一、安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响（论文文献综述）
王高宇[1]（2021）在《安注过程蒸汽直接接触冷凝流动与传热数值模拟》文中认为
刘得印[2]（2020）在《压水堆核电站堆芯熔融物滞留技术方案研究》文中认为核能发电由于其清洁、高效的特性,一直受到各国的重视。但由于商业化核电项目至今尚未在设计上实现本质安全,尤其是三哩岛、切尔诺贝利和福岛核事故等一系列重大事故的发生,对核电建设造成巨大冲击。国内外在现有技术条件下,一方面继续探索实现本质安全的方法;另一方面,结合历次核事故,提出了在现阶段技术下切实可行的目标,即实际消除大量放射性物质释放。无论何种事件序列,核事故中大量放射性物质释放都要经历反应堆堆芯熔融,熔融物坍塌至下封头,进而发生压力容器失效。由于安全壳超压或熔融物与安全壳底板的反应,威胁安全壳的完整性,从而导致大量放射性物质释放。为应对这一极端情况,国内外核电站设计中采取了不同的技术方案,目前主流压水堆核电采取的方案主要可以分为两类:1)将堆芯熔融物保持在压力容器内部（IVR）,主要应用堆型是AP1000、华龙一号和国内二代改核电项目;2)堆芯熔融物堆外捕捉措施,主要应用堆型是俄罗斯VVER系列机组和法国EPR机组。本文在严重事故管理研究的基础上,结合实际核电项目的建设和运行情况,对IVR技术和堆芯熔融物捕集技术进行了对比分析。经研究认为,对于二代加核电项目而言,堆芯熔融物捕集技术在可靠性、成功几率等方面存在优势,但受限于国内技术储备,堆腔注水系统是目前比较可行的选择。对各机型的堆腔注水方案进行了详细的对比分析,分析认为目前二代加核电项目的IVR技术存在进一步优化空间,并提出了优化建议。以本厂二代改核电项目为分析对象,对IVR实施中若干关键问题,如误注入工况下压力容器的完整性,堆腔注水有效性、压力容器下部凸台对临界热流密度（CHF）的影响以及非能动堆芯注水技术的响应时间等问题进行了分析。研究表明,压力容器下封头凸台的存在将导致流体在凸台前部凹角位置产生滞留效应,相应位置冷却水流量较低且产生汽泡脱离困难,导致温度较高,属于压力容器下封头的薄弱环节。取消凸台,冷却水流动更为均匀,整体裕量更高。由于金属层的存在导致实际热流密度较高,换热裕量较小,堆芯熔池中金属层所在位置同样是下封头的薄弱环节,金属层的厚度对热流密度和换热裕量具有重要影响。计算表明,在严重事故下启动堆腔注水系统,可以保持压力容器的完整性,确保熔融物堆内滞留。堆腔注水允许的响应时间较长,至少在30min左右。计算了RPV在堆腔误注水工况下的结构温度场和应力分析,采用RCC-M附录ZG对RPV筒体段和下封头段的假设缺陷进行了分析评价;对缺陷尺寸a不大于20mm的外表面半椭圆缺陷,各分析瞬态时刻的评定结果均满足规范要求,不会发生断裂失效的风险。
陈凯伦[3]（2018）在《熔盐堆非能动余热排出系统特性研究》文中提出安全性是反应堆设计中首要考虑的问题。在先进反应堆设计中已广泛采用了非能动余热排出系统,通过自然循环的方式为燃料元件提供长期的衰变热导出功能,从而提高反应堆安全性。目前我国正在自主设计开发液体燃料熔盐堆,保证熔盐堆停堆后燃料盐衰变热的非能动导出是必须解决的关键问题,相关研究工作还十分不足。因此,本文针对高温燃料盐衰变热导出过程中所涉及的换热元件传热问题、自然循环流动问题、熔盐热分层问题、系统运行特性等进行了细致的研究。首先,在解决高温熔盐与水之间大温差传热问题的基础上,设计并搭建了2 MW液体燃料熔盐堆的非能动余热排出实验装置。为了避免燃料盐中铍及其化合物的剧毒性带来的操作风险,采用实验测定的方法,找到了一种三元混合碳酸盐,其主要热物性与燃料盐相近,提出了采用碳酸盐替代燃料盐进行非能动热量导出热工实验的方法。对实验结果进行分析得到了不同边界温度条件下余热排出系统的传热特性,系统在熔盐温度643℃时排热功率为16 kW,在熔盐凝固点附近的排热功率为5.1 kW,且材料发射率对换热元件的传热能力影响较大。正常工作温度范围内,热量从最外层套管传递到中间层套管的过程中辐射传热起主导作用。对系统传热路径上的热阻组成情况进行了分析,其中气隙层热阻起主导作用,是限制系统排热功率的主要因素,也是系统能够在温度和压力较低的条件下运行的主要因素。通过套管式换热元件内自然循环瞬态流动特性的实验研究,发现随着入口过冷度减小出现间歇泉和闪蒸两种不稳定现象,并确定了不稳定边界。利用RELAP5/MOD4.0程序分析了换热元件结构参数变化对自然循环流动能力的影响。对单相和两相条件下换热元件内稳态循环流量与传热量的关系进行了理论推导,与实验结果符合情况良好。利用CFD软件Fluent对排盐罐内高粘度低流速的熔盐自然对流进行数值模拟,基于流场和温度场变化情况分析了熔盐热分层发展过程,确定了排盐罐内温度最低点位置。对比了内热源和外热源加热条件下排盐罐内自然对流和温度分布的区别,发现外热源条件得到的结果更为保守。