一、电站压水堆堆芯水力模拟技术（论文文献综述）
汪春宇,彭帆,邢军,王龙,肖卫明[1]（2021）在《小型压水堆下腔室交混特性实验研究》文中研究指明为研究小型压水堆下腔室的交混特性,本文基于比例模化方法,开展小型压水堆1∶3比例模型水力学实验,通过测量溶液浓度变化,获得在冷管流量均衡和非均衡工况下堆芯入口的交混因子矩阵。研究结果表明,均衡流量工况下,冷管流量的变化对堆芯入口交混因子矩阵未产生明显影响;非均衡流量工况下,靠近出口管的燃料组件交混因子受流量不均衡的影响较大,而中心区域的交混因子变化幅度较小。由此可见,小型压水堆在均衡流量下具有较稳定的下腔室交混特性,而在非均衡工况下需要重点关注出口附近燃料组件交混特性的变化。
杨军,张恩昊,郭志恒,吴澳光,王蓓琪,史力豪,杜辉,徐乐瑾[2]（2020）在《全球核能科技前沿综述》文中研究表明讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展,重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料,数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆,将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化,呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。
杜芸[3]（2020）在《风险指引的安全裕度特性分析方法论的研究与应用》文中指出现行的核能安全分析方法,包括确定论分析方法和概率论分析方法,均存在自身的局限,尤其是面对有限幅度设计变更时,传统的安全分析方法很难敏感的捕捉其风险响应。为了帮助核电厂业主做出更符合经济性和安全性的决策,本文通过对风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法论的深入研究,整合两种现有的安全分析技术,开发并成功执行了以此理论为基础的计算风险评估方法（CRA）。该新的安全分析方法可提供三类主要的应用,其分别为（1）量化风险指引的安全裕度,（2）从风险的角度优化核能电厂各重要系统的设计,以及（3）量化系统老化或设计变更对系统所造成的风险响应。本论文着眼于讨论CRA方法在有限幅度功率提升对系统的风险响应问题中的应用。通过对一个传统三环路压水堆全厂断电事故特定风险显着序列的分析、对认知性参数和随机性参数不确定性的同时量化、以及量化过程中对抽样区间和样本数合理有效的缩小,本方法改进了传统PSA技术,提高了风险评估的效率和敏感性。最终计算得到了新方法下的堆芯损伤频率,并且成功量化出小幅功率提升对电厂风险的影响。本论文的主要内容包括:（1）通过对风险指引安全裕度特性分析方法的研究,阐述新一代安全分析技术所需具备的能力和预期达到的目标。以此为指导,将确定论BEPU方法和概率论PSA技术有机结合,开发新一代的安全分析方法——计算风险评估（CRA）方法,并且制定基本实施步骤。该方法需要整合的技术包括PSA建模技术、核能电厂事故动态模拟与分析技术、不确定性分析技术、高效的抽样技术和数据统计技术等。（2）将本文开发的计算风险评估（CRA）方法应用于在运典型三环路压水堆核电厂全厂断电事故中的风险显着序列。内容包含:对真实电厂的最佳估算建模;对传统PSA模型关键事件的细化分析处理;对电厂状态参数和随机性参数同时随机抽样;运用统计学方法量化不确定性对结果的影响等。最终计算得到新的堆芯损伤频率被有效减小,从而挖掘出了更大的安全裕度空间。（3）运用CRA方法量化功率小幅提升对典型压水堆核电厂全厂断电事故风险显着序列的堆芯损伤频率的影响。从该分析方法中,可以清晰的看到当电厂小幅功率提升时（5%）,电力恢复时间的有效抽样区间会因此发生左移,确定失效的概率增大,同时抽样范围内的条件失效概率也发生微幅提高。由此,功率小幅提升对全厂断电事故中的风险显着序列的风险响应得以量化。将丧失热阱为主因的序列和轴封失效为主因的序列合并起来,得到:额定功率时,两者的堆芯损伤频率和为1.234E-5/堆年;功率提升5%时,两者的堆芯损伤频率和为1.389E-5/堆年,升高了12.56%。本文以风险指引的安全裕度特性分析方法论为指导,旨在发展出一套整合确定论与概率论分析方法的全新的具备新一代分析能力的安全分析方法,在国际和国内均属领先。更重要的是,本文将停留在理论上的展望成功实践于我国典型压水堆核电厂小幅功率提升的风险响应量化评估。该尝试为电厂中更广泛的小幅设计变更和设计优化等问题的风险量化奠定了良好基础。不仅为电厂业主提供了务实的决策依据,同时也为核电监管部门提供了许可审核的新思路和新方法,具有重要的工程意义。
