一、先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究（论文文献综述）
孙秋腾[1]（2021）在《基于替代模型的主蒸汽管道断裂事故瞬态模型不确定性分析》文中提出主蒸汽管道断裂（MSLB）是威胁AP1000安全壳完整性和安全性的重要事故。当发生MSLB事故时,主蒸汽管道的断裂将导致大量水蒸汽喷入安全壳,导致安全壳内温度和压力急剧增加。为了研究MSLB事故下AP1000安全壳瞬态响应的关键影响参数,量化这些不确定性输入参数对关键安全参数的综合影响,本文采用多种不确定性分析算法对MSLB事故中的输入参数和关键安全输出进行敏感性及不确定性分析,为最佳评估加不确定性分析（BEPU）提供数据支持。传统敏感性及不确定性分析通常基于大规模抽样方法,抽样样本量巨大且由于复杂热工模型单个工况计算时间长,此时若采用传统抽样方法进行敏感性及不确定性分析,计算效率低、占用资源高、甚至难以实施,所以亟待研发满足精度要求的更高效的敏感性及不确定性分析方法来快速获得关键影响参数的敏感性指标及关键安全参数的不确定性分布。本文研究了更高效的替代模型算法,包括一般多项式混沌展开法（PCE）、随机配点法（SC）,并通过理论推导及程序开发了更先进的不依赖主观判断的高阶非限定多项式混沌展开法（APC）,解决了传统抽样算法效率低,易受到主观因素干扰的问题。本文通过把替代模型与传统大规模抽样模型进行分析对比,校验了替代模型的准确性。本文建立了 AP1000安全壳瞬态分析模型,并将敏感性及不确定性分析模型与AP1000安全壳瞬态分析模型进行耦合,获得了关键输入参数的敏感性指标和关键安全参数的不确定性分布。通过分析大气温度和大气压力等关键影响参数的敏感性指标,表明MSLB事故工况下,大气温度和大气压力对安全壳内峰值压力与峰值温度的影响至关重要;并且大气温度和大气压力作为输入参数,两者之间存在较强的相互作用。同时,本文获得了 MSLB事故下安全壳的峰值压力和峰值温度等关键安全参数的不确定性概率分布。本文研究表明,替代模型算法比抽样方法更高效,且在满足精度的情况下,可大幅度降低计算成本、节省计算资源,使敏感性及不确定性分析效率提高数百倍。本文的研究成果可为最佳评估加不确定性分析在复杂反应堆热工安全分析应用提供满足精度要求的更高效敏感性及不确定性分析方法,具有重要的学术价值和工程应用价值。
王晨阳[2]（2020）在《船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究》文中提出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。
杨若楠[3]（2019）在《池式铅基堆自然循环特性的数值模拟研究》文中提出铅基快堆具有较高的固有安全性,加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）采用池式铅基堆作为次临界反应堆型,并选择基于自然循环的非能动应急余热排出系统。自然循环特性是反应堆一回路的关键运行特性,对事故后的非能动余热排出过程有重要的影响。因此,为了论证反应堆的固有安全特性,研究CiADS反应堆一回路的自然循环特性与余热排出过程,具有重要的学术意义和工程应用价值。本文基于CiADS铅基堆的设计方案,采用多孔介质模型,建立了CiADS铅基堆的流动传热分析模型,模型包括燃料组件、流量分配器、堆芯围筒、冷热池隔板、主换热器、主泵等主要设备和结构。通过三维CFD模型完成了满功率混合循环、满功率无自然循环、低功率自然循环三种工况的稳态计算。重点关注了各工况下与评估运行安全特性相关的关键热工水力学参数:包壳与冷却剂的最高温度、最大流速及表征自然循环强弱的冷却剂循环流量,并分析了堆内的温度分布、速度分布和流动压降特性。CiADS铅基堆在额定工况下的冷却剂最高温度、包壳最高温度、最大流速分别为656.3K、664.19K、0.61m/s,均低于安全限值;低功率水平运行时,堆内最高温度为642.27K、在安全限值以下且有较大安全裕量,表明Ci ADS铅基堆具备低功率自然循环运行的能力及一定的事故容错能力。由于三维模型计算效率低,无法满足瞬态计算的要求,根据体积等效、换热面积等效、流通面积等效、高度等效等原则,建立了堆芯的二维CFD模型。比较二维与三维模型满功率运行和20%功率运行的计算结果,其温度分布相似,且最大相对偏差为14.49%,来自泵的动量源项,表明二维模型的等效方法具有可行性。全厂断电事故的瞬态计算结果表明,非能动余热排出系统能够较好地应对全厂断电事故,CiADS铅基堆具有良好的非能动安全特性。
