 系统控制方程及无量纲化 |
| 3.3.2 相似准则 |
| 3.3.3 同热物性流体的缩比模型 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 非能动型安全壳壳外水膜覆盖和蒸发模化分析 |
| 4.1 本章引论 |
| 4.2 水膜覆盖及稳定性试验研究 |
| 4.2.1 试验装置 |
| 4.2.2 试验结果和讨论 |
| 4.2.3 试验结论 |
| 4.3 水膜蒸发过程理论分析 |
| 4.3.1 引言 |
| 4.3.2 沿着垂直大尺度壁面的水膜流动现象 |
| 4.3.3 伴随蒸发的水膜流动及其覆盖率 |
| 4.3.4 水膜覆盖对比分析 |
| 4.4 伴随蒸发的水膜流动的模化分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 非能动型安全壳壳体导热现象分析及模化 |
| 5.1 本章引论 |
| 5.2 非能动安全壳壳体导热现象分析 |
| 5.2.1 AP1000钢壳外表面水膜覆盖对壳体导热的影响 |
| 5.2.2 干湿区现象 |
| 5.2.3 数值计算方法 |
| 5.2.4 计算结果和讨论 |
| 5.2.5 小结 |
| 5.3 第二级子系统模化分析 |
| 5.3.1 壳体控制方程 |
| 5.3.2 无量纲化 |
| 5.3.3 相似准则 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 壳内相关现象研究及模化分析 |
| 6.1 本章引论 |
| 6.2 内部热阱热容的模化分析 |
| 6.3 壳内质能喷放 |
| 6.4 附壁射流 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 结论 |
| 7.1 研究总结 |
| 7.2 需进一步开展的工作 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录A 非能动安全壳 PIRT |
| 个人简历、在学期间发表的学术论文与研究成果 |
四、非能动安全壳冷却系统水分配装置设计（论文参考文献）
- [1]CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究[J]. 史国宝,付廷造,潘新新,陆天庭. 核科学与工程, 2021(04)
- [2]地下核电厂洞室型安全壳冷却系统设计与分析[J]. 袁博,桂胜强. 人民长江, 2021(S1)
- [3]失水事故后碎片在燃料组件内堆积特性研究[D]. 王达. 华北电力大学(北京), 2021
- [4]基于改进遗传算法对开式自然循环系统优化研究[D]. 王天泽. 燕山大学, 2021(01)
- [5]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
- [6]非能动安全壳冷却系统水膜流动和传热行为的数值模拟研究[D]. 胡真. 上海交通大学, 2020(01)
- [7]基于开式自然循环的非能动安全壳冷却系统性能及可行性研究[D]. 李军. 哈尔滨工程大学, 2019
- [8]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)
- [9]先进压水堆非能动安全壳冷却系统的数值研究[D]. 化新超. 重庆大学, 2018(04)
- [10]基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析[D]. 李乐. 清华大学, 2017(02)