对自然对流相关无量纲数进行分析后发现,热分层数Str可以用来评估排盐罐内热分层的程度,混合数Mi可以用来预测整个瞬态过程中热分层的发展速度,瑞利数Ra可以用来预测主流温度梯度形成后热分层的发展速度。最后,通过实验确定了系统在启动过程和衰变热导出过程中的瞬态运行特性。发现由于下降段和加热段内流体换热导致启动初期的3800 s内流体不流动。在衰变热导出过程中,当换热元件近壁区熔盐发生凝固时,换热元件附近轴向温度梯度迅速增大,并在壁面附近熔盐完全凝固时达到轴向温度梯度最大值。本文通过实验研究、数值计算和理论分析相结合的方法,确定了高温熔盐非能动热量导出的可行性,为非能动原理在熔盐堆中的应用奠定了基础,为我国熔盐堆非能动余热排出设计提供了依据。
曹鹏久[4]（2018）在《开式自然循环系统气（汽）—液两相流动特性研究》文中进行了进一步梳理由于开式自然循环系统具有结构简单、排热能力强、安全性好等优点,已被广泛地应用于非能动安全技术领域中。然而,在长期运行工况下,开式自然循环系统易发生闪蒸流动不稳定现象,这将对系统的排热性能及安全运行产生不利影响。为此,本文采用向上升段注气的方式,来提高系统的驱动压头,增强排热能力,抑制流动不稳定的发生,从而使系统运行更加稳定。本文分别基于冷态和热态条件下对注气驱动的开式自然循环流动特性进行实验研究。在冷态实验条件下,详细分析了不同注气方式下上升段流型的演变规律,发现多孔介质对注入空气的碎化作用是导致流型差异的主要原因;结合Wire-Mesh传感器测量系统,总结了不同注气方式下空泡份额随着注气量的变化规律,并将其与常用的三种空泡份额计算模型进行比较,推导出适用于多孔介质管注气的空泡份额计算公式。此外,根据空泡份额时序变化特性以及径向分布规律建立了典型空泡份额相分布与流型的对应关系,并从气泡受力的角度分析了影响其分布规律的内在机理;最后,对影响系统循环流量主要因素进行分析,并根据两相段的阻力特性,提出将自然循环驱动力与两相段阻力之比作为自然循环能力提升效果的评价依据。结果表明对于直接注气方式,自然循环系统最佳注气量应为使两相流动型式处于弹状流的下限处;而对于多孔介质管注气方式来讲,其最佳注气量应为使上升段中形成弹帽-弥散泡状流的下限处。基于热态实验研究发现,对于定功率的开式自然循环系统来讲,系统运行先后经历了单相稳定流动、两相振荡流动以及两相稳定流动,其中两相振荡流动主要是由于高温液体在上升过程中发生流动闪蒸导致的;详细分析了闪蒸不稳定流动的产生机理,并结合可视化观察,对两相稳定流动阶段上升段闪蒸的流型进行了总结归纳,绘制出稳定闪蒸的流型图;此外,还研究了注气对系统不同运行阶段的影响。两相振荡流动阶段注气不仅可以明显抑制闪蒸流动不稳定现象的发生,还使得自然循环系统可以提前进入两相稳定流动阶段;两相稳定流动阶段注气可以显着提升系统的循环流量,实验中最大提升流量可达44%。但受上升段长度的限制,随着注气量的增加,系统循环流量的增长速率逐渐放缓。而此时,改变注气方式发现相比于直接注气方式,使用多孔介质管注气并不能显着增加系统流量。
贺冬强[5]（2016）在《电加热堆芯模拟装置热工水力性能数值研究》文中进行了进一步梳理反应堆安全是使用核能的前提,保障反应堆安全是反应堆设计和运行的基本准则,反应堆热工水力是反应堆安全的重要研究内容。电加热堆芯模拟实验装置是研究反应堆热工水力特性的简化实验装置,本文将应用数值计算的方法对电加热堆芯模拟装置的热工水力特性进行研究。通过本文的研究,了解该实验装置的热工水力特性,指导后续开展的热工水力实验;与此同时,根据计算结果分析该实验装置结构设计是否合理并提出结构优化方案。本文采用PROE软件建立计算模型,应用ICEM划分网格,使用FLUENT进行计算。根据计算结果研究了实验装置下降环腔和下腔室内的流场特性,分析了实验装置均流板、支撑板的均流性能和堆芯入口流量分配情况,获得了堆芯内冷却剂的流场和温度场特征以及加热棒外壁面温度分布特征。通过比较设计流量工况和高流量工况的计算结果,掌握了该实验装置的水力特性;通过将均匀加热工况和轴向余弦加热工况的计算结果进行比较,清楚的了解了实验装置在不同加热方式下的热工特性,并选择最佳的加热形式。两种水力特性工况计算结果表明:冷却剂在下降环腔内的流量分配不均匀,随着流量增加下腔室内的涡流更加剧烈、流场更加复杂。进口流量越大下腔室内流场对下降环腔出口段流体的影响越大,下腔室内的部分流体在惯性作用下将进入下降环腔,并改变下降环腔出口段的流场。均流板的性能受下腔室漩涡的影响很大,在两种工况中经过均流板和支撑板的共同作用,进入堆芯的冷却剂流量分配差异仍然较大。堆芯内棒束通道太大,冷却剂流速很小;流体主要是沿棒束轴向流动,仅在支撑板下方和出口接管区存在横向流动和流体混合。两种热工特性工况计算结果表明:堆芯内温度分布很不均匀,堆芯中心区流体温度低,边缘区流体温度高;加热棒和近壁面流体间存在较大的温度梯度。在总加热功率相同时,余弦加热工况中冷却剂的最高温度比均匀加热工况低。均匀加热工况中冷却剂最高温度和加热棒最高壁温都在堆芯上部滞留区。余弦加热工况中冷却剂最高温度在堆芯出口接管区域;加热棒壁温在加热棒中间位置温度较高,且分布范围较广。通过以上比较可知:轴向余弦加热比均匀加热更适合目前的实验装置;均匀加热更适合采用改进方案优化后的实验装置。