李军[4]（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》文中研究说明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。
叶潜[5]（2019）在《小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析》文中认为小型模块堆（SMR）由于其灵活性、安全性及经济性等特点受到了核能领域的广泛关注。由于小型模块堆一体化设计的固有安全特性,事故过程中的现象与常规压水堆有所不同,因此还需要对其进一步分析验证。本文以IRIS（International Reactor Innovative and Secure）小型堆为研究对象,使用RELAP5/MOD3.3程序建立了分析模型,对多种典型失水事故（LOCA）进行了研究,深入分析了其瞬态过程中的热工水力现象及非能动安全特性,并基于2英寸SBLOCA工况的计算结果进行了不确定性分析研究。首先,基于对国内外小型堆研究现状的调研以及RELAP5程序中部分重要模型的初步评价及适用性分析,建立了IRIS小型堆RELAP5程序分析模型。对所建立模型进行了稳态运行调试,在稳态运行的基础上进行了直接注入管线（DVI）双端断裂LOCA瞬态模拟计算,分析了事故瞬态过程中的重要热工水力现象及安全特性,并将模拟结果与其他同类研究结果进行了对比验证,证明了本文所建模型的合理性。在此基础上,通过对1英寸、0.5英寸SBLOCA工况及化学与容积控制系统（CVCS）SBLOCA工况的模拟计算,分析比较了不同破口尺寸及破口位置对小型堆的安全特性影响,结果表明破口尺寸较小,最小堆芯坍塌液位出现分别推迟约600s（1in.）及1200s（0.5in）;破口位置提高,破口处转化为两相喷放时间由1625s提前至400s。其次,通过对基准SBLOCA叠加部分部件失效研究了IRIS小型堆非能动安全系统对事故后果的缓解能力,分别模拟了SBLOCA叠加非能动余热排除系统（EHRS）失效,SBLOCA叠加自动卸压系统（ADS）失效,SBLOCA叠加应急补水系统（EBT）失效等几种工况,对瞬态过程中的重要热工水力过程及现象进行了分析,分析结果表明EHRS对于反应堆事故条件下的降温降压最为重要。最后,对IRIS小型堆DVI双端断裂事故工况进行了不确定性量化分析。首先基于SNAP交互界面上建立了RELAP5最佳估算热工水力程序与DAKOTA统计分析程序耦合的不确定性计算平台;然后根据IRIS小型堆SBLOCA的PIRT（Phenomena Identification and Ranking Table）及相关文献,选取重要的不确定性输入参数,并确定其分布范围和分布概率,通过DAKOTA软件对不确定性输入参数进行随机抽样组合得到不同的输入工况,各种工况在RELAP5程序中自动化批量并行计算,得到重要参数的不确定性包络带,结果表明不同输入参数的不确定性对输出参数的不确定性包络带在不同时刻的影响不同;并基于Spearman秩相关系数进行全局敏感性分析得到重要影响参数,其中RWST初始温度为最重要影响参数;然后定量化分析各参数变化对最小堆芯坍塌液位的影响,结果表明RWST初始温度变化±3.3%,最小堆芯坍塌液位变化为（-2.9%,+5.2%）。本文对IRIS小型堆进行了多种典型的SBLOCA事故工况模拟,并对瞬态计算结果进行了不确定性分析,分析结果可为小型堆设计及最佳估算不确定性（BEPU）分析应用提供一定的参考和指导。
孔浩铮[6]（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》文中提出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。
陈钧,缪惠芳,李卓成,石兴伟[7]（2019）在《WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析》文中认为先进的小型模块化反应堆（简称小堆）设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显着提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR（Westinghouse small modular reactor）进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.
