一、一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算（论文文献综述）
杨富强[1]（2021）在《核动力装置联合仿真系统构建与控制器设计》文中指出为保证核动力装置安全稳定地运行,避免重大事故的发生,需要预先对其进行仿真分析。RELAP5是轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序,涵盖了整个轻水堆系统的瞬态分析,被广泛应用于核动力装置仿真模拟。但RELAP5程序无法对复杂控制系统进行仿真分析,且人机交互界面和仿真数据存储方面不够完善。因此,本文设计了基于RELAP5和MATLAB程序的联合仿真系统,其数据交互采用SOCKET方式,利用My SQL数据库存储仿真数据,设计客户端界面提升人机交互属性,并利用设计好的联合仿真系统实现模糊控制算法,验证了联合仿真系统的实用性及可扩展性。本文首先分析了核动力装置一回路的结构,对一回路关键设备进行建模,以秦山核电站为参考对象,使用RELAP5程序对一回路模型进行搭建,并进行了稳态验证计算。然后设计了基于SOCKET的RELAP5与MATLAB程序的数据交互接口,采用UDP协议进行通信,分别在RELAP5端和MATLAB端对数据收发进行了处理。使用My SQL数据库对仿真结果进行存储,同时对部分字段添加索引增加查询速度。设计了基于Qt的仿真系统前端界面,包括用户登录、可视化修改输入、运行或终止程序、仿真结果分析等功能。为了实现远程访问数据库,设计了基于HTTP协议的WEB服务器,在浏览器中输入URL后便可远程访问仿真结果,并利用多线程技术优化WEB服务器。将RELAP5中的控制器在SIMULINK中实现,设计了SIMULINK与MATLAB中的Base Workspace实时交互方法,仿真结果验证了联合仿真系统的实用性。利用设计好的联合仿真系统基于模糊控制算法设计蒸汽发生器水位控制器,并在升负荷和降负荷工况验证控制效果,其仿真结果既体现了联合仿真系统的实用性,也体现了其可扩展性。
杨晓[2]（2021）在《多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究》文中进行了进一步梳理发展先进核能科技是解决世界能源危机的重要举措之一。全球核电站的发展主线被划分为大型单个核反应堆的发展与多模块式核反应堆的发展。大型单个反应堆在实际运行中的负荷跟踪能力偏弱,而良好的负荷跟踪能力是实现机组产能与电网需求间匹配、提高燃料循环期限、保证核电站安全稳定运行的基本条件。相对于大型单个反应堆,多模块式核反应堆采用多个模块化反应堆并联共同驱动一组汽轮机的运行模式,具有发电效率高、模块化标准生产建设周期短、固有安全特性等优点,能够快速适应新增电力负荷的需求和电网调峰运行。由于多模块式核反应堆具有独特的模块化结构,系统为实现快速稳定的负荷跟踪,不但需要考虑各个反应堆模块之间负荷分配的方式,还要保证系统的运行参数达到设计指标,从而增加了各个模块之间功率匹配的难度和系统控制策略的复杂程度。除此之外,多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,多个反应堆模块通过公用的二次回路耦合相联,任何一个模块的负荷变化不仅影响其自身功率,还会造成其它模块的功率变化。因此,开展多模块式核反应堆带负荷运行的模块间协调控制方法的研究对系统的安全稳定运行具有重要意义。本文针对多个模块并联运行带来的热耦合问题,对多模块式核反应堆系统在负荷跟踪下的协调控制方法进行了研究,并在全范围实时仿真平台CLEAR模拟机上对控制效果进行仿真验证,主要研究内容如下:（1）针对多模块式核反应堆结构的复杂性,提出了基于网络化结构的反应堆系统模型搭建方法。考虑到单个模块具有额定功率小、结构紧凑及固有安全性等特点,本文以10MW小型铅基冷却反应堆CLEAR-I为参考设计对象。采用集总参数的方法建立了模块化反应堆的动态数学模型,包括点堆动力学模型、堆芯换热模型、换热器模型以及空冷器模型,并对反应堆的稳态特性进行了分析计算,为系统的动态特性研究提供稳态参数。（2）针对各反应堆模块间功率的匹配问题,采用了多模块式核反应堆在不平衡负载运行方式下的控制策略,以满足整个反应堆的交错换料和不同模块的维护需求。结合对多模块式核反应堆系统一回路和二回路运行特性的分析,搭建模块间的协调控制回路,实现当反应堆出现负荷改变、模块换料、维修或紧急停堆时各模块的负荷因子的有序调节。通过对故障状态及变负荷工况下的仿真实验,验证了系统良好的负荷跟踪能力,完成了面向负荷跟踪的多模块间运行控制策略的设计。（3）针对多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,应用多变量频域法对反应堆系统进行协调控制方案的设计。本文通过伪对角化法获得常数对角优势补偿矩阵,再采用逆奈奎斯特阵列法对补偿后的系统进行解耦控制器的设计。通过频域响应实验对全范围原型仿真模拟机上的多模块式核反应堆进行系统辨识,以获取整个反应堆系统的传递函数矩阵。最后,本文通过仿真实验对负荷变化等工况进行模拟,验证了协调控制方案的可行性。