向小芹[6]（2014）在《基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究》文中认为AP1000是西屋公司在继承传统压水堆成熟技术,并吸取其长期积累的运行经验的基础上开发出来的三代+压水堆,它是一个革新性的设计,符合美国核管会安全评审要求,并满足先进轻水堆用户要求文件。AP1000是一个单堆布置的两环路核电厂,其净电输出功率为1117MWe。与传统压水堆核电厂相比,其最主要的特点就是使用了非能动安全系统,利用非能动特性,如压缩气体储能,重力势能,自然循环等代替能动设备如泵,交流电源等进行驱动,从而使得电厂的安全性和可靠性得到大幅提升。AP1000的非能动堆芯冷却系统包括非能动余热排出系统和非能动安全注射系统,以及用于有效衔接高、中、低压安注的自动卸压系统。AP1000核电站的整体系统结构,运行模式和特点以及其非能动设计理念与我国目前大量运营的反应堆相比有较大不同。为了熟悉先进压水堆的系统结构,全面掌握其运行特点,充分理解其非能动设计理念,并且对堆芯下降腔等具有典型多维流动的部件进行模拟,有必要使用具有多维组分模拟功能的RELAP-HD程序,对AP1000进行建模仿真研究。RELAP5-3D是RELAP5系列程序的最新版本,与之前的RELAP5版本相比,RELAP5-3D最重要的改进在于多维水力学部件和多维中子动力学模型的引入。GSE公司将RELAP5-3D嵌入其实时仿真平台SimExec上,形成了 RELAP5-HD,它可以在不损害RELAP5-3D最佳估算程序的完整性的前提下实时地进行电厂运行状态的热工水力求解。本文首先利用RELPA5-HD程序建立了 AP1000核电厂的模型,主要包括其压力容器、蒸汽发生器、主管道、稳压器、非能动堆芯冷却系统,以及控制系统等。压力容器内的下降通道和堆芯用多维组分进行模拟。对该模型进行了稳态调试,并将最终的稳态结果与AP1000电厂额定值进行比较,以验证稳态模型的适用性。同时,还在稳态情况下对压力容器下降通道和堆芯内的多维流动进行了分析。利用AP1000核电厂对冷段10-in小破口失水事故的响应,对非能动堆芯冷却系统模型及控制系统进行了验证。最后,使用经过验证的模型,对压水堆核电厂内的典型事故,如主给水丧失事故,主蒸汽管道破裂事故等进行了模拟,分析了 AP1000非能动堆芯冷却系统对非LOCA事故的响应,并对主蒸汽管道破裂事故中压力容器内的多维流动和不对称现象进行了分析。仿真结果表明,事故中非能动堆芯冷却系统都能自动投入,有效导出堆芯余热,确保反应堆安全。在主蒸汽管道破裂事故中,由于环路以及非能动系统响应的不对称性,压力容器的下降通道和堆芯出口处也会有明显的不对称现象。
禹文池[7]（2007）在《环隙通道内自然循环净蒸汽产生起始点的研究》文中研究指明过冷沸腾是沸腾换热过程的一个重要组成部分，是沸腾换热研究领域中的一个重点和难点问题。在过冷沸腾过程中，存在热力学不平衡，即主流流体过冷度较高，而靠近壁面的流体已经过热并产生气泡。净蒸汽产生起始点是过冷沸腾中非常有意义的点，该点前后的换热系数、流动阻力、空泡份额等均出现了转折性的变化。本文研究了实验段加热功率、实验段入口冷却剂温度、流道环隙大小和压力变化对自然循环下净蒸汽产生起始点的影响。因为净蒸汽产生起始点前后的换热系数、流动阻力、空泡份额等出现了转折性的变化，净蒸汽产生起始点与流动不稳定关系密切，本文针对摇摆或不摇摆状况下流动稳定与流动不稳定间的转换现象进行了研究。本文还通过分析单个气泡受力来研究气泡脱离时的影响因素，并进一步分析了气泡在摇摆情形下的气泡脱离点的变化。本文提出了过冷沸腾状况中核态沸腾起点与净蒸汽产生起始点的确定方法，研究发现Saha&Zuber模型不能适用于低流速、小流量的自然循环，在过冷沸腾的初期出现了流量小幅下降后再上升的现象。研究发现在实验台不摇摆的状态下，本系统由稳定状态转变成不稳定状态的转换时间约需要15s，系统平均流量从100％下降到40％，压降出现周期性波动；在实验台摇摆的状态下，从稳定状态过渡到不稳定状态所需的时间要比不摇摆所需的时间长，约需要30s，同样平均流量也出现了大幅的下降——从0.42m3／s降到了0.12m3／s，下降了71.4％。本文还研究了过冷流动沸腾状况下单个气泡的受力，同时还讨论了摇摆情形下的气泡受力，摇摆主要通过两点来影响气泡的脱离，气泡附近流体的速度和加速度。