肖红,曹志伟,冯英杰,杨志义,朱建敏[8]（2018）在《基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析》文中指出以AP1000安全壳及其非能动安全壳冷却系统为研究对象,采用MELCOR 2.1程序和辅助建模程序SNAP进行了详细的三维建模,模拟了安全壳冷却过程中对流传热、蒸汽冷凝及液膜蒸发等传热传质过程,使用液膜跟踪模型模拟非动能安全系统（passive containment cooling system,PCS）的特性,分析了冷段双端剪切断裂事故下的安全壳热工水力瞬态过程,给出了事故后各阶段主要参数的计算结果。此外,还对液膜覆盖率和液膜覆盖时间的影响进行了研究。结果表明:MELCOR程序能很好地模拟非能动安全壳冷却系统的热工水力现象,本研究使用了与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在大破口事故下的安全性,可为后续应用程序分析核电厂安全壳系统响应特性提供参考和借鉴。
黄锦锋[9]（2018）在《基于事故容错燃料的小型压水堆研究》文中进行了进一步梳理安全,是核能发展的生命线。核能是一种清洁高效的能源,面对全球气候变化,核能本应当发挥更大的作用。然而,核电的安全问题始终没有完全得到妥善解决,这制约了核电技术的发展和普及。日本福岛核电事故发生后,国际核工业界和学术界进行了反思,认为必须从根本上提高核反应堆的安全性,减小核泄漏风险。一种可行的途径是发展事故容错燃料（Accident Torelant Fuel,ATF）,通过解决传统燃料的缺陷并消除氢气爆炸风险,以此提高反应堆的安全性。另一种可行的途径是发展小型堆,减小单个反应堆发生事故的概率,并将事故影响范围控制在有限范围内——甚至限制在核电厂区内。然而,ATF燃料在发生事故时,到底能够起到多大的作用,一方面与ATF燃料本身特性有关,另一方面也与反应堆的设计和安全措施有关。本论文以事故容错燃料中的一种,即全陶瓷微封装（Fully Ceramic Microencapsulated,FCM）燃料为对象,将其作为一种替代燃料,应用于热功率为200MWt的常规小型压水核反应堆中,研究基于FCM燃料的小型压水堆的安全特性,并分析应用FCM燃料可能带来的问题。由于FCM燃料的填充因子低,相同体积下比传统压水堆芯块燃料的重金属燃料装载少,因此用低富集铀无法得到足够长的循环长度。而FCM燃料作为替代燃料,又无法增加燃料的体积。为了保证反应堆的循环长度在合理范围内,同时不增加反应堆的体积,本文选用富集度为19.9%的燃料。使用高富集度的燃料会增加堆芯的剩余反应性。而小型压水堆为了操作方便,一般不用可溶硼酸来控制剩余反应性,这使得堆芯的反应性控制难度变大。为了研究使用FCM燃料带来的小型堆剩余反应性控制问题,本文首先研究了不用可溶硼酸情况下,应用可燃毒物对200MWt的小型压水堆进行剩余反应性控制。用三种可燃毒物包括钚-238添加到燃料内核、整体型可燃毒物、通水环状可燃毒物来进行反应性控制。ATF燃料在理论上虽然具有更好的耐事故能力,然而FCM燃料改善小型堆安全性的程度需要在实际中进行量化分析。在第三章中,先使用MCNP程序,对小型堆堆芯进行了中子学分析,得到了三维堆芯功率分布,将其值传递给RELAP5进行热工水力分析。使用RELAP5程序建立了小型堆主回路模型,分析在无应急堆芯冷却系统的情况下,发生假想的小破口事故和大破口事故后FCM燃料棒及包壳的失效过程。分析结果表明,FCM燃料相比常规燃料来说,能够为反应堆提供更长的干预时间,因而具有更佳的安全特性。由于单批次换料的卸料燃耗深度不高,而多循环燃料管理可以降低初始剩余反应性,增加卸料燃耗深度,因此,为了优化FCM燃料在小型压水堆中的燃料管理,本文分别对三批次换料策略和五批次换料策略进行计算,比较了初始剩余反应性、循环长度、功率峰因子和卸料燃耗深度等,提出了堆芯换料的优化策略。FCM燃料用于常规小型压水堆,只能够在一定程度上增强小型压水堆的安全性。如果根据FCM燃料对小型压水堆的堆芯进行改进设计,有可能实现核电站的本质安全。因此,本文对使用FCM燃料的堆芯进行了初步理论建模和分析,计算表明对于低功率密度的小型压水堆,可以实现在没有专设安全设施的情况下,只通过辐射传热方式把停堆衰变热导出,从而实现核电站的放射性本质安全。