蔡容,岳倪娜,方红宇,郑强,习蒙蒙,邱志方,张舒[3]（2020）在《摇摆条件对反应堆系统热工水力特性的影响》文中认为船用核动力装置在海洋环境中受到风浪等影响会发生运动。摇摆条件对一回路系统热工水力特性影响比较复杂。为了研究摇摆条件影响,开发了海洋条件系统热工水力分析程序STAC,并利用实验对程序海洋附加力模型进行验证。利用系统程序STAC对摇摆条件下反应堆系统热工水力特性进行模拟研究,结果表明:摇摆条件下强迫循环工况的参数变化比自然循环工况的参数变化小;与纵摇相比,横摇运动影响较大;摇摆条件下系统热工参数存在波动幅值最小的周期点。
赵亚楠[4]（2020）在《一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究》文中提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。
秦亥琦[5]（2020）在《快堆堆芯组件异形结构流动特性研究》文中研究表明堆芯组件是快堆的重要部件,其流动特性对于快堆安全与经济性运行有着决定性影响。快堆堆芯组件中存在着大量异形结构,结构复杂且种类繁多,因此针对异形结构流动特性的研究面临一定的困难。目前的研究工作一方面主要依赖于工程试验,但工程试验中关于几何参数对异形结构流动特性的影响规律研究较少;另一方面很多研究侧重于开展基于计算流体动力学的数值模拟,受制于有限的实验数据,数值结果的可靠性未得到充分的实验验证,因此有必要进一步研究快堆堆芯组件异形结构的流动特性。本文依托快堆综合水力实验台架,以冷却剂在堆芯组件内的流动过程为内在线索,采用水力实验与数值模拟相结合的方法研究了快堆堆芯组件各类异形结构的流动特性,为快堆相关结构设计、工程应用提供参考。本文开展了快堆堆芯组件全组件、管脚、均匀稠密带绕丝棒束、非均匀稠密带绕丝棒束、迷宫密封、孔板节流件等异形结构的流动特性水力实验,并结合数值模拟研究了几何参数对其压力损失、阻力系数、流速分布等流动特性的影响规律。针对快堆堆芯组件管脚,明确了不同应用需求下的管脚选型方案;制定了直通式管脚入钠孔孔径选型推荐方案与少孔直通式管脚替代方案;获得了各类管脚的阻力系数经验关系式与经验准则方程,用于预测管脚的流动特性或类似流动场景的建模;总结了控制棒组件多板节流件管脚入钠孔位置、连杆长度、节流板间距等几何参数对其流动特性的影响及非均匀布置方式下各节流板的调节效率,为结构优化提供了方向。针对均匀稠密带绕丝棒束、非均匀稠密带绕丝棒束与孔板节流件的阻力系数经验关系式进行了适用性评估。其中,CTS关系式可准确预测均匀稠密带绕丝棒束的流动特性;CTD关系式在预测非均匀稠密带绕丝棒束流动特性时具有不可替代的优越性,二者是本文推荐的最佳经验关系式;MBDD关系式对BDD关系式计算参数的修正十分必要,更加突出了绕丝对棒束流动特性的影响,但误差较大,本文提出了优化绕丝附加因子的MBDD关系式,该经验关系式具有与CTS关系式基本持平的计算精度,且计算过程更为简单,具有突出的工程应用优势;流体阻力手册及R-G公式在预测孔板节流件流动特性与流出系数时具有较高的计算精度。针对其他异形结构,经数值模拟与应力评定,出钠孔孔径30mm的开放式操作头有利于维持组件顶部压力平衡兼具排出残留气体的工程作用,性能最为优越。研究了非旋转直角梯形齿迷宫密封的流动特性,评估了几何参数对迷宫密封流动特性的影响,增大节流齿数、齿间距与齿厚均会提高其密封性能,而增大间隙宽度则不利于迷宫密封性能的提高;获得了迷宫密封漏流系数经验关系式,可用于类似非旋转密封结构漏流量的估算;揭示了迷宫密封的主要密封机理,包括节流效应、射流、涡流与横向湍流。
蒋宽宽[6]（2020）在《核动力装置一回路联合仿真系统设计》文中研究指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。
王晨阳[7]（2020）在《船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究》文中进行了进一步梳理船用核动力装置的固有安全性是评价其性能的重要指标。复杂的海洋运动会引入非稳态力场,改变非能动安全系统的热工水力特性,使系统偏离预期运行状态。量化非能动安全系统可靠性有助于提高公众的接受程度,是将非能动系统广泛应用于船用核动力装置中的重要环节。本文主要针对现有研究中的不足,展开了适用于船用核动力非能动安全系统可靠性分析方法研究。本文开发了适用于海洋条件下非能动安全系统可靠性分析的热工水力程序,并通过与参考值比对验证了程序的适用性;在程序中增加不确定性分析功能,为进一步开展可靠性分析奠定基础。在不同海洋条件下,对船用一体化压水堆IP200非能动余热排出系统展开运行特性分析。结果指出倾斜条件会使左、右两侧环路流量分布不均,流量偏移值随倾斜角度增加而增大。堆芯自然循环流量有所降低,冷却剂温度有明显的上升。摇摆运动的振幅越大或周期越小,环路自然循环流量波动越大,由于环路的抵消作用,堆芯冷却剂流量波动幅度较小,且波动周期为摇摆周期的一半。当摇摆运动较为剧烈时,堆芯冷却剂时均流量有所下降,冷却剂温度升高,摇摆运动会使非能动余热排出系统的流量高频率振荡。起伏条件下,冷却剂流量与非能动余热排出系统流量均出现与起伏周期相同的流量波动。堆芯总流量的振幅接近于各环路振幅之和。在较大的起伏幅度和周期下,系统流量波动增大,起伏振幅比起伏周期的影响更加明显。为了解决现有非能动安全系统可靠性分析方法中计算成本过高,精度不够等缺点,本文以Kriging模型为基础展开高精度代理模型研究。