导读:本文包含了堆芯熔化论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:严重事故,堆内熔融物滞留(IVR),下封头,塑性变形
堆芯熔化论文文献综述
罗娟,罗家成,李朋洲,孙磊,唐鹏[1]（2019）在《堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析》一文中研究指出核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年02期）
王芳[2]（2017）在《SPH方法在快堆堆芯熔化FCI中的研究应用》一文中研究指出光滑粒子流体动力学方法(Smoothed Particle Hydrodynamics,SPH)是一种基于拉格朗日思想的无网格粒子法,因其在自由表面、运动交界面、变形边界等复杂流体动力问题的数值模拟中优于传统的网格法,目前广泛应用于船舶水动力学、水利工程、航天、石油化工及机械工程中。本文将SPH方法的应用扩展到反应堆事故研究领域,以快堆堆芯熔化事故为背景,基于Fortran语言编写程序,对熔融物与冷却剂相互作用过程(Fuel-Coolant Interaction,FCI)进行数值模拟。本文首先论述了SPH方法的基本理论,并基于核近似和粒子近似思想推导出SPH形式下的流体控制方程。研究了相邻粒子搜索、固体壁面边界条件、表面张力、凝固相变等相关的数值技术,并提出了用于搜索碎片的粒子团搜索法和考虑压力Dirichlet自由表面条件后泊松方程形式,概括性地介绍了整个算法的实现流程。其次,针对FCI过程中涉及的自由表面流动、热传导、流固混合流动问题分别进行模型验证。建立二维溃坝模型,将模拟结果与MPS方法和Fluent软件的计算结果、溃坝的实验结果进行了对比;针对平板导热问题进行数值模拟,分析了数值解相对解析解的计算误差;在SPH方法中引入了用于模拟流固混合流动的PMS(Passively Moving Solid)模型,成功实现了物块漂流过程的模拟。最后,综合考虑能量传递、凝固相变、流固混合流动和表面张力的作用,采用SPH方法对熔融金属单一熔滴、连续滴和熔融物射流叁种形式的FCI过程进行数值模拟,探究熔融物的破碎机理。通过模拟不同初始温度和速度的单一熔滴FCI过程,发现熔滴的破碎会受到水力破碎作用和热力凝固作用两种机理的影响;在连续滴模拟中,熔滴的下落间隔和高度影响着熔融物的细粒化程度;在射流模型中可以观察到空腔两侧冷却剂相撞形成微射流,微射流的冲击作用是导致熔融物在短时间内剧烈破碎的主要原因,该结果与前人基于实验研究提出的微射流破碎机理相验证。由于原SPH离散格式存在密度比的限制问题,本文采用了一种修正格式,模拟了UO_2金属球在冷却剂中沉降的过程,解决了大密度比交界面上压力不稳定问题。(本文来源于《哈尔滨工程大学》期刊2017-01-01）
杨丽芳,颜寒,王静[3]（2015）在《基于堆芯熔化频率的可靠性分配在核电站的应用》一文中研究指出本文创新地把堆芯熔化频率(CDF)与可靠性分配相结合。根据参考电站要求的CDF与新设计电站的CDF基本一致,在符合要求的CDF条件下,事故余热排出系统(DHRS)是反应堆重要的专设安全设施,以DHRS为例进行可靠性分配。首先找出参考电站的题头事件-DHRS的失效概率,再转化成可靠度;由于这个值的不确定性,新设计电站的事故余热排出系统的可靠度适当地改变;然后应用可靠性分配方法给组成该系统的各设备分配一个失效概率值。研究表明,运用该方法可准确、简便地计算出各单元的可靠度,使系统设计者在满足核电站CDF条件下,达到系统的可靠性和安全性。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第四卷）——中国核学会2015年学术年会论文集第10册（核安全分卷）》期刊2015-09-21）
郭明[4]（2015）在《MPS方法在快堆堆芯熔化FCI中的研究应用》一文中研究指出移动粒子半隐式法(Moving Particle Semi-implicit method,MPS)作为一种完全的拉格朗日法,因其对不可压缩流体界面流动、流固耦合、多相流等复杂流体动力学现象模拟的优势,目前广泛应用于反应堆安全、船舶与海洋工程和理论研究中。本文以反应堆严重事故为背景,采用MPS方法进行建模,利用Fortran语言编程进行模拟分析,尝试用MPS方法对反应堆严重事故中的熔融物和冷却剂作用(Fuel-Coolant Interaction,FCI)过程进行模拟研究。本文首先研究了MPS方法中涉及到的关键模型及各种边界条件,如微分算子模型、不可压缩条件、自由表面条件、固体边界条件等;给出了计算过程中关键参数的选取思路,如粒子的初始间距及影响半径、时间步长等。使用“位置移动-压力求解-速度修正”的叁步法,简化了整个算法的流程,使计算思路更加简明清晰。