蔡文韬[10]（2018）在《小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析》文中提出小型压水堆（SmallModularReactor,SMR）具有高安全性、布置灵活等优点,近年来成为了国际核工程界的研究热点之一。本文介绍了小型堆的发展过程及设计特点,并以某典型设计的SMR为研究对象,结合通用安全分析程序RELAP5进行数值建模分析,研究该反应堆在稳态工况和事故工况下的流动传热特性。本文研究主要包括两个方面:（1）针对某小型压水堆的设计方案,采用RELAP5程序进行建模,研究稳态运行工况下小堆的流动传热特性、自然循环能力等,并对小堆在不同堆芯功率与不同一回路入口温度稳态运行环境下的各项参数进行敏感性分析;（2）在稳态工况分析的基础上,研究功率400kW小堆的主蒸汽管道出现不同破口面积的瞬态传热特性,并对各项参数进行敏感性分析。基于RELAP5程序开展的小型堆稳态流动传热研究结果表明,（1）堆芯功率越高,堆芯壁温越高,一回路自然循环流量越大,二回路蒸汽出口温度越高,自然循环能力与堆芯加热功率呈正相关;一回路入口温度越高,堆芯壁温越早达到稳定值,一回路自然循环流量越大,二回路蒸汽出口温度越高。（2）蒸汽发生器（传热盘管）二次侧工质与一回路流体呈逆向流动布置,堆芯功率越高,越靠近出口,空泡份额越大,蒸汽流量和干度也越大;一回路入口温度越高,越靠近出口,空泡份额越大,蒸汽流量和干度也越大。（3）在设计参数范围内,堆芯壁温与堆芯外壁流体温度存在较好的匹配,未发现堆芯壁温超过设计限值的现象,证明在当前的设计参数下,堆芯产生的热量能有效传递到一回路流体,并通过自然循环的传递给二次侧产生蒸汽。在针对主蒸汽管道破口事故的瞬态工况模拟中,研究结果表明主蒸汽管道破口面积越大时,蒸汽发生器压力越小,蒸汽发生器流体温度越小,一回路自然循环因此而降低。其稳态传热和事故瞬态分析研究结果可进一步支持SMR相关的审评工作。
二、先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究（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、先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究（论文提纲范文）
（1）基于替代模型的主蒸汽管道断裂事故瞬态模型不确定性分析（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 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 不确定性分析方法理论研究 |
| 2.1 不确定性分析算法简介 |
| 2.2 拉丁超立方抽样方法(LHS) |
| 2.2.1 基本原理 |
| 2.2.2 LHS理论基础理论研究 |
| 2.3 一般多项式混沌展开法(PCE) |
| 2.3.1 基本原理 |
| 2.3.2 PCE算法基础理论研究 |
| 2.4 随机配点法(SC) |
| 2.4.1 基本原理 |
| 2.4.2 SC算法基础理论研究 |
| 2.5 高阶非限定多项式混沌展开法(APC)的开发与验证 |
| 2.5.1 基本原理 |
| 2.5.2 高阶APC算法理论研究及程序开发 |
| 2.5.3 解析解基准题验证 |
| 2.6 不确定性分析指标 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 主蒸汽管道断裂事故(MSLB)分析模型 |
| 3.1 MSLB事故分析模型 |
| 3.1.1 MSLB事故背景 |
| 3.1.2 守恒方程 |
| 3.1.3 传热关系式 |
| 3.1.4 液膜计算关系式 |
| 3.2 事故瞬态工况分析 |
| 3.2.1 初始条件选取 |
| 3.2.2 蒸汽流量特性分析 |
| 3.2.3 关键安全输出瞬态响应 |
| 3.3 敏感性及不确定性分析算法在MSLB事故中的应用 |
| 3.3.1 关键影响输入参数设定 |
| 3.3.2 关键安全输出参数设定 |
| 3.3.3 不确定性分析模型与事故模型耦合算法 |
| 3.3.4 在MSLB事故中的应用方案 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 敏感性及不确定性分析结果与讨论 |
| 4.1 全局敏感性分析 |
| 4.1.1 不确定性分析算法的设定 |
| 4.1.2 不同关键安全输出的敏感性分析 |
| 4.2 安全壳峰值压力的不确定性分析 |
| 4.3 替代模型精度分析 |
| 4.4 替代模型效率分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 创新点 |
| 5.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其他成果 |