计算结果表明:采用粒子群优化算法代替传统Kriging模型常用的模式搜索法,能够有效降低超参数求解过程中对初始点的依赖性,多点并行的方式有效避免了陷入局部最优的可能,粒子群优化求解超参数能够提高模型的鲁棒性。基于多项式混沌展开作为趋势函数的Kriging模型,能够发挥多项式混沌展开的全局逼近能力强的特点,显着提高Kriging模型的全局近似能力,进一步地改善了Kriging模型的精度。为了进一步提高非能动系统可靠性分析的效率,基于方差缩减的思想展开先进抽样策略研究。根据候选样本池内学习函数值确定添加到试验设计中的新样本点,并以此更新Kriging模型。在此基础上,改进基于元模型的重要度抽样法,使用自适应Kriging模型代替真实函数求解重要样本集内的指示函数值,以此减少真实数值计算程序的调用次数。结果显示自适应Kriging模型通过U函数值确定最优试验点,能够有效地将抽样点转移至预测不确定性较大的区域以及极限状态函数附近,能够更策略性地选取样本,从而提高计算效率。基于自适应Kriging模型改进后的元模型重要抽样法解决了重要度抽样法无法分析多失效区域问题的不足,同时避免了传统元模型重要抽样方法中求解修正因子时需要反复调用真实数值分析程序的缺陷,通过迭代完善策略使构建的重要抽样概率密度函数趋近于最优,能够充分识别不同失效区域的同时提高失效样本点的数目,显着地减少了计算成本。改进后的算法对于小失效概率问题、多失效区域问题以及高维问题都具有良好的适用性。对海洋条件下IP200的非能动余热排出系统展开可靠性分析。使用改进后的元模型抽样算法进行功能失效概率计算。结合代理模型技术与全局敏感性分析方法对系统关键参数进行敏感性分析,识别影响系统功能的关键参数。并将物理过程失效整合到概率安全分析模型中。改进后的元抽样算法能显着地减少RELAP5程序的调用次数。通过将Kriging模型与Sobol方法结合的全局敏感性分析,解决了局部敏感性分析无法考虑参数间交互作用影响的不足,同时避免了全局敏感性分析方法计算量庞大的不足。结果显示海洋条件对非能动余热排出系统功能失效具有重要影响,倾斜角度、摇摆振幅以及运动周期对非能动系统功能具有显着影响。概率安全安全分析结果表明非能动系统功能失效对系统可靠性起主导作用,止回阀失效与换热器堵塞也对系统可靠性具有较大影响。本文中所提出的船用非能动安全系统可靠性分析方法,考虑了海洋条件不确定性因素对船用核动力装置的影响,填补了船用核动力非能动系统可靠性分析领域的空白。解决了传统分析方法分析效率低、精度不足等缺陷。对于提高核动力装置的安全、可靠性以及非能动安全系统广泛应用于船用核动力装置具有重要的意义。
江南[8]（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。
秦雪猛[9]（2020）在《核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究》文中指出当核电厂发生了严重事故,如果处理不及时,堆芯会发生融化,压力容器失效,裂变产物释放到安全壳内,随着安全壳内的温度压力增加,安全壳会发生失效,造成裂变产物释放到环境中。通过研究源项特性及放射性裂变产物在安全壳中的分布、释放以及沉积,可以合理的评估源项向环境的释放量,有利于制定降低危害的应急方案。因此,严重事故下的源项特性研究和释放量的研究显得及其迫切和必要。以AP1000堆型为研究对象,建立源项分析计算模型、事故分析计算模型以及多因素方差分析模型,基于源项分析程序和一体化事故分析程序,编制源项计算输入卡和严重事故分析输入卡。通过源项分析程序计算了堆芯源项及其影响因素特性,同时使用了多因素方差分析方法对影响堆芯源项的因素进行了敏感性分析。通过一体化事故分析程序计算了大破口始发严重事故裂变产物行为,并通过与其它程序计算结果的比较,验证了计算结果的可靠性。最后得出了安全壳内裂变产物沉积的基本机理。通过源项分析程序计算得出,在各种堆芯源项影响因素情况下:锕系核素的典型代表核素238Pu,239Pu,240Pu的放射性活度随着堆芯运行时间增加到一定量时达到稳定状态,241Am的放射性活度随着堆芯运行时间的增加而增加,成正比关系;短寿命裂变产物典型代表核素89Sr和91Y短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈指数趋势逐渐衰变减少;长寿命裂变产物典型代表核素137Cs和90Sr短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈稳定减小趋势;裂变产物的总放射性活度比锕系核素高,一般高出一个量级;低能区的光子源强比高能区的光子源强大,最大可差十个量级;利用多因素方差分析方法,分析了燃耗、比功率、富集度、运行方式对堆芯源项产生的影响程度。结果表明:影响堆芯源项产生的因素敏感性大小依次为比功率、富集度、燃耗,而运行方式对堆芯源项产生几乎无影响。通过一体化事故分析程序,计算分析了大破口始发严重事故下的裂变产物行为。结果表明:惰性气体、挥发类源项和非挥发类源项惰性气体主要分布于堆芯、安全壳空间,少部分存在于稳压器内,极少部分存在于其它位置;惰性气体主要以气体形式释放出去,释放份额通常比较大,超过90%;挥发性裂变产物和非挥发裂变产物大多都是以气溶胶形态被释放出去的,释放份额通常较小,低于1%。通过分析得出气溶胶态的核素沉积主要可以划分为内部和外部沉积,内部沉积主要是气溶胶态的核素之间相互碰撞就会发生团聚,外部沉积主要是气溶胶态核素依靠重力、热泳力、扩散电泳迁移到沉积结构表面。