王海军,罗毓珊,陈听宽,卢冬华,孙英学[8]（2003）在《安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响》文中研究指明安全注水时反应堆压力容器中的热工水力特性与反应堆安全密切相关。本文在1/10的模型上进行了环腔含汽率对高温高压下安注时的压力容器近壁流体温度变化的影响的实验;针对3个热冲击敏感区域的部分测点,分析了不同含气率对下降环腔内近壁流体的瞬态混合特性的影响。结果表明:环腔内没有流动时,含汽率对于混合函数较大影响;安注流速较高时,含汽率的影响大大降低;环腔内有流动时,环腔内流体含有少量汽体,对混合函数的影响很小。
罗毓珊,卢冬华,王海军,陈听宽,陈骏[9]（2003）在《含气率对PTS时压力容器内流动与传热的影响》文中进行了进一步梳理本文对反应堆压力容器紧急安注时的流动与传热特性在1/10的模型上进行了流动可视化、局部传热系数以及混合函数的试验研究。针对三个热冲击敏感区域的部分测点,比较了环腔流速为0.5m/s、安注流速为1～30 m/s时不同含气率对下降环腔内流动与传热特性的影响,得出并分析了不同测点传热系数、混合函数的变化规律。研究结果表明:随着含气率增大,安注流体与环腔流体的混合增强;下降环腔内的含气率对小安注流速时的流动与传热影响显着,而对大安注流速时影响较小。
廖永达[10]（2003）在《核动力非能动安全特性研究》文中研究指明非能动安全方面的研究是确保和平、安全利用核能以及进一步发展核能的重要课题。本论文将在这方面进行初步的探讨。 本文首先对核安全概念的发展演变进行了回顾，并且给出了目前世界上研究发展的新一代核动力堆的非能动安全设计的思想及措施。 RELAP5程序是目前大型的热工水力瞬态分析程序，本文把它作为非能动安全研究的工具。同时，本文对RELAP5程序及其使用进行了详细的介绍。 本论文利用RELAP5程序对我国下一代先进堆AC-600的一个具有非能动性能的堆芯补水箱分系统进行了仿真计算，根据系统之间的可比性，把计算的结果和与之相对应的中国核动力研究设计院堆芯补水箱补水实验装置的实验结果进行了定性的比较分析，得到了论文的结论：在中、小破口失水事故的工况下，堆芯补水箱依靠重力向反应堆冷却剂系统实现非能动的补水是可行的。
二、安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响（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、安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响（论文提纲范文）
（2）压水堆核电站堆芯熔融物滞留技术方案研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 实际消除大量放射性释放的要求 |
| 1.2.1 理念来源及其发展 |
| 1.2.2 实际消除定义及判断 |
| 1.2.3 大量释放概念及判断 |
| 1.3 严重事故 |
| 1.4 严重事故的应对和缓解措施 |
| 1.5 论文研究内容及意义 |
| 1.6 论文组织结构 |
| 第二章 熔融物滞留技术比选 |
| 2.1 堆腔注水冷却技术 |
| 2.1.1 三代非能动电厂堆腔注水技术 |
| 2.1.2 国内自主设计三代核电堆腔注水技术 |
| 2.1.3 国内二代改核电堆腔注水技术 |
| 2.1.4 堆腔注水方案适用性分析和优化方案 |
| 2.2 堆芯捕集技术 |
| 2.2.1 EPR堆芯捕集技术及分析 |
| 2.2.2 VVER堆型堆芯捕集技术及分析 |
| 2.2.3 小结 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 堆腔注水有效性分析 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 压力容器失效模式分析 |
| 3.2.1 机械强度失效 |
| 3.2.2 贯穿件失效 |
| 3.2.3 热负荷失效 |
| 3.3 IVR有效性评价 |
| 3.3.1 IVR有效性评价结果 |
| 3.4 小结 |
| 第四章 堆腔注水后保温层流道内气液两相流计算分析 |
| 4.1 数学模型 |
| 4.2 物理模型 |
| 4.2.1 堆腔注水冷却过程及注水流道结构 |
| 4.2.2 模拟策略和边界条件 |
| 4.3 结果分析 |
| 4.4 不同堆底结构流动特性分析 |
| 4.4.1 计算基准 |
| 4.4.2 计算结果与分析 |
| 4.5 小结 |
| 第五章 严重事故下堆腔注水系统的响应 |
| 5.1 计算工况和假设 |
| 5.2 事故序列选取 |
| 5.3 计算结果 |
| 5.3.1 大破口失水事故 |
| 5.3.2 中破口失水事故 |
| 5.3.3 小破口失水事故 |
| 5.3.4 全厂断电事故 |
| 5.4 结果分析和响应时间 |
| 5.5 小结 |
| 第六章 误注水工况下压力容器完整性分析 |
| 6.1 分析对象、假设及流程 |