沈欣媛[4]（2019）在《我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究》文中认为随着国际热核实验堆ITER的建设推进,参与ITER计划的各方已经开始筹划下一代聚变堆的研发与建设,如欧洲的EU-DMEO和中国的CFETR,旨在建成聚变示范电站或聚变工程实验堆。聚变堆具有中子能量高、流强大、能谱范围复杂、堆结构复杂且服役环境极端、放射性氚贮量大等特点。在运行服役期间,有可能引发与裂变堆相似的职业辐照、放射性释放等风险,如何对核反应堆级别的聚变设施开展安全监管已成为重要研究方向。截至目前,国际上尚无国家正式颁布针对聚变堆的核安全监管要求,可能导致针对聚变堆的研发活动处于“无法可依”的境地。为解决上述问题,本文首先对国内外核安全监管法律法规体系进行了全面调研,梳理了我国开展聚变核安全监管所面临的内外部法律法规环境,随后进一步对全球范围内开展的聚变核安全相关工作和经验进行了总结,尤其是ITER核安全评价与许可证申请和审批的实践经验。研究发现,通过数十年研究积累,在传统裂变已发展成熟的安全理念基本框架的基础上,聚变领域初步形成了安全理念雏形。本文系统阐明了聚变堆的安全特性,指出聚变堆在放射性源项与能量源项、事故特性、职业辐照、放射性废物等方面与裂变堆存在的显着差异,并基于此,从安全目标、安全功能以及安全分析和评价等方面构建了聚变堆的安全理念并将其与裂变堆安全理念进行对比,为聚变堆的安全设计及核安全法律法规建设奠定了基础。基于聚变堆和裂变堆在安全特性和安全理念上的差异,本文对我国现行的核安全法律法规体系进行了全面梳理,从我国现行法律法规体系的“金字塔式”结构入手,一是从纵向上对位于法律层、行政法规层、部门规章层,以及指导性文件层等不同层级法律法规文件对聚变堆的适用性逐条进行分析;二是从横向上,即法律法规体系中蕴含的主要制度体系及安全要求的角度,对我国当前的核安全法律法规体系中的许可证制度、放射性废物安全管理制度、辐射防护和安全评价制度,以及核设施设计安全要求等对聚变堆的适用性进行分析。在相关分析结果的基础上,对我国聚变核安全监管法律法规体系建设可能的实现途径进行了探讨。最后,按照上文提出的法律法规体系建设实现途径,结合聚变目前的发展阶段以及发展要求,本文从对聚变堆适用性相对低的部门规章层选取核动力厂设计安全有关规定作为研究样本,尝试对其提出了修订建议;同时在指导性文件层,选取现阶段的重要缺项之一,有关聚变堆安全分级方面的导则作为研究样本,参照目前在裂变领域已发展较为成熟的方法和框架,提出了针对聚变设施的安全分级方法框架。为保障法律法规修制定工作顺利实施和推进,本文还提出了配套政策建议,并简单总结了开展聚变核安全法律法规体系建设可能面临的挑战。
杨军,朱东来,吴幸慈,王蓓琪,徐乐瑾[5]（2019）在《2018年核能科技热点回眸》文中认为盘点了2018年核能科技重点领域所取得的重要研究与工程进展,重点介绍了第四代反应堆、核电站项目建设以及退役方面的最新状况。总体情况显示,核能仍是全球能源结构中的关键一环。随着新一代核能设施研发和核退役部署,有望进一步确保和发挥核能的关键作用。
丁宗华,张明,林绍萱[6]（2018）在《CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验研究》文中认为反应堆堆芯入口流量分配是反应堆水力性能研究的重要内容之一,其与堆芯热裕量和燃料组件燃料棒的流致振动密切相关,从而影响反应堆的运行。CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验是验证CAP1400反应堆结构设计与分析的一个重要环节,旨在验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度。本文通过1/6比例模型试验,获得无均流板结构工况和带均流板结构3种工况（均匀流量工况、非均匀流量工况、偏回路流量工况）下CAP1400反应堆堆芯入口流量分配结果,并进行了各工况下流量分配均匀程度的分析。试验结果表明,CAP1400反应堆堆芯入口具有较好的流量分配效果。