周鑫[10]（2020）在《船用核动力二回路系统负荷切换与蒸汽排放特性研究》文中研究表明船舶核动力装备空间体积有限、运行时升降负荷频率较高且范围较大,变工况控制策略对于负荷的平稳过渡具有重要作用。本文针对某二回路系统变工况过程控制特性进行了仿真研究,并对一二回路功率不匹配情况下的蒸汽排放特性进行了仿真研究。本文针对某船舶核动力二回路系统,基于GSE仿真平台建立系统的仿真模型及相应的控制模型,并通过设计参数对仿真模型进行校验修正。制定了两种变工况控制策略:一回路平均温度法与切换控制法,控制切换点分别选取主汽轮机负荷55%、50%及45%,进行不同控制策略及不同切换点的升降负荷仿真;制定不同的蒸汽排放控制策略:控制一回路平均温度、控制主汽母管压力以及两种控制方式相结合的控制策略,对蒸汽排放过程进行仿真研究。不同控制策略升降负荷仿真结果表明:与温度控制方案相比,控制切换方案对冷却剂平均温度、蒸汽发生器液位、堆功率及蒸汽发生器产汽压力扰动较大,稳定时间较长,控制切换方案低负荷时冷却剂平均温度、堆功率及蒸汽发生器产汽压力皆小于温度控制方案,对系统的设备寿命及经济性有更好的优越性。不同切换点升降负荷仿真结果表明:选取的切换点对应的汽轮机负荷越低,对系统参数的扰动越小。其中,冷却剂平均温度、蒸汽发生器液位、反应堆功率及蒸汽发生器产汽压力波动幅度及稳定时间依次减小。说明切换点负荷越小,越有利于系统的稳定运行。蒸汽排放系统动态仿真结果表明:温度模式下蒸汽排放阀门响应较快,调节初期对于一回路平均温度及主汽母管压力控制效果较好,但排放阀门关闭后主汽压力会出现二次上升,而压力模式在调节过程中一回路平均温度及主汽母管压力超调量较大,但可以有效防止主汽压力的二次上升;综合模式能快速响应一回路冷却剂温度,又能有效抑制主蒸汽压力过高;压力模式下系统经济性优于温度模式与综合模式。
二、一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算（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、一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算（论文提纲范文）
（1）核动力装置联合仿真系统构建与控制器设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外发展现状 |
| 1.2.1 RELAP5 的应用与功能扩展 |
| 1.2.2 智能控制理论在核动力装置的应用 |
| 1.2.3 联合仿真系统设计与实现 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 2 基于RELAP5 的核反应堆一回路建模 |
| 2.1 RELAP5 程序结构分析 |
| 2.1.1 RELAP5 输入卡格式 |
| 2.1.2 RELAP5 程序整体结构 |
| 2.2 核反应堆一回路系统模型 |
| 2.2.1 核动力装置系统结构 |
| 2.2.2 反应堆原理与动态方程 |
| 2.2.3 蒸汽发生器原理与动态方程 |
| 2.2.4 稳压器工作原理 |
| 2.3 基于RELAP5 的一回路建模 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 联合仿真系统数据交互与存储 |
| 3.1 联合仿真系统整体结构 |
| 3.2 RELAP5与MATLAB程序的数据交互 |
| 3.2.1 SOCKET通信原理与协议选择 |
| 3.2.2 RELAP5 程序端实现SOCKET通讯 |
| 3.2.3 MATLAB端实现SOCKET通讯 |
| 3.3 基于My SQL的数据存储 |
| 3.3.1 My SQL数据库特点 |
| 3.3.2 My SQL数据库实现数据存储 |
| 3.3.3 My SQL数据库索引优化 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 联合仿真系统客户端设计 |
| 4.1 基于Qt的仿真系统前端设计 |
| 4.1.1 Qt程序使用优势 |
| 4.1.2 前端界面总体结构 |
| 4.1.3 登录界面实现 |
| 4.1.4 输入模块实现 |
| 4.1.5 运行程序与仿真结果查看 |
| 4.2 基于HTTP协议的WEB服务器 |
| 4.2.1 HTTP协议分析 |
| 4.2.2 WEB服务器实现 |
| 4.2.3 多线程优化WEB服务器 |
| 4.3 本章小结 |
| 5 联合仿真系统控制器设计与验证 |
| 5.1 RELAP5 原始控制器结构 |
| 5.2 SIMULINK中 RELAP5 原始控制器的实现 |
| 5.2.1 SIMULINK与 Base Workspace实时交互 |
| 5.2.2 联合仿真系统中实现控制器 |
| 5.2.3 升降负荷过程模拟 |
| 5.3 基于模糊控制理论的水位控制器设计 |
| 5.3.1 模糊控制理论基础 |