| 6.1.1 分析对象 |
| 6.1.2 温压载荷、初始缺陷和辐照假设 |
| 6.1.3 分析评价流程 |
| 6.2 温度场计算及应力分析 |
| 6.2.1 温度场计算 |
| 6.2.2 分析路径温度场计算结果 |
| 6.3 完整性分析评价 |
| 6.3.1 规范方法一 |
| 6.3.2 规范方法二 |
| 6.4 小结 |
| 第七章 全文总结 |
| 7.1 主要研究结论 |
| 7.2 研究展望 |
| 第八章 致谢 |
| 参考文献 |
| 作者简介 |
（3）熔盐堆非能动余热排出系统特性研究（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 自然循环系统流动传热特性 |
| 1.2.2 自然循环流动不稳定性 |
| 1.2.3 熔盐堆非能动余热排出系统概念设计 |
| 1.2.4 池内热分层特性 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 实验装置与实验方案 |
| 2.1 实验装置介绍 |
| 2.1.1 2MW熔盐堆非能动余热排出实验装置 |
| 2.1.2 高温炉加热单管实验装置 |
| 2.1.3 直流电加热单管实验装置 |
| 2.1.4 测量系统 |
| 2.2 实验内容与实验步骤 |
| 2.2.1 实验内容 |
| 2.2.2 实验步骤 |
| 2.3 不确定度分析 |
| 2.4 熔盐热物性测定 |
| 2.4.1 密度测量结果 |
| 2.4.2 熔点、熔化焓和比热容的测量结果 |
| 2.4.3 粘度测量结果 |
| 2.4.4 热扩散系数与导热系数测量结果 |
| 2.4.5 碳酸盐与燃料盐热物性对比 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 熔盐堆非能动余热排出系统传热特性分析 |
| 3.1 系统传热能力 |
| 3.2 系统热阻分析 |
| 3.3 中间层套管壁面温度分布 |
| 3.4 系统稳态传热量与流量的关系 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 套管式换热元件内自然循环流动特性分析 |
| 4.1 套管式换热元件内流动不稳定性 |
| 4.1.1 瞬态流动特性变化过程 |
| 4.1.2 间歇泉不稳定流动 |
| 4.1.3 闪蒸不稳定流动 |
| 4.1.4 两相稳定流动 |
| 4.1.5 密度波不稳定的判别方法 |
| 4.1.6 不稳定边界 |
| 4.2 结构参数变化对自然循环流动的影响 |
| 4.2.1 套管式自然循环回路建模与程序验证 |
| 4.2.2 汽包液位的影响 |
| 4.2.3 中心管和中间层套管直径的影响 |
| 4.2.4 上升段长度的影响 |
| 4.3 稳态循环流量与传热量的理论关系式推导 |
| 4.3.1 单相自然循环 |
| 4.3.2 两相自然循环 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 排盐罐内熔盐自然对流的数值模拟 |
| 5.1 几何模型与网格划分 |
| 5.2 边界条件 |
| 5.3 网格无关性验证 |
| 5.4 湍流模型的选择与验证 |
| 5.5 稳态工况下排盐罐内典型温度和速度分布特性 |
| 5.6 工况变化对稳态温度和速度分布的影响 |
| 5.6.1 自然对流的定量分析方法 |
| 5.6.2 熔盐液态时温度和速度分布 |
| 5.6.3 熔盐凝固过程中的温度分布特性 |
| 5.7 瞬态工况下排盐罐内熔盐温度分布特性 |
| 5.7.1 热分层的定量分析方法 |
| 5.7.2 外热源条件下熔盐温度分布特性 |
| 5.7.3 内热源条件下熔盐温度分布特性 |
| 5.8 本章小结 |
| 第6章 系统瞬态运行特性分析 |
| 6.1 启动过程运行特性 |
| 6.2 衰变热导出过程运行特性 |
| 6.3 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 |
（4）开式自然循环系统气（汽）—液两相流动特性研究（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 低压两相自然循环流动特性的研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 气泡提升泵的研究现状 |
| 1.3.1 国外研究现状 |
| 1.3.2 国内研究现状 |
| 1.4 存在的问题以及本文主要研究内容 |
| 第2章 实验装置与实验内容 |
| 2.1 实验装置 |
| 2.1.1 实验回路 |
| 2.1.2 气泡发生装置 |
| 2.1.3 空气供应系统 |
| 2.1.4 循环水系统 |
| 2.1.5 WMS测量系统 |
