导读:本文包含了主容器论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:快堆,氩气,辐射换热模型,FLUENT
主容器论文文献综述
张晓露[1]（2019）在《快堆主容器顶部复杂空间中的覆盖气体热工水力行为研究》一文中研究指出快堆主容器是核安全一级设备,选用的材料是316不锈钢,根据核安全审查要求,必须要分析该设备的强度、刚度等是否满足设计要求。在对主容器顶部结构进行强度分析时,必须知道其上温度载荷。快堆主容器顶部结构包括大尺寸的氩气腔,大中小旋塞、部分生物屏蔽柱、主泵、热交换器等重要部件,还有旋塞与氩气腔之间的小尺寸气隙。为了获得详细的温度分布,开展主容器顶部覆盖气体的热工水力行为相关研究对工程应用有着重要的意义。由于主容器顶部的氩气空间结构庞大难以进行实验研究,需要数值模拟。相差两个数量级的大空间和微缝空间同时存在,简化的模拟计算不能得到详细的温度分布,应力分析会产生较大误差。氩气空间中存在对换热和辐射换热情况,还未提出适合主容器顶部复杂气体空间的辐射换热模型。另外,人们对气隙内部的热工水力特性并不了解,气隙厚度对主容器顶部金属层温度的影响程度也没有明确研究。故此,本文将对快堆主容器顶部复杂空间中的覆盖气体热工水力行为进行较为详细的模拟研究,为以上问题提供参考。首先,本文用CEFR简化模型选择适合快堆计算的辐射换热模型;第二,为了解决大小空间同时存在的问题,本文采用分开画网格的方法进行详细建模。第叁,为了进一步分析对流和辐射换热对金属层温度分布的影响,提高辐射换热作用最强的生物屏蔽柱上表面温度进行对比计算。最后,为了研究气隙厚度对金属层温度的影响,计算Omm气隙以及90mm气隙的情况,与30mm气隙工况进行对比分析。结果显示,DO辐射换热模型更用于快堆顶部气腔的计算。分析氩气空间整体热工水力特性,计算对称性较好,流动符合气体的自然循环,氩气与不锈钢之间对流换热温差在40-60℃左右。由于生物屏蔽柱对金属层的辐射效果较强,金属层外最高温度出现在提升机凸台的位置。提高生物屏蔽柱的温度至540℃后,发现与氩气的对流换热效果提升不明显,但由于辐射换热的作用,金属层温度反而升高了。在这样保守的情况下,金属层外侧最高温度387℃C仍低于316不锈钢的蠕变温度。气隙对旋塞与氩气腔之间起到很好的隔热作用,通过对比无气隙、30mm气隙和90mm气隙叁种情况,得出30mm气隙的保温效果最好,为工程设计提供了一定的参考。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2019-03-01）
袁昊[2]（2018）在《铅铋快堆主容器疲劳分析及应力强度评定》一文中研究指出本文利用ANSYS有限元软件,以铅铋冷却反应堆CLEAR(China Lead Alloy cooled Reactor)的主容器为研究对象,建立主容器模型,根据实际情况,计算出温度场分布,并计算了在热应力载荷、重力载荷、轴向载荷以及静水压力载荷下反应堆主容器的应力分布。最后,本文依据ASME设计规范,完成主容器在各组合载荷下的一次应力与二次应力的强度计算与评定。评定结果显示,铅秘反应堆主容器结构强度符合设计要求。(本文来源于《第十叁届电力工业节能减排学术研讨会论文集》期刊2018-08-13）
刘鋆华,黄天璨,谭平[3]（2017）在《基于CEL方法的ADS系统主容器抗震性能分析》一文中研究指出ADS(Acceleration driven system)系统在没有传统巨大体量的核电结构保护的情况下,系统的主容器在地震作用下流体与结构相互耦合作用将对容器本身与结构产生的影响。基于CEL方法,考虑流体与结构耦合效应及其对于内部组件的影响,使用ABAQUS对主容器进行了地震作用下的有限元分析。分析得到了主容器内部流体的位移响应,得到了流体位移对于主容器安全性及其对结构产生动力放大效应的影响规律。通过分析结果得到该容器相关抗震性能,以及考虑其是否存在采取隔减震措施的需求。通过分析结果得到了该容器的动力放大系数,根据其抗震性能的分析建议对容器采取相关措施控制其动力放大效应。(本文来源于《华南地震》期刊2017年04期）