王冰[7]（2018）在《高温气冷堆乏燃料干式贮存冷却系统瞬态分析》文中指出球床模块式高温气冷堆（HTR-PM）在乏燃料的暂存与中间贮存阶段均采用干式贮存冷却方案。暂存阶段乏燃料余热功率较高,需采用强制通风冷却,中间贮存阶段余热功率较低,采用自然通风冷却。研究乏燃料干式贮存冷却系统在正常运行工况下的余热排出特性与风机失效时的事故进程,对于验证设计基准、评价事故工况下的安全特性具有重要意义。干式贮存冷却系统是多尺度多物理场耦合的瞬态通风系统,其瞬态过程分析也为大尺度通风系统的模拟提供一种新思路。本文首先根据干式贮存系统的特点,建立了多尺度耦合的单相瞬态流动模型与共轭传热耦合辐射换热的瞬时固体传热模型。采用CFD方法研究贮存系统小尺度上的局部阻力特性与传热特性,在粗网格上实现瞬态过程计算,通过传递函数实现小尺度与大尺度的单向耦合。将竖井固体区域分层,独立求解每层的共轭传热耦合辐射换热的过程。其次研究瞬态分析模型的求解方法,并开发了瞬态分析程序TAC-DS。通过有限积分法将流动与传热方程在空间上离散,采用半隐格式处理对流传热,将通风流动与固体传热分离求解。流动离散方程采用半隐格式,使用压力修正方法转换为线性代数方程组并求解。固体传热离散方程也采用半隐格式,使用牛顿迭代法直接求解非线性方程组。将模型与上述求解方法以计算机程序的形式固化,开发了瞬态分析程序TAC-DS,并根据实验数据与CFD模拟对模型与程序进行验证。应用TAC-DS程序,分别研究HTR-PM乏燃料缓冲贮存区与中间贮存区在多种运行工况下的余热排出特性,得到了稳态情况下各竖井的流量分布、温度分布,以及风机失效事故后自然通风的建立与固体温升过程等信息。结果表明,缓冲贮存区与中间贮存区在正常工况与风机失效事故工况下均能有效排出余热,保证竖井内固体结构温度低于材料的安全温度限值。研究了贮存区存放贮罐数量、环境温度和固体表面热发射率对余热排出特性的影响,拓展了研究结果的适用范围。最后将瞬态分析模型与TAC-DS程序扩展并应用于单相多组分流动换热,并以公路隧道火灾为例,分析火灾事故情况下的烟气扩散特性。表明瞬态分析模型不仅适用于高温堆乏燃料干式贮存冷却系统,还可以应用于建筑通风系统气相组分扩散等相关领域的研究。
贺新[8]（2018）在《第三代压水堆数字化棒控棒位系统设计与实现》文中研究表明棒控棒位系统作为核电站反应堆中的重要组成部分,它关系着核电站是否可以正常运行发电。从国内外棒控棒位系统的研究现状表明数字化已经成为棒控棒位系统发展的必然趋势,由于目前国内核电站的棒控棒位系统大多从国外引进,因此自主化研发的数字化棒控棒位技术具有重大的战略和经济意义。本文以AP1000核电站为研究对象,首先对数字化棒控棒位系统的功能要求进行需求分析,根据堆芯棒束的分布特点设计控制棒的动作模式,提出了数字化棒控系统和数字化棒位系统的设计目标,并在此基础上进行数字化棒控系统和数字化棒位系统的设计。在数字化棒控系统设计中,本文从控制棒驱动机构的结构及控制原理出发,设计采用可控硅技术的三相半波整流电路来建立控制棒单棒驱动系统,使用Simulink对单棒驱动系统建立数学模型,通过仿真指出单棒驱动系统中的控制算法会受到工作温度的影响,并引入模糊PID算法进行优化。针对数字化棒控系统的69根控制棒,本文提出“一拖四”棒组驱动技术、双面机柜结构、LC整流回路复用技术及单棒控制方案来实现棒控系统的多棒控制。在数字化棒位系统设计中,本文提出使用新式电感式棒位探测器和安全壳内的数据柜结构方案,并采用地址轮询方式来进行棒位信息的交互,本文所设计的数字化棒位系统可以在快速完成所有控制棒位置监测的同时,很大程度的减少安全壳贯穿件的使用,从而进一步缩减成本、提高反应堆的安全性。此外,本文还对数字化棒控棒位系统进行可靠性分析,着重建立逻辑柜的可靠性架构模型,并推理得出逻辑柜的可靠度及失效率等可靠性指标。同时本文还建立了数字化棒控系统和棒位系统的可靠性框图,做出系统的可靠性预测及评估。
陈硕,顾汉洋[9]（2017）在《堆芯整体水力学试验模拟分析》文中研究说明为了分析堆芯整体水力学试验中模拟堆芯各设计参数以及流量参数对堆芯入口流量分配实验结果的影响,本文以秦山二期600MW 1/4几何比例水力学模型实验为对象,采用CFD数值方法分析了不同模化流速和堆芯阻力分布形式对流量分配的影响。结果表明,堆芯流量分配随着实验流速的增大而变得更加均匀;忽略组件阻力会使流量分配均匀性变差;堆芯阻力均匀分布和分段分布得到的流量分配结果基本一致,即组件水力学模拟体设计中对组件压降轴向分布的精细模拟没有必要。