| 致谢 |
（2）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 |
（3）池式铅基堆自然循环特性的数值模拟研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究对象 |
| 1.2.1 中国加速器驱动嬗变研究装置 |
| 1.2.2 CiADS次临界铅基反应堆 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 铅基堆自然循环特性研究 |
| 1.3.2 快堆余热排出系统研究 |
| 1.4 研究内容 |
| 第2章 反应堆三维模型 |
| 2.1 反应堆三维几何模型 |
| 2.2 CFD计算方法 |
| 2.2.1 基本控制方程 |
| 2.2.2 CFD的实现过程 |
| 2.2.3 多孔介质方法 |
| 2.2.4 数值计算设置 |
| 2.2.5 网格划分与无关性分析 |
| 2.3 堆内结构压降模型 |
| 2.3.1 组件进口段与出口段压降模型 |
| 2.3.2 燃料组件含绕丝棒束压降模型 |
| 2.3.3 哑组件中段通道压降模型 |
| 2.3.4 换热器进口、流量分配器进口、围筒出口压降模型 |
| 2.3.5 组件配重区、组件操作头区、换热器压降模型 |
| 2.4 主泵模拟方法 |
| 2.5 堆芯热源模型 |
| 2.5.1 空间分布模型 |
| 2.5.2 衰变热模型 |
| 2.6 燃料组件棒束区换热模型 |
| 2.7 物性参数模型 |
| 2.7.1 液态铅铋合金 |
| 2.7.2 热屏材料 |
| 2.7.3 燃料组件多孔区固体材料 |
| 2.7.4 316L钢 |
| 2.8 本章小结 |
| 第3章 稳态工况与自然循环特性 |
| 3.1 额定稳态工况 |
| 3.1.1 堆芯流量分配 |
| 3.1.2 温度分布特性 |
| 3.1.3 速度分布特性 |
| 3.1.4 压力分布特性 |
| 3.2 全功率无自然循环工况 |
| 3.3 20%功率自然循环工况 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 反应堆二维等效模型 |
| 4.1 主容器等效模型 |
| 4.2 堆芯等效模型 |
| 4.3 主泵等效模型 |
| 4.4 换热器等效模型 |
| 4.5 围筒与流量分配器等效模型 |
| 4.6 堆芯支撑板与冷热池隔板等效模型 |
| 4.7 二维与三维模拟结果对比 |
| 4.8 本章小结 |
| 第5章 非能动余热排出系统瞬态分析 |
| 5.1 全厂断电事故描述 |
| 5.2 事故工况计算边界条件 |
| 5.3 瞬态计算结果 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论与创新点 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 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 |
（4）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 |
（5）小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究综述 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 2 IRIS反应堆分析模型建立 |
| 2.1 IRIS反应堆简介 |
| 2.2 IRIS反应堆建模 |
| 2.3 本章小结 |
| 3 小破口失水事故分析及验证 |
| 3.1 稳态模拟分析 |
| 3.2 直接注入管线双端断裂事故特性研究 |
| 3.3 小破口LOCA下不同破口尺寸特性研究 |
| 3.4 小破口LOCA下不同破口位置特性研究 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 非能动安全系统失效分析 |
| 4.1 小破口叠加EHRS失效分析 |
| 4.2 小破口叠加ADS失效分析 |
| 4.3 小破口叠加EBT失效分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 小破口失水事故不确定性分析 |
| 5.1 不确定性计算 |