张海红,Haidari,LA[4]（2017）在《疫苗主容器规格对疫苗配送的影响》一文中研究指出疫苗容器(即主容器)的规格和类型对疫苗接种的安全性和方便性能有很多方面的影响,但另一个重要且可能被忽视的问题是主容器的设计如何影响疫苗的分布及其产生的成本,以及疫苗瓶最终是否是开启的。采用HERMES软件平台,为贝宁共和国开发了一个世界卫生组织扩大免疫规划供应链模拟模型,并使用该模型来探索不同主容器用于各种(本文来源于《微生物学免疫学进展》期刊2017年02期）
刘军[5]（2017）在《铅冷快堆主容器屏蔽研究》一文中研究指出铅冷快堆是第四代反应堆堆型之一,不仅能够进行核能发电,而且还能进行核燃料增值与核废料嬗变处理。因此,铅冷快堆成为了各国核能研究的热点。主容器是反应堆安全的重要组成部分,是防止放射性物质泄漏的重要屏障,对其进行屏蔽研究,确保主容器堆芯寿期内可靠运行,是堆芯初步设计不可或缺的重要组成部分。本文运用蒙特卡洛软件MCNP及Geant4平台研究欧洲铅冷快堆的屏蔽特性,研究内容可大致分为叁大部分。第一部分使用蒙特卡罗软件MCNP,建立较精确的快堆堆芯叁维模型,并通过MCNP临界计算,获取铅冷快堆中子能谱,中子通量密度及功率分布等堆芯物理参数,其中堆芯组件功率及中子通量密度分布与参考文献中结果相一致。第二部分是在得到堆芯中子及功率分布的基础上,采用铅冷快堆优化模型,通用源定义,减方差技巧来解决屏蔽计算时面临的堆芯深穿透问题,提高堆芯屏蔽模拟计数结果的精确度和效率。通过对比B_4C,YSZ(ZrO_2+Y_2O_3),FeB与FeW四种屏蔽材料的屏蔽性能,选择中子屏蔽性能最优的B_4C材料作为屏蔽组件的材料。并模拟获得堆芯围板及主容器的中子、光子的轴向通量密度分布,主容器的最大中子通量密度远小于ASME的中子通量密度限值,所以堆芯的设计能够保证主容器的辐射安全。第叁部分首先验证Geant4模拟低能中子的准确性,Geant4计算的B_4C中子反应截面与ENDF截面数据库与MCNP软件计算结果符合很好。在说明Geant4能够很好的模拟低能中子的前提下,编写基于Geant4平台的C++程序验证MCNP屏蔽计算结果的准确性。Geant4模拟结果与MCNP模拟结果趋势符合很好,说明MCNP屏蔽计算的结果是准确可靠的。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2017-03-01）
李景太,侯荣彬,黄美[6]（2017）在《铅冷快堆主容器的热应力分析》一文中研究指出本文通过有限元分析软件ANSYS,建立简化的铅冷快堆主容器模型。根据堆芯正常运行工况下计算出主容器的热应力分布。然后改变主容器内壁温度以模拟不同运行工况下的热应力,考虑到实际中的主容器壁厚还应满足其他要求,固改变主容器壁厚度及内壁面温度,计算不同参数下的的主容器内的热应力分布,为主容器设计提供参考。(本文来源于《北京力学会第二十叁届学术年会会议论文集》期刊2017-01-14）
孙妍妍,陆道纲,曾晓佳,赵亮,赫连仁[7]（2016）在《用于快堆主容器支撑的电磁阻尼隔震技术的研究》一文中研究指出快堆核电站设计特点是高温薄壁,与压水堆的低温厚壁比起来,更需要考虑抗震设计。区别于传统的迭层橡胶和铅芯橡胶等隔震技术,本文提出了基于电磁阻尼原理的隔震技术。为了验证其有效性,制作了一个简易的电磁阻尼隔震支座,用作一个贮水容器的支撑。针对该水容器支撑系统在振动台上进行了抗震实验,验证了电磁阻尼隔震技术的有效性。(本文来源于《核科学与工程》期刊2016年05期）
梁翰哲[8]（2016）在《液态金属冷却反应堆主容器密封特性分析》一文中研究指出液态金属冷却反应堆以其良好的安全性能、中子性能、热工水力性能而成为第四代核能系统中重要发展方向。相比压水反应堆,液态金属冷却反应堆一回路采用池式布局,以液态金属作为冷却剂,冷却剂上方有覆盖气体。覆盖气体压力较低是重要的系统安全性特征。液态金属冷却反应堆在正常工况,主容器内气压为负压；而在基准事故下,主容器内部气压上升而转变为正压。因此主容器的密封需要具有气体双向密封能力以同时满足内部负压强和正压强的气体密封要求。本文根据液态金属冷却反应堆主容器的覆盖气体双气压模式这一特点,通过在主容器法兰与顶盖法兰之间布置双通道金属密封圈以实现双向密封的功能。