| 2.1.6 数据采集系统 |
| 2.2 实验内容及步骤 |
| 2.2.1 实验内容 |
| 2.2.2 实验步骤 |
| 2.2.3 实验注意事项 |
| 2.3 不确定度分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 开式自然循环系统流动特性冷态实验研究 |
| 3.1 注气方式对上升段流型的影响 |
| 3.1.1 直接注气方式所产生的典型流型 |
| 3.1.2 多孔介质管注气方式所产生的典型流型 |
| 3.1.3 不同注气方式下上升段流型对比 |
| 3.2 注气方式对于上升段空泡份额的影响 |
| 3.2.1 截面平均空泡份额瞬时变化规律与流型的关系 |
| 3.2.2 截面时均空泡份额变化规律 |
| 3.2.3 不同空泡份额计算模型的比较 |
| 3.2.4 时均空泡份额径向分布规律 |
| 3.2.5 空泡份额径向分布规律的形成机制 |
| 3.3 影响开式自然循环系统循环流量的主要因素 |
| 3.3.1 沉浸比 |
| 3.3.2 注气方式 |
| 3.3.3 多孔介质管孔径 |
| 3.4 注气方式对两相段的阻力特性影响 |
| 3.4.1 注气方式对两相段总压降和重位压降的影响 |
| 3.4.2 注气方式对两相段阻力压降和驱动压头的影响 |
| 3.4.3 注气驱动自然循环系统的循环能力性能分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 开式自然循环系统流动特性热态实验研究 |
| 4.1 开式自然循环系统瞬时运行特性 |
| 4.2 流动闪蒸现象 |
| 4.3 注气对不稳定流动阶段的影响 |
| 4.4 注气对稳定流动阶段的影响 |
| 4.4.1 流型 |
| 4.4.2 循环流量 |
| 4.5 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 |
（5）电加热堆芯模拟装置热工水力性能数值研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景与研究目的 |
| 1.2 反应堆堆芯热工水力研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 本文主要研究内容 |
| 第2章 CFD理论介绍 |
| 2.1 控制方程组及其离散 |
| 2.1.1 控制方程介绍 |
| 2.1.2 控制方程离散方法介绍 |
| 2.2 控制方程组的求解方法 |
| 2.3 湍流模型介绍 |
| 2.4 湍流模型适用性对比 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 几何模型及网格生成技术 |
| 3.1 建立模型介绍 |
| 3.1.1 下降环腔和进出口接管 |
| 3.1.2 下腔室 |
| 3.1.3 堆芯棒束构件 |
| 3.2 网格划分 |
| 3.2.1 网格划分概述 |
| 3.2.2 网格划分方案及结果 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 求解器设置及网格无关性分析 |
| 4.1 求解器设置 |
| 4.2 网格无关性分析 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 实验装置水力性能分析 |
| 5.1 设计流量工况下实验装置水力性能分析 |
| 5.1.1 实验装置内的流线 |
| 5.1.2 下降环腔和下腔室内流场特性分析 |
| 5.1.3 均流板性能分析 |
| 5.1.4 堆芯流场分析 |
| 5.2 高流量工况下实验装置水力性能分析 |
| 5.2.1 实验装置内的流线 |
| 5.2.2 下降环腔和下腔室内流场特性分析 |
| 5.2.3 均流板性能分析 |
| 5.2.4 堆芯流场分析 |
| 5.3 两种工况中实验装置水力性能比较 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 实验装置热工性能分析 |
| 6.1 均匀加热工况下堆芯热工性能分析 |
| 6.2 轴向余弦加热工况下堆芯热工性能分析 |
| 6.3 两种工况中实验装置热工性能比较 |
| 6.4 实验装置结构优化建议 |
| 6.5 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 |
（6）基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 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 实验研究 |
| 1.2.2 数值模拟 |
| 1.3 本文主要工作及内容 |