| 5.3.2 水位控制器设计 |
| 5.4 水位控制器仿真结果分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（2）多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 多模块式核反应堆发展现状 |
| 1.2.2 多模块式核反应堆运行控制研究现状 |
| 1.3 研究的目的与意义 |
| 1.4 论文研究内容与结构 |
| 第2章 多模块式核反应堆的系统结构与仿真平台 |
| 2.1 多模块式核反应堆基本介绍 |
| 2.2 CLEAR-I铅基反应堆 |
| 2.2.1 CLEAR-I铅基反应堆系统特点 |
| 2.2.2 反应堆本体 |
| 2.2.3 反应堆冷却剂系统 |
| 2.3 全范围实时仿真平台CLEAR模拟机 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 多模块式核反应堆的数学模型 |
| 3.1 网络化结构模型 |
| 3.2 堆芯中子动力学模型 |
| 3.3 堆芯及上下腔室的流动换热模型 |
| 3.3.1 堆芯和各腔室的质量、能量守恒方程 |
| 3.3.2 燃料、冷却剂的物性参数及相关换热系数的确定 |
| 3.4 回路自然循环模型 |
| 3.4.1 一回路热工水力方程 |
| 3.4.2 堆芯单通道压降模型 |
| 3.4.3 一回珞管道和换热器的压降模型 |
| 3.5 换热器的多节块模型 |
| 3.5.1 节块换热方程 |
| 3.5.2 方程中的参数 |
| 3.6 换热器一次侧出口下降管段模型 |
| 3.7 空冷器模型 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 面向负荷跟踪多模块运行控制策略 |
| 4.1 多模块式核反应堆的运行方式 |
| 4.1.1 多模块式核反应堆的运行特点 |
| 4.1.2 多模块式核反应堆的负荷跟踪特点 |
| 4.2 多模块式核反应堆的运行控制方案 |
| 4.2.1 多模块式核反应堆负荷跟踪控制策略 |
| 4.2.2 负荷因子分配策略 |
| 4.3 多模块式核反应堆协调控制方案的分析验证 |
| 4.3.1 反应堆停堆工况 |
| 4.3.2 反应堆变负荷工况 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于多变量频域的协调控制方法 |
| 5.1 多变量控制系统频域设计 |
| 5.1.1 多变量控制系统的结构分析 |
| 5.1.2 多变量控制系统的性能要求 |
| 5.2 多模块式核反应堆系统的频域辨识 |
| 5.3 基于逆奈奎斯特阵列法的多变量系统频域设计 |
| 5.3.1 多变量系统结构设计 |
| 5.3.2 系统的对角优势及其实现 |
| 5.3.3 对角优势的判别 |
| 5.3.4 反馈系统的回路增益矩降的设计 |
| 5.3.5 闭环控制系统的频域设计 |
| 5.4 仿真验证 |
| 5.4.1 反应堆降负荷工况 |
| 5.4.2 反应堆升负荷工况 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 全文总结 |
| 6.1.2 论文创新点 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其它研究成果 |
（3）摇摆条件对反应堆系统热工水力特性的影响（论文提纲范文）
| 1 程序开发 |
| 1.1 海洋附加力模型 |
| 1.2 海洋条件辅助模型 |
| 1.3 环路流量模型 |
| 2 程序验证 |
| 3 摇摆条件模拟 |
| 3.1 摇摆方向影响 |
| 3.2 摇摆周期影响 |
| 4 结论 |
（4）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 |
（5）快堆堆芯组件异形结构流动特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 快堆燃料组件及其管脚流动特性相关研究 |
| 1.2.2 快堆燃料组件棒束流动特性相关研究 |
| 1.2.3 快堆控制棒组件流动特性相关研究 |
| 1.2.4 迷宫密封流动特性相关研究 |
| 1.2.5 孔板节流件流动特性相关研究 |
| 1.2.6 研究现状分析 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 实验方法与实验台架 |
| 2.1 实验原理 |
| 2.1.1 相似准则 |
| 2.1.2 相似性分析 |
| 2.1.3 主要实验参数 |
| 2.1.4 阻力系数 |
| 2.2 快堆综合水力实验台架(CHESFR) |
| 2.2.1 净水与缓冲系统 |
| 2.2.2 主循环系统 |
| 2.2.3 加热系统 |
| 2.2.4 数据采集系统 |
| 2.2.5 堆芯组件实验段 |
| 2.2.6 迷宫密封实验段 |
| 2.2.7 孔板节流件实验段 |
| 2.3 实验方法与步骤 |
| 2.3.1 实验方法 |
| 2.3.2 实验步骤 |
| 2.4 数据处理方法 |
| 2.5 不确定度 |