以典型液态金属冷却反应堆主容器密封为例,基于有限元方法,在ANSYS APDL中开展了液态金属冷却反应堆主容器的力学性能分析。再通过密封气体泄漏率计算公式分别计算正常工况与典型事故工况的主容器密封气体泄漏率,验证了主容器密封结构的有效性。在此基础上,本文开展了密封圈单个失效情况密封性能分析以及密封圈金属包覆层的密封性能影响分析。分析结果显示,液态金属冷却反应堆主容器气体密封在正常工况与典型事故工况均能够保持良好的密封性能：密封圈的弹性部分应力均未超过材料的屈服强度,密封圈弹性良好；密封气体泄漏率在不同工况分别为7.86×10-6mm3/s与3.21×10-4 mm3/s,均低于标准的10-3mm3/s限值之内。表明了基于气体双向流动密封要求的主容器气体密封结构性能良好。在单个密封圈失效的情况下,主容器仍然保持良好的气体密封,说明了液态金属冷却反应堆的双道密封圈起到了冗余的作用;无金属包覆层的密封圈在应力大小上已超过屈服应力强度,气体泄漏率上高于标准限值,已不能满足主容器的气体密封要求,说明密封圈的包覆层对密封性能十分重要；刚度较小的材料更利于接触面展开,气体泄漏率显着减少,表明刚度小的材料相比于刚度大的材料作为包覆层更能有效阻止气体泄漏。(本文来源于《中国科学技术大学》期刊2016-06-01）
刘军,黄美,孙凯丽[9]（2016）在《铅冷快堆主容器的热应力及热疲劳分析》一文中研究指出本文利用有限元分析软件ANSYS,建立铅冷快堆主容器模型。根据堆芯实际正常运行的工况,计算出主容器的热应力分布及总应力分布。分析得到主容器最易发生疲劳失效的区域后,进行疲劳分析得到最大疲劳损耗系数,验证主容器在堆芯运行寿期的可靠性。(本文来源于《北京力学会第二十二届学术年会会议论文集》期刊2016-01-09）
马浩淞,黄美,阮辰赫[10]（2016）在《铅铋快堆的主容器屈曲分析》一文中研究指出本文应用Workbench模块进行模型设计、载荷及约束加载和临界屈曲载荷的计算,为研究不同因素对主容器屈曲的影响,改变模型的参数值,加载相同的约束及载荷计算主容器的屈曲载荷。经过数值分析计算,总结得出适当加厚、缩短筒体或在一定范围内增加弹簧约束可增加结构的稳定性。(本文来源于《北京力学会第二十二届学术年会会议论文集》期刊2016-01-09）
主容器论文开题报告
（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：
本文利用ANSYS有限元软件,以铅铋冷却反应堆CLEAR(China Lead Alloy cooled Reactor)的主容器为研究对象,建立主容器模型,根据实际情况,计算出温度场分布,并计算了在热应力载荷、重力载荷、轴向载荷以及静水压力载荷下反应堆主容器的应力分布。最后,本文依据ASME设计规范,完成主容器在各组合载荷下的一次应力与二次应力的强度计算与评定。评定结果显示,铅秘反应堆主容器结构强度符合设计要求。
（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。
主容器论文参考文献
[1].张晓露.快堆主容器顶部复杂空间中的覆盖气体热工水力行为研究[D].华北电力大学(北京).2019
[2].袁昊.铅铋快堆主容器疲劳分析及应力强度评定[C].第十叁届电力工业节能减排学术研讨会论文集.2018
[3].刘鋆华,黄天璨,谭平.基于CEL方法的ADS系统主容器抗震性能分析[J].华南地震.2017
[4].张海红,Haidari,LA.疫苗主容器规格对疫苗配送的影响[J].微生物学免疫学进展.2017
[5].刘军.铅冷快堆主容器屏蔽研究[D].华北电力大学(北京).2017
[6].李景太,侯荣彬,黄美.铅冷快堆主容器的热应力分析[C].北京力学会第二十叁届学术年会会议论文集.2017
[7].孙妍妍,陆道纲,曾晓佳,赵亮,赫连仁.用于快堆主容器支撑的电磁阻尼隔震技术的研究[J].核科学与工程.2016
[8].梁翰哲.液态金属冷却反应堆主容器密封特性分析[D].中国科学技术大学.2016
[9].刘军,黄美,孙凯丽.铅冷快堆主容器的热应力及热疲劳分析[C].北京力学会第二十二届学术年会会议论文集.2016
[10].马浩淞,黄美,阮辰赫.铅铋快堆的主容器屈曲分析[C].北京力学会第二十二届学术年会会议论文集.2016