其次,对二维溃坝和平板导热两个模型进行了模拟计算,通过与溃坝的实验值及平板导热的解析解对比,验证了MPS方法在流动和传热两方面计算的有效性。同时,以溃坝模型为基础,对不同密度下的单相流动进行模拟,计算结果表明密度值对单相流动的流动状态无影响;并通过比较加入缓解压力振荡前后液体撞击右侧壁面过程中壁面的压力变化,验证了缓解压力振荡模型的有效性,提高了计算的稳定性。最后,对FCI界面温度进行了计算分析,并与显式焓方法和解析法的计算结果进行了对比,结果表明:MPS方法计算得到的界面温度温升较显式焓方法慢,但达到稳定后,界面温度值比显式焓方法更接近解析解。对密度比为0.5、1.0和2.0初始速度为1m/s条件下的射流入射式FCI进行了模拟,在不需要特别处理的情况下就可以清楚的观察到小密度流体的上浮和分层现象,以及大密度流体在运动过程中界面处的Rayleigh-Taylor不稳定性现象,充分证明了其在复杂表面流动现象模拟的显着优势。在密度比为2.0时模拟的熔融物入射中,还观察到射流后空腔两侧融合过程中形成的微射流对空腔底部和熔融物流动的影响,其结果与前人在实验基础上提出的微射流诱导的单一熔融液滴破碎机理相验证。通过对密度比接近20的铀-钠两流体流动模拟发现:目前常用的密度光滑模型在对密度比较大的情况进行模拟时,对初始时刻就相互接触的两相流体界面运动的模拟效果较好,但是对于相互靠近过程中的两相流体模拟过程中会出现一定的延迟,彼此初始进入影响域时仍会有一定的排斥力。(本文来源于《哈尔滨工程大学》期刊2015-01-05）
姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚[5]（2013）在《假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议》一文中研究指出堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、叁维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。(本文来源于《核技术》期刊2013年04期）
姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚[6]（2012）在《假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议》一文中研究指出介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,介绍了国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,并提出了目前研究中存在的问题及未来的研究方向。(本文来源于《第十七届全国反应堆结构力学会议论文集》期刊2012-10-15）
胡小兵[7]（2012）在《警惕欧债危机“堆芯熔化”》一文中研究指出去年3月日本地震海啸引发福岛核电站事故,人们通过媒体知道了“堆芯熔化”这个词。为防止核外泄,日本用大量海水冷却反应堆,同时用混凝土浇筑竖井。 时下欧债危机情形有些类似,但危机“防火墙”却始终没有建立起来,另类的“堆芯熔化”随时可能导致危机蔓(本文来源于《新华每日电讯》期刊2012-01-09）
王佑[8]（2011）在《中国核电站不会出现“堆芯熔化”》一文中研究指出日本大地震导致福岛核电站发生爆炸，并产生核辐射，截至发稿时至少有22人遭受核辐射，当地居民约有5万人紧急撤离到20公里处避难。 福岛核电站事故是日本历史上的首例重大核电事故，这对正在大规模建设核电站的中国有哪些启示？中国核电站的安全是否有保障？(本文来源于《第一财经日报》期刊2011-03-14）
傅孝良,杨燕华,周卫华,杨晓[9]（2010）在《CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析》一文中研究指出在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。(本文来源于《核动力工程》期刊2010年05期）
孙洋[10]（2009）在《严重事故堆芯熔化过程仿真研究》一文中研究指出核电厂严重事故的研究,对于有效缓解发生严重事故的危害程度,降低堆芯损坏概率具有重要意义,同时也是事故防御和阻滞的有效手段。但是由于受到实验条件以及实验本身的局限性的制约,开展严重事故的实验较少,目前比较普遍的是采用仿真软件对严重事故的过程和现象进行模拟,从而形成对事故进程及后果的客观评价。本文通过阅读和理解MELCOR程序中的COR子程序包,将其中的热量转移和氧化模型分离出来,然后处理接口变量,编写并调试仿真程序。为了验证程序编写的正确性,选择了堆芯熔化时的熔渣通过蒸汽空间自由下落入水中的传热实验进行验证,以实验条件作为初始输入参数,所得到的仿真结果与实验值的传热过程和趋势一致,能够说明程序编写的正确性。通过比较熔渣熔化时传热过程的能量释放的实验值与仿真程序的计算值,得出的仿真结果随时间的变化趋势与实验值一致,误差在10%到30%之间波动,并分析了蒸汽流速和水面以下的熔渣表面积对传热的影响。接下来按照正常的堆芯尺寸,对反应堆停堆后剩余热量释放的模型进行计算分析,得到的剩余裂变能和衰变能的分布都在相关文献参考值的范围内,说明了本文程序编写的合理性。(本文来源于《哈尔滨工程大学》期刊2009-01-16）