| 第2章 AP1000核电厂模型的建立 |
| 2.1 AP1000核电厂概述 |
| 2.1.1 AP1000反应堆本体 |
| 2.1.2 AP1000反应堆冷却剂系统 |
| 2.1.3 AP1000非能动堆芯冷却系统 |
| 2.2 RELAP5-HD简介 |
| 2.2.1 RELAP-3D程序简介 |
| 2.2.2 RELPA5-HD程序简介 |
| 2.3 AP1000核电厂的RELAP5-HD模型 |
| 2.3.1 反应堆压力容器 |
| 2.3.2 蒸汽发生器及主环路 |
| 2.3.3 稳压器和自动卸压系统 |
| 2.3.4 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4 控制系统 |
| 2.5 特殊过程模型 |
| 2.5.1 混合物液位追踪模型 |
| 2.5.2 热分层模型 |
| 2.5.3 喷射接管模型 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 AP1000模型的验证 |
| 3.1 稳态验证 |
| 3.1.1 主要热工水力参数与额定值的比较 |
| 3.1.2 压力容器内多维流动研究 |
| 3.2 瞬态验证 |
| 3.2.1 AP1000小破口典型事故序列 |
| 3.2.2 AP1000核电厂对10-in小破口事故的响应 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 AP1000典型事故分析 |
| 4.1 主给水丧失事故 |
| 4.1.1 事故序列 |
| 4.1.2 AP1000对主给水丧失事故的响应 |
| 4.2 主蒸汽管道破裂事故 |
| 4.2.1 事故序列 |
| 4.2.2 AP1000对主蒸汽管道破裂事故的响应 |
| 4.2.3 多维流动 |
| 4.3 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 |
（7）环隙通道内自然循环净蒸汽产生起始点的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 过冷沸腾区的研究现状 |
| 1.2.1 净蒸汽产生起始点的定义 |
| 1.2.2 净蒸汽产生起始点模型 |
| 1.3 自然循环下的流动不稳定性研究现状 |
| 1.4 摇摆对自然循环影响研究现状 |
| 1.5 本文研究意义和内容 |
| 第2章 实验系统与实验方法 |
| 2.1 实验系统 |
| 2.1.1 稳压系统 |
| 2.1.2 电加热系统 |
| 2.1.3 冷却系统 |
| 2.1.4 水处理系统 |
| 2.1.5 高点排气 |
| 2.2 摇摆台 |
| 2.3 实验段 |
| 2.4 测量系统 |
| 2.4.1 数据采集系统 |
| 2.4.2 流量测量 |
| 2.4.3 压力和压差的测量 |
| 2.4.4 温度测量和测点分布 |
| 2.4.5 加热功率的测量 |
| 2.4.6 ONB和IPNVG的位置观察测量和拍照 |
| 2.5 实验方案和实验步骤 |
| 2.5.1 实验方案 |
| 2.5.2 实验步骤 |
| 2.5.3 实验参数范围 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 自然循环过冷沸腾的可视化实验研究 |
| 3.1 自然循环下过冷沸腾区的流动和气泡行为 |
| 3.1.1 自然循环下的流动沸腾可视化实验 |
| 3.1.2 自然循环下过冷沸腾区的气泡行为 |
| 3.2 自然循环下ONB的研究 |
| 3.2.1 ONB的判定方法 |
| 3.2.2 自然循环下ONB处的实验现象及其分析 |
| 3.3 自然循环下净蒸汽产生起始点的研究 |
| 3.3.1 自然循环下净蒸汽产生起始点的确定 |
| 3.3.2 净蒸汽产生起始点处流体过冷度的计算 |
| 3.3.3 自然循环下的过冷沸腾区的流动传热特性 |
| 3.3.4 加热段功率和入口过冷度对IPNVG的影响 |
| 3.3.5 压力变化对IPNVG的影响 |
| 3.3.6 环隙大小对IPNVG的影响 |
| 3.3.7 IPNVG处流体过冷度的实验值与计算值比较 |
| 3.4 自然循环流动稳定与不稳定间转化现象分析 |
| 3.4.1 不摇摆工况下流动稳定与不稳定间转换现象分析 |
| 3.4.2 摇摆工况下流动稳定与不稳定间转换现象分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 过冷流动沸腾中气泡的受力分析 |
| 4.1 过冷流动沸腾中单个气泡的受力分析 |
| 4.1.1 浮力 |
| 4.1.2 表面张力 |
| 4.1.3 压降梯度力 |
| 4.1.4 粘性曳力 |
| 4.1.5 剪切提升力 |
| 4.1.6 热毛细作用力 |