| 2.5.1 主要测量参数 |
| 2.5.2 不确定度分析 |
| 2.5.3 不确定度评估 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 快堆堆芯组件管脚流动特性水力实验研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 快堆燃料组件直通式管脚流动特性水力实验研究 |
| 3.2.1 直通式管脚 |
| 3.2.2 水力实验参数 |
| 3.2.3 实验结果 |
| 3.2.4 直通式管脚阻力特性 |
| 3.2.5 直通式管脚入钠孔孔径选型 |
| 3.3 快堆燃料组件少孔直通式管脚替代方案水力实验研究 |
| 3.3.1 少孔直通式管脚 |
| 3.3.2 水力实验参数 |
| 3.3.3 替代方案可行性验证 |
| 3.3.4 少孔直通式管脚阻力特性 |
| 3.3.5 少孔直通式管脚流场分布 |
| 3.4 快堆燃料组件板式节流件管脚流动特性水力实验研究 |
| 3.4.1 板式节流件管脚 |
| 3.4.2 水力实验参数 |
| 3.4.3 实验结果 |
| 3.4.4 板式节流件调节效率的评估 |
| 3.4.5 板式节流件管脚阻力特性 |
| 3.4.6 板式节流件管脚模化研究 |
| 3.5 快堆控制棒组件多板节流件管脚流动特性研究 |
| 3.5.1 多板节流件管脚 |
| 3.5.2 水力实验参数 |
| 3.5.3 实验结果 |
| 3.5.4 数值模拟 |
| 3.5.5 几何参数对多板节流件管脚流动特性的影响 |
| 3.5.6 节流板非均匀布置调节效率的评估 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 快堆堆芯组件棒束流动特性水力实验研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 带绕丝棒束阻力系数经验关系式及其适用范围 |
| 4.3 37棒均匀稠密带绕丝棒束流动特性水力实验研究 |
| 4.3.1 37棒均匀稠密带绕丝棒束 |
| 4.3.2 水力实验参数 |
| 4.3.3 实验结果 |
| 4.3.4 均匀带绕丝棒束阻力系数经验关系式适用性评估 |
| 4.4 37棒非均匀稠密带绕丝棒束流动特性水力实验研究 |
| 4.4.1 37棒非均匀稠密带绕丝棒束 |
| 4.4.2 水力实验参数 |
| 4.4.3 实验结果 |
| 4.4.4 非均匀带绕丝棒束阻力系数经验关系式适用性评估 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 快堆堆芯组件其他异形结构流动特性水力实验研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 快堆堆芯组件操作头流动特性数值模拟研究 |
| 5.2.1 操作头 |
| 5.2.2 基本几何参数 |
| 5.2.3 数值模拟 |
| 5.2.4 出钠孔对操作头流动特性的影响 |
| 5.2.5 出钠孔孔径对操作头流动特性的影响 |
| 5.3 快堆堆芯组件迷宫密封流动特性研究 |
| 5.3.1 迷宫密封 |
| 5.3.2 水力实验参数 |
| 5.3.3 数值模拟 |
| 5.3.4 几何参数对迷宫密封流动特性的影响 |
| 5.3.5 实验结果的讨论 |
| 5.3.6 迷宫密封机理的讨论 |
| 5.4 快堆孔板节流件流动特性水力实验研究 |
| 5.4.1 快堆孔板节流件 |
| 5.4.2 水力实验参数 |
| 5.4.3 实验结果 |
| 5.4.4 孔板节流件流动特性经验关系式适用性评估 |
| 5.4.5 孔板节流件流出系数经验关系式适用性评估 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 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 |
（6）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 |
（7）船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 博士学位论文创新成果自评表 |
| 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 非能动安全系统研究现状 |
| 1.2.2 海洋条件下热工水力特性研究现状 |
| 1.2.3 非能动系统可靠性研究现状 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 非能动安全系统可靠性评估方法 |
| 2.1 非能动安全系统可靠性分析方法概述 |
| 2.1.1 非能动系统可靠性分析特点 |
| 2.1.2 非能动系统中的不确定性 |
| 2.2 非能动可靠性分析框架与方法 |
| 2.3 可靠性分析相关理论 |
| 2.3.1 蒙特卡洛方法 |
| 2.3.2 一次二阶矩法(FORM) |
| 2.3.3 重要抽样法 |
| 2.3.4 子集模拟法 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 海洋条件下非能动余热排出系统运行特性分析 |