汪振[10]（2017）在《铅基研究实验堆假想堆芯解体事故分析研究》文中研究指明铅基反应堆（以下简称铅基堆）是第四代核能系统与加速器驱动次临界系统的重要候选堆型。与其他快中子反应堆一样,由于铅基堆在正常运行时堆芯布置不是使Keff为最大的,堆芯熔化后材料的重新布置,有可能导致反应性急剧增加,期间释放出的巨大能量可能会造成堆芯解体。为确保铅基堆在严重事故下能够包容放射性物质从而使人和环境免受辐射危害,对其进行假想堆芯解体事故（Hypothetical Core Disruptive/Disassembly Accident,HCDA）的研究是非常必要的。然而,目前国际上对铅基堆HCDA的研究还处于起步阶段,对HCDA分析在铅基堆安全评价中占据的地位以及所要达到的安全目标等尚不明确,对铅基堆HCDA相关物理现象及事故演化过程的认识也十分匮乏。本文以中国铅基研究实验堆为研究对象,针对上述铅基堆HCDA事故研究存在的问题,从宏观的评价方法到微观的事故现象机理,多尺度开展了安全研究与探索。具体工作如下:（1）基于福岛事故后最新的核安全理念,并借鉴钠冷快堆的先进经验,建立了一个适用于铅基堆HCDA的评价方法,提出了把HCDA作为铅基堆的"设计扩展工况"来处理,同时明确了其消除重返临界的确定论与概率论要求,首次阐明了铅基堆HCDA研究在安全评价中所处的地位以及所需达到的安全目标,并进一步指出铅基堆HCDA事故分析需采用现象学、机械论、概率论等相结合的分析方法,为后续章节的分析提供了方法论基础。（2）基于"现象学"的事故分析方法,借助NTC-2D程序对铅基研究实验堆HCDA过程中的主要物理现象展开了数值模拟研究。发现了铅基堆HCDA事故下独特的热工水力现象:堆芯熔融物能迁移出堆芯,从而有潜力消除重返临界;但在迁移过程中熔融包壳会再凝固导致堆芯流道堵塞、最终形成的熔池会发生组份分层导致熔融燃料的聚集,这两种行为可能使事故朝恶化方向发展,需要特别关注。基于此,本文还给出了未来一种开展铅基堆HCDA实验研究的思路。（3）基于"机械论"的事故分析方法,利用NTC-2D程序建立了铅基研究实验堆（包括临界堆与次临界堆）的事故分析模型,并全面探究了两种堆型在两类典型事故（无保护瞬态超功率与燃料组件瞬时全堵）始发的HCDA下全堆芯瞬态过程以及影响因素。研究发现,次临界堆比临界堆固有安全性更好,不会发生无保护超功率导致的HCDA。在发生燃料组件瞬时堵流事故时,燃料孔隙率对两者的HCDA事故进程均影响显着。两种堆型皆可通过对设计参数（包括燃料孔隙率、冷却剂的驱动形式等）的选取实现堆芯熔融物的漂浮并且冷却,而不需要额外的工程措施。本文的研究成果不仅为铅基研究实验堆实现消除重返临界的安全目标提供了重要依据;同时还完善了铅基堆严重事故现象学知识,对未来大型商用铅基堆的安全设计具有重要的借鉴意义。
二、电站压水堆堆芯水力模拟技术（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、电站压水堆堆芯水力模拟技术（论文提纲范文）
（2）全球核能科技前沿综述（论文提纲范文）
| 1 全球核电现状 |
| 1.1 世界各国核电情况 |
| 1.2 中国核电现状 |
| 2 小型模块化反应堆研究进展 |
| 2.1 英法俄加等国 |
| 2.2 美国Nu Scale小型模块堆 |
| 2.3 国内小型堆建设进程 |
| 2.4 小型模块堆技术研发进展 |
| 3 空间动力堆技术 |
| 3.1 千瓦级空间核反应堆Kilopower |
| 3.2 地面气冷微型模块化反应堆MMR |
| 3.3 小型模块化裂变反应堆SMFR |
| 4 聚变反应堆 |
| 4.1 核聚变 |
| 4.2 国际热核实验堆（ITER) |
| 4.3 中国聚变工程实验堆（CFETER) |
| 5 事故容错燃料 |
| 5.1 ATF领域研究现状 |
| 5.2 各国ATF研发进展 |
| 6 数值反应堆与核电软件进展 |
| 7 结论 |
（3）风险指引的安全裕度特性分析方法论的研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 缩略词对照表 |
| 主要数学符号对照表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 确定论分析方法 |
| 1.2.1 最佳估算加不确定性分析方法(BEPU) |
| 1.2.2 CSAU不确定性分析方法 |
| 1.2.3 确定论分析方法现阶段发展 |
| 1.3 概率论分析方法 |
| 1.3.1 概率安全评价(PSA)方法概述 |