| 5.2 不确定性量化分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 6 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录A 攻读学位期间主要研究成果 |
| 附录B IRIS小型堆SBLOCA的 PIRT |
| 附录C DAKOTA程序输出报告 |
（6）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 |
（7）WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析（论文提纲范文）
| 1 模型与假设 |
| 1.1 WSMR及其非能动安全系统 |
| 1.2 MELCOR模型 |
| 1.3 基础事故序列及假设 |
| 2 结果与讨论 |
| 2.1 模型稳态验证 |
| 2.2 全厂断电事故瞬态分析 |
| 2.3 非能动安全系统事故缓解能力分析 |
| 2.4 堆芯补水箱的敏感性分析 |
| 2.4.1 不同堆芯补水箱数量 |
| 2.4.2 不同启用时间 |
| 3 结论 |
（8）基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析（论文提纲范文）
| 1 分析工具简介 |
| 2 分析对象 |
| 3 现象与传热模型 |
| 3.1 安全壳内热工水力现象 |
| 3.2 传热模型 |
| 4 AP1000安全壳分析模型 |
| 5 事故瞬态 |
| 5.1 分析假设 |
| 5.2 瞬态分析结果 |
| 5.3 液膜覆盖率的影响 |
| 5.4 形成有效液膜覆盖时间影响 |
| 6 结论 |
（9）基于事故容错燃料的小型压水堆研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及现状 |
| 1.1.1 核能是一种清洁高效的能源 |
| 1.1.2 安全是核能发展的生命线 |
| 1.1.3 提高核能安全的思路—事故容错燃料和小型堆 |
| 1.2 论文的研究目的、研究内容 |
| 第二章 剩余反应性控制 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 堆芯模型和研究方法 |
| 2.3 结果和讨论 |
| 2.3.1 堆芯组件装载模式A下的可燃毒物添加 |
| 2.3.2 堆芯组件装载模式B下的可燃毒物添加 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 小型堆应用事故容错燃料的安全分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算方法 |
| 3.3 中子学分析 |
| 3.3.1 堆芯中子学物理模型 |
| 3.3.2 堆芯功率分布 |
| 3.3.3 反应性反馈系数 |
| 3.4 热工水力分析 |
| 3.4.1 稳态分析 |
| 3.4.2 瞬态分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 堆芯核燃料管理 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 平衡循环堆芯燃料管理 |
| 4.2.1 Serpent程序介绍 |
| 4.2.2 PARCS程序介绍 |
| 4.3 单批次循环换料 |
| 4.4 三批次循环换料 |
| 4.4.1 装载完全相同的组件 |
| 4.4.2 优化三批次换料的首炉燃料装载 |
| 4.4.3 三批次换料的燃料新装载图 |
| 4.4.4 三批次换料燃料用15.5%富集铀 |
| 4.5 五批次循环换料 |
| 4.5.1 五批次换料 |
| 4.5.2 五批次堆芯换料第二方案 |
| 4.6 控制棒停堆系统设计 |
| 4.6.1 两套互相独立停堆系统及反应性反馈系数 |
| 4.7 本章小结 |
| 第五章 核电站放射性本质安全初探 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 模型假设与分析 |
| 5.3 功率50MWt的小型压水堆燃料换料管理 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 本论文的研究亮点 |
| 6.3 展望 |
| 附录 |
| 附录A MCNP部分输入文件 |
| 附录B 多循环燃料管理部分输出数据 |
| 附录C Serpent部分输入文件 |
| 参考文献 |
| 科研成果 |
| 致谢 |