| 3.1 海洋条件仿真程序开发与验证 |
| 3.1.1 RELAP5程序简介 |
| 3.1.2 程序框架与模型修改 |
| 3.1.3 程序验证 |
| 3.2 研究对象介绍 |
| 3.2.1 IP200简介 |
| 3.2.2 IP200非能动余热排出系统 |
| 3.2.3 RELAP5建模 |
| 3.3 海洋条件下非能动系统运行特性 |
| 3.3.1 倾斜对非能动系统运行影响 |
| 3.3.2 摇摆对非能动系统运行影响 |
| 3.3.3 起伏对非能动系统运行影响 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 基于Kriging的代理模型优化研究 |
| 4.1 代理模型应用简介 |
| 4.2 Kriging模型 |
| 4.3 基于粒子群算法的Kriging模型优化 |
| 4.3.1 PSO-Kriging模型 |
| 4.3.2 粒子群优化算法 |
| 4.3.3 算法验证 |
| 4.4 基于多项式混沌展开的Kriging模型优化 |
| 4.4.1 多项式混沌展开 |
| 4.4.2 PC-Kriging |
| 4.4.3 算法验证 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 基于优化META-IS的先进抽样策略研究 |
| 5.1 自适应抽样策略研究 |
| 5.1.1 自适应抽样算法 |
| 5.1.2 学习函数与停止准则 |
| 5.1.3 自适应Kriging模型测试 |
| 5.2 优化的META-IS算法 |
| 5.3 算法测试 |
| 5.3.1 单失效区域算例 |
| 5.3.2 多失效区域算例 |
| 5.3.3 多维问题算例 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 IP200 非能动余热排出系统可靠性分析 |
| 6.1 功能失效概率计算 |
| 6.1.1 不确定性参数量化 |
| 6.1.2 不确定性传递 |
| 6.1.3 功能失效分析 |
| 6.2 全局参数敏感性分析 |
| 6.3 设备失效结合 |
| 6.4 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 |
（8）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 |
（9）核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 严重事故研究现状 |
| 1.2.2 源项研究现状 |
| 1.2.3 所在团队相关研究基础 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统参数 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性源项 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 源项类别划分 |
| 2.5.3 源项迁移路径 |
| 2.6 计算参数选取 |
| 2.6.1 源项计算关键参数选取 |
| 2.6.2 源项影响因素参数选取 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型 |
| 3.2.1 点堆动力学模型 |
| 3.2.2 中子注量率模型 |
| 3.2.3 燃料转化比模型 |
| 3.3 事故分析计算模型 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 多因素方差分析计算模型 |
| 3.4.1 双因素方差分析模型 |
| 3.4.2 正交实验设计表模型 |
| 3.5 计算流程 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 堆芯源项及影响因素计算 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 堆芯源项计算 |
| 4.2.1 锕系核素计算 |
| 4.2.2 裂变产物计算 |
| 4.3 源项影响因素计算 |
| 4.3.1 燃耗因素 |
| 4.3.2 比功率因素 |
| 4.3.3 富集度因素 |
| 4.3.4 运行方式因素 |
| 4.4 不同因素敏感性计算 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 大破口始发严重事故裂变产物行为计算 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 大破口始发严重事故 |
| 5.2.1 大破口严重事故假设 |
| 5.2.2 事故进程计算 |
| 5.2.3 热工响应计算 |
| 5.3 源项质量计算 |
| 5.4 安全壳内源项分布计算 |
| 5.4.1 惰性气体分布计算 |
| 5.4.2 挥发类源项分布计算 |
| 5.4.3 非挥发类源项分布计算 |
| 5.5 安全壳内源项沉积计算 |