| 1.3.2 一级PSA的实施办法 |
| 1.3.3 概率论分析方法现阶段发展 |
| 1.4 风险指引的安全裕度分析方法 |
| 1.4.1 风险指引的安全裕度的概念 |
| 1.4.2 风险指引的安全裕度特性分析方法发展的必要性 |
| 1.4.3 风险指引的安全裕度特性分析方法论的发展 |
| 1.4.4 国外RISMC方法论研究现状 |
| 1.4.5 国内RISMC方法论研究现状 |
| 1.5 本文的主要思路和具体工作 |
| 第二章 基于 RISMC 方法论的计算风险评估(Computational Risk Assessment)方法的开发 |
| 2.1 风险指引安全裕度特性分析方法论的要素 |
| 2.2 传统压水堆核电厂的PSA分析 |
| 2.2.1 丧失外电事故的事件树 |
| 2.2.2 全厂断电事故重要序列的PSA模型 |
| 2.2.3 传统PSA方法的不足 |
| 2.3 先进的计算风险分析(Computational Risk Assessment)方法开发思路 |
| 2.3.1 结合先进的确定论分析方法和概率论分析方法 |
| 2.3.2 量化两类不确定性 |
| 2.3.3 提高分析的效率和敏感性 |
| 2.3.4 条件失效概率的求取 |
| 2.3.5 抽样数目的确定 |
| 2.4 计算风险分析(Computational Risk Assessment)方法的实施步骤 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 CRA方法在传统压水堆SBO事故中的应用 |
| 3.1 全厂断电事故的确定论建模 |
| 3.1.1 传统三环路压水堆 |
| 3.1.2 建模工具 |
| 3.1.3 传统三环路压水堆全厂断电事故最佳估算程序建模 |
| 3.1.4 额定工况的计算 |
| 3.2 重要参数的选择和抽样范围的确定 |
| 3.2.1 重要参数的选择 |
| 3.2.2 参数抽样函数和范围 |
| 3.3 改进PSA模型的建立 |
| 3.4 重要不确定性参数抽样 |
| 3.4.1 蒙特卡罗方法 |
| 3.4.2 拉丁超立方抽样方法 |
| 3.4.3 丧失热阱为主因的事故序列不确定性参数抽样 |
| 3.4.4 轴封失效为主因的事故序列的不确定性参数抽样 |
| 3.5 SBO丧失热阱为主因的事故序列 |
| 3.5.1 序列发生概率的计算 |
| 3.5.2 失效概率的三种计算方法与比较 |
| 3.5.3 堆芯损伤频率的计算 |
| 3.6 SBO轴封失效为主因的序列 |
| 3.6.1 序列发生概率的计算 |
| 3.6.2 失效概率的计算 |
| 3.6.3 堆芯损伤频率的计算 |
| 3.7 计算结果对比 |
| 3.8 本章小结 |
| 第四章 小幅功率提升对电厂SBO事故风险影响的量化评估 |
| 4.1 本章分析对象 |
| 4.2 随机性参数抽样范围的确定 |
| 4.3 丧失热阱为主因的事故序列 |
| 4.3.1 条件失效概率的计算 |
| 4.3.2 堆芯损伤频率的计算和比较 |
| 4.4 轴封失效为主因的事故序列 |
| 4.4.1 条件失效概率的计算 |
| 4.4.2 堆芯损伤频率的计算和比较 |
| 4.5 功率提升前后的比较 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 本文的主要内容与结论 |
| 5.2 本文的创新点 |
| 5.3 后续研究工作 |
| 参考文献 |
| 附录1 |
| 附录2 |
| 附录3 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间已发表或录用的论文 |
（4）我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题及意义 |
| 1.2 国内外主要研究进展综述 |
| 1.2.1 核安全与核安全监管 |
| 1.2.2 聚变核安全的研究进展 |
| 1.2.3 目前研究的主要局限性 |
| 1.3 论文结构和主要研究内容 |
| 第2章 国内外现行核安全监管法律法规体系 |
| 2.1 我国核安全法律法规体系及监管制度 |
| 2.1.1 我国的核安全法律法规体系 |
| 2.1.2 我国核安全监管制度 |
| 2.2 国际核安全法律制度体系及其主要动向 |
| 2.2.1 国际法律文书 |
| 2.2.2 IAEA安全标准和行为准则 |