| 4.1.7 分子动量作用力 |
| 4.1.8 气泡动态变化作用力 |
| 4.2 流动沸腾中气泡的受力分析 |
| 4.3 摇摆对气泡脱离的影响 |
| 4.4 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 |
（8）安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响（论文提纲范文）
| 1 引言 |
| 2 实验系统及方法 |
| 3 结果及讨论 |
| 4 结论 |
（10）核动力非能动安全特性研究（论文提纲范文）
| 第1章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 核动力非能动安全研究的目的及其发展 |
| 1.2.1 工程安全概念和核动力非能动安全思想的提出 |
| 1.2.2 核动力非能动安全研究的目的和意义 |
| 1.2.3 核动力非能动安全思想及其发展 |
| 1.3 论文的主要工作 |
| 第2章 RELAP5程序的介绍和使用 |
| 2.1 概述 |
| 2.2 核反应堆系统的安全分析 |
| 2.2.1 核反应堆系统安全分析的有关知识 |
| 2.2.2 核反应堆系统安全分析程序的简介 |
| 2.3 RELAP5程序的简介 |
| 2.3.1 概述 |
| 2.3.2 RELAP5程序的变量和模型描述 |
| 2.3.3 RELAP5程序计算模型的基本建模单元介绍 |
| 2.4 RELAP5程序的使用 |
| 2.4.1 RELAP5程序仿真模型的建立 |
| 2.4.2 RELAP5程序数据输入卡的介绍和组成 |
| 2.4.3 RELAP5程序的调试和运行 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 RELAP5程序计算模型的建立 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 AC-600先进堆及其非能动安全系统 |
| 3.2.1 应急堆芯冷却系统 |
| 3.2.2 应急堆芯余热排出系统 |
| 3.2.3 安全壳冷却系统 |
| 3.3 仿真计算模型的建立 |
| 3.3.1 引言 |
| 3.3.2 反应堆压力容器 |
| 3.3.3 热、冷管段和蒸汽发生器的一次侧 |
| 3.3.4 稳压器和堆芯补水箱 |
| 3.3.5 蒸汽发生器的二次侧 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 仿真计算 |
| 4.1 概述 |
| 4.2 主要假定 |
| 4.3 收集数据和制作数据输入卡 |
| 4.3.1 准备数据 |
| 4.3.2 反应堆压力容器及其相关设备的参数 |
| 4.3.3 蒸汽发生器一次侧及其相关设备的参数 |
| 4.3.4 稳压器和堆芯补水箱及相关设备的参数 |
| 4.4 调试、运行并得出结果 |
| 4.5 对结果进行分析与对比讨论 |
| 4.5.1 与AC-600堆芯补水箱实验装置实验结果的比较 |
| 4.5.2 不同破口计算结果的比较 |
| 4.6 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、安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响（论文参考文献）
- [1]安注过程蒸汽直接接触冷凝流动与传热数值模拟[D]. 王高宇. 北京化工大学, 2021
- [2]压水堆核电站堆芯熔融物滞留技术方案研究[D]. 刘得印. 东南大学, 2020
- [3]熔盐堆非能动余热排出系统特性研究[D]. 陈凯伦. 哈尔滨工程大学, 2018(01)
- [4]开式自然循环系统气（汽）—液两相流动特性研究[D]. 曹鹏久. 哈尔滨工程大学, 2018(12)
- [5]电加热堆芯模拟装置热工水力性能数值研究[D]. 贺冬强. 哈尔滨工程大学, 2016(03)
- [6]基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究[D]. 向小芹. 哈尔滨工程大学, 2014(03)
- [7]环隙通道内自然循环净蒸汽产生起始点的研究[D]. 禹文池. 哈尔滨工程大学, 2007(05)
- [8]安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响[J]. 王海军,罗毓珊,陈听宽,卢冬华,孙英学. 核动力工程, 2003(S2)
- [9]含气率对PTS时压力容器内流动与传热的影响[J]. 罗毓珊,卢冬华,王海军,陈听宽,陈骏. 工程热物理学报, 2003(06)
- [10]核动力非能动安全特性研究[D]. 廖永达. 哈尔滨工程大学, 2003(04)