| 5.5.1 挥发性裂变产物沉积计算 |
| 5.5.2 非挥发裂变产物沉积计算 |
| 5.6 安全壳外释放量计算 |
| 5.6.1 惰性气体释放量计算 |
| 5.6.2 挥发类源项释放量计算 |
| 5.6.3 非挥发类源项释放量计算 |
| 5.7 计算结果验证 |
| 5.8 沉积基本机理 |
| 5.9 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ 源项分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 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 |
| 作者简介 |
（10）船用核动力二回路系统负荷切换与蒸汽排放特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 设备级研究现状 |
| 1.2.2 系统级研究现状 |
| 1.3 课题研究目的及内容 |
| 第2章 核动力二回路系统介绍及数学模型 |
| 2.1 船舶核动力二回路系统组成及工作原理 |
| 2.2 二回路系统数学模型 |
| 2.2.1 蒸汽发生器数学模型 |
| 2.2.2 汽轮机数学模型 |
| 2.2.3 冷凝器数学模型 |
| 2.2.4 除氧器数学模型 |
| 2.2.5 母管数学模型 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 核动力二回路系统仿真模型及验证 |
| 3.1 二回路系统仿真模型 |
| 3.1.1 汽源系统仿真模型 |
| 3.1.2 主动力系统仿真模型 |
| 3.1.3 辅蒸汽系统仿真模型 |
| 3.1.4 凝给水系统仿真模型 |
| 3.2 二回路系统控制模型 |
| 3.2.1 汽源系统控制模型 |
| 3.2.2 主动力系统控制模型 |
| 3.2.3 辅蒸汽系统控制模型 |
| 3.2.4 凝给水系统控制模型 |
| 3.3 二回路系统仿真模型的稳态校验 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 二回路系统变工况控制策略仿真 |
| 4.1 二回路变工况控制策略 |
| 4.1.1 冷却剂平均温度控制策略 |
| 4.1.2 平均温度与主汽压力切换控制策略 |
| 4.2 不同控制策略变工况特性仿真 |
| 4.2.1 工况一与工况三之间负荷切换 |
| 4.2.2 工况二与工况三之间负荷切换 |
| 4.2.3 总结 |
| 4.3 控制切换不同切换点对比降负荷动态仿真 |
| 4.3.1 工况一与工况三之间降负荷仿真 |
| 4.3.2 工况二与工况三之间降负荷仿真 |
| 4.3.3 总结 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 蒸汽排放控制策略仿真 |
| 5.1 蒸汽排放系统控制策略 |
| 5.1.1 温度模式 |
| 5.1.2 压力模式 |
| 5.1.3 综合模式 |
| 5.2 蒸汽排放系统动态仿真 |
| 5.2.1 主汽轮机快速降60%负荷 |
| 5.2.2 主汽轮机快速降80%负荷 |
| 5.2.3 总结 |
| 5.3 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
四、一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算（论文参考文献）
- [1]核动力装置联合仿真系统构建与控制器设计[D]. 杨富强. 大连理工大学, 2021(01)
- [2]多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究[D]. 杨晓. 中国科学技术大学, 2021(09)
- [3]摇摆条件对反应堆系统热工水力特性的影响[J]. 蔡容,岳倪娜,方红宇,郑强,习蒙蒙,邱志方,张舒. 科学技术与工程, 2020(24)
- [4]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
- [5]快堆堆芯组件异形结构流动特性研究[D]. 秦亥琦. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [6]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)
- [7]船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究[D]. 王晨阳. 哈尔滨工程大学, 2020
- [8]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)
- [9]核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究[D]. 秦雪猛. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [10]船用核动力二回路系统负荷切换与蒸汽排放特性研究[D]. 周鑫. 哈尔滨工程大学, 2020(05)