| 2.2.3 同行评审机制 |
| 2.2.4 主要核电先进国家核安全监管法规体系发展 |
| 2.2.5 全球核安全法律制度近年的主要发展动向 |
| 第3章 聚变安全特性和安全理念 |
| 3.1 聚变安全特性 |
| 3.1.1 聚变堆基本原理 |
| 3.1.2 聚变堆安全特性分析 |
| 3.1.3 聚变-裂变安全特性的异同总结 |
| 3.2 聚变安全理念 |
| 3.2.1 聚变安全目标 |
| 3.2.2 聚变安全原则 |
| 3.2.3 聚变安全功能 |
| 3.2.4 聚变安全评价 |
| 3.2.5 聚变-裂变安全理念的异同总结 |
| 第4章 我国核安全法律法规体系对聚变堆的适用性分析 |
| 4.1 我国核安全法律法规体系对聚变的适用性分析 |
| 4.1.1 法律层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.2 行政法规层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.3 部门规章层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.4 核安全导则层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.2 我国核安全法规中重要制度和要求对聚变堆的适用性分析 |
| 4.2.1 核安全许可制度对聚变的适用性 |
| 4.2.2 放射性废物安全管理制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.3 辐射防护与定期安全评价制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.4 核设施设计安全要求对聚变的适用性分析 |
| 4.3 关于我国聚变核安全监管法律法规体系建设实现途径的探讨 |
| 第5章 我国聚变核安全法律法规制修订示范及建议 |
| 5.1 法律法规制修订建议示范 |
| 5.1.1 部门规章层文件修订建议示范——以《核动力厂设计安全规定》为例 |
| 5.1.2 核安全导则层文件制定建议示范——以聚变设施构筑物、系统和部件(SSC)的安全分级为例 |
| 5.2 配套政策建议 |
| 5.2.1 指导思想 |
| 5.2.2 基本原则 |
| 5.2.3 保障措施 |
| 5.3 可能面临的挑战 |
| 5.3.1 我国核安全法律法规体系的不断完善 |
| 5.3.2 聚变自身发展特定阶段的限制 |
| 5.3.3 各利益相关方的关注与参与 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 工作总结 |
| 6.2 本文创新点 |
| 6.3 未来展望 |
| 参考文献 |
| 附表1 《放射性污染防治法》对聚变的适用性分析 |
| 附表2 《核安全法》对聚变的适用性分析 |
| 附表3 《民用核设施安全监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表4 《核电厂核事故应急管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表5 《民用核安全设备监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表6 《放射性废物安全管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表7 核安全领域部门规章 |
| 附表8 《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—核电厂安全许可证件的申请和颁发》对聚变的适用性分析 |
| 附表9 《核动力厂设计安全规定》对聚变的适用性分析 |
| 附表10 《研究堆设计安全规定》(HAF201-1995)对聚变的适用性分析 |
| 附表11 核安全导则(指导性文件) |
| 附表12 《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08-1986)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表13 《核动力厂安全评价与验证》(HAD102/17-2006)对聚变的适用性分析 |