堆芯熔化论文开题报告
（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：
光滑粒子流体动力学方法(Smoothed Particle Hydrodynamics,SPH)是一种基于拉格朗日思想的无网格粒子法,因其在自由表面、运动交界面、变形边界等复杂流体动力问题的数值模拟中优于传统的网格法,目前广泛应用于船舶水动力学、水利工程、航天、石油化工及机械工程中。本文将SPH方法的应用扩展到反应堆事故研究领域,以快堆堆芯熔化事故为背景,基于Fortran语言编写程序,对熔融物与冷却剂相互作用过程(Fuel-Coolant Interaction,FCI)进行数值模拟。本文首先论述了SPH方法的基本理论,并基于核近似和粒子近似思想推导出SPH形式下的流体控制方程。研究了相邻粒子搜索、固体壁面边界条件、表面张力、凝固相变等相关的数值技术,并提出了用于搜索碎片的粒子团搜索法和考虑压力Dirichlet自由表面条件后泊松方程形式,概括性地介绍了整个算法的实现流程。其次,针对FCI过程中涉及的自由表面流动、热传导、流固混合流动问题分别进行模型验证。建立二维溃坝模型,将模拟结果与MPS方法和Fluent软件的计算结果、溃坝的实验结果进行了对比;针对平板导热问题进行数值模拟,分析了数值解相对解析解的计算误差;在SPH方法中引入了用于模拟流固混合流动的PMS(Passively Moving Solid)模型,成功实现了物块漂流过程的模拟。最后,综合考虑能量传递、凝固相变、流固混合流动和表面张力的作用,采用SPH方法对熔融金属单一熔滴、连续滴和熔融物射流叁种形式的FCI过程进行数值模拟,探究熔融物的破碎机理。通过模拟不同初始温度和速度的单一熔滴FCI过程,发现熔滴的破碎会受到水力破碎作用和热力凝固作用两种机理的影响;在连续滴模拟中,熔滴的下落间隔和高度影响着熔融物的细粒化程度;在射流模型中可以观察到空腔两侧冷却剂相撞形成微射流,微射流的冲击作用是导致熔融物在短时间内剧烈破碎的主要原因,该结果与前人基于实验研究提出的微射流破碎机理相验证。由于原SPH离散格式存在密度比的限制问题,本文采用了一种修正格式,模拟了UO_2金属球在冷却剂中沉降的过程,解决了大密度比交界面上压力不稳定问题。
（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。
堆芯熔化论文参考文献
[1].罗娟,罗家成,李朋洲,孙磊,唐鹏.堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析[J].核动力工程.2019
[2].王芳.SPH方法在快堆堆芯熔化FCI中的研究应用[D].哈尔滨工程大学.2017
[3].杨丽芳,颜寒,王静.基于堆芯熔化频率的可靠性分配在核电站的应用[C].中国核科学技术进展报告（第四卷）——中国核学会2015年学术年会论文集第10册（核安全分卷）.2015
[4].郭明.MPS方法在快堆堆芯熔化FCI中的研究应用[D].哈尔滨工程大学.2015
[5].姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚.假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议[J].核技术.2013
[6].姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚.假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议[C].第十七届全国反应堆结构力学会议论文集.2012
[7].胡小兵.警惕欧债危机“堆芯熔化”[N].新华每日电讯.2012
[8].王佑.中国核电站不会出现“堆芯熔化”[N].第一财经日报.2011
[9].傅孝良,杨燕华,周卫华,杨晓.CPR1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析[J].核动力工程.2010
[10].孙洋.严重事故堆芯熔化过程仿真研究[D].哈尔滨工程大学.2009
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