（10）小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景 |
| 1.2 小型压水堆设计特点 |
| 1.2.1 一体化压水堆设计 |
| 1.2.2 增加相对传热面积 |
| 1.2.3 增加非能动冷却能力 |
| 1.2.4 埋地设计 |
| 1.2.5 纵深防御 |
| 1.3 SMR的国内外研究现状 |
| 1.3.1 国外研究现状 |
| 1.3.2 国内研究现状 |
| 1.4 本课题研究内容和方法 |
| 1.5 研究的创新点 |
| 第2章 实验模拟软件概述 |
| 2.1 RELAP5程序介绍 |
| 2.1.1 热工水力模型 |
| 2.1.2 组件模型 |
| 2.2 定义边界条件及节点划分 |
| 2.3 数据的提取 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 实验模型概述 |
| 3.1 小堆堆芯 |
| 3.2 蒸汽发生器 |
| 3.3 小堆运行流程 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 小堆在稳态运行工况下的热工流动特性 |
| 4.1 堆芯壁温 |
| 4.1.1 堆芯功率对堆芯壁温的影响 |
| 4.1.2 一回路温度对堆芯壁温的影响 |
| 4.2 一回路自然循环流量 |
| 4.2.1 堆芯功率对一回路自然循环流量的影响 |
| 4.2.2 一回路入口温度对一回路自然循环流量的影响 |
| 4.3 二回路蒸汽出口温度 |
| 4.3.1 堆芯功率对蒸汽发生器出口温度的影响 |
| 4.3.2 一回路入口温度对蒸汽发生器出口温度影响 |
| 4.4 空泡份额 |
| 4.4.1 堆芯功率对蒸汽发生器各段空泡份额的影响 |
| 4.4.2 一回路入口温度对蒸汽发生器各段空泡份额的影响 |
| 4.5 二回路蒸汽流量 |
| 4.5.1 堆芯功率对蒸汽流量的影响 |
| 4.5.2 一回路入口温度对蒸汽流量的影响 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 小堆在蒸汽管道破裂时的瞬态特性分析 |
| 5.1 蒸汽发生器压力瞬态 |
| 5.2 蒸汽发生器流体温度 |
| 5.3 一回路自然循环流量 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 1 全文总结 |
| 2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
四、先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究（论文参考文献）
- [1]基于替代模型的主蒸汽管道断裂事故瞬态模型不确定性分析[D]. 孙秋腾. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]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
- [3]池式铅基堆自然循环特性的数值模拟研究[D]. 杨若楠. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2019(01)
- [4]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
- [5]小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析[D]. 叶潜. 华中科技大学, 2019(03)
- [6]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)
- [7]WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析[J]. 陈钧,缪惠芳,李卓成,石兴伟. 厦门大学学报(自然科学版), 2019(06)
- [8]基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析[J]. 肖红,曹志伟,冯英杰,杨志义,朱建敏. 清华大学学报(自然科学版), 2018(11)
- [9]基于事故容错燃料的小型压水堆研究[D]. 黄锦锋. 厦门大学, 2018(06)
- [10]小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析[D]. 蔡文韬. 深圳大学, 2018(07)