| 附表14 《研究堆调试》(HAD202/05-2010)对聚变的适用性分析 |
| 附表15 《铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容》(HAD301/01-1991)对聚变的适用性分析 |
| 附表16 《放射性废物分类》(HAD 401/04)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表17 《民用核安全机械设备模拟件制作》(HAD601/01-2013)对聚变的适用性分析 |
| 附表18 《放射性物品运输核与辐射安全分析报告书格式和内容》(HAD701/02-2014)对聚变堆的适用性分析 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（5）2018年核能科技热点回眸（论文提纲范文）
| 1 第四代反应堆研发进展 |
| 1.1 ADS次临界加速器驱动次临界系统 |
| 1.2 TMSR钍基熔盐堆 |
| 1.3 高温气冷堆 |
| 1.4 行波堆 |
| 1.5 快堆 |
| 1.6 超临界水冷堆 |
| 2 核电站建设进展 |
| 2.1 田湾核电站 |
| 2.2 阳江核电站 |
| 2.3 三门核电站 |
| 2.4 海阳核电站 |
| 2.5 台山核电站 |
| 2.6 石岛湾核电站 |
| 2.7 福清核电站 |
| 3 核退役进展 |
| 4 结论 |
（6）CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验研究（论文提纲范文）
| 1 试验回路 |
| 2 试验件 |
| 2.1 相似关系 |
| 2.2 模型参数 |
| 2.3 简化设计 |
| 3 试验工况 |
| 4 试验结果 |
| 5 不确定度分析 |
| 6 总结 |
（7）高温气冷堆乏燃料干式贮存冷却系统瞬态分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 乏燃料贮存冷却系统研究现状 |
| 1.2.1 乏燃料贮存水池的研究 |
| 1.2.2 乏燃料干式贮存设施的研究 |
| 1.3 大型建筑物通风散热研究现状 |
| 1.4 研究内容与技术路线 |
| 1.4.1 研究内容 |
| 1.4.2 现有研究方法的适应性评价 |
| 1.4.3 研究技术路线 |
| 第2章 乏燃料干式贮存冷却系统瞬态分析模型 |
| 2.1 干式贮存冷却系统的单相瞬态流动模型 |
| 2.1.1 干式贮存冷却系统的通风动力学特性 |
| 2.1.2 单相瞬态流动模型的控制方程 |
| 2.1.3 流动阻力特性传递函数 |
| 2.2 干式贮存冷却系统的传热模型 |
| 2.2.1 干式贮存冷却系统传热过程的物理描述 |
| 2.2.2 固体瞬时传热模型的控制方程 |
| 2.2.3 竖井内对流换热关系式 |
| 2.3 干式贮存系统的热源分布 |
| 2.3.1 乏燃料贮罐的余热功率 |
| 2.3.2 再装料贮罐的余热功率 |
| 2.4 气体状态方程与固体物性方程 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 瞬态分析程序TAC-DS的开发与验证 |
| 3.1 瞬态分析模型控制方程的空间离散 |
| 3.1.1 流动控制方程基于交错网格的空间离散 |
| 3.1.2 固体传热方程的空间离散 |
| 3.2 空间离散控制方程的求解算法 |
| 3.2.1 瞬态分析模型的解耦与分离求解 |
| 3.2.2 流动离散方程的半隐格式 |
| 3.2.3 固体传热离散方程的半隐格式 |
| 3.2.4 数值求解过程 |
| 3.2.5 数值解法的时间步长 |
| 3.2.6 稳态计算的加速方法 |
| 3.3 TAC-DS程序开发 |
| 3.4 瞬态分析模型与求解算法的验证 |
| 3.4.1 高温堆堆芯上下封头间自然对流模型实验 |
| 3.4.2 简化贮存冷却系统的CFD模拟 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 HTR-PM乏燃料缓冲贮存区余热排出特性 |
| 4.1 乏燃料干式贮存冷却系统安全目标 |
| 4.2 缓冲贮存区的布置与运行工况 |
| 4.2.1 缓冲贮存区通风冷却系统布置 |
| 4.2.2 缓冲贮存区的运行工况 |
| 4.3 缓冲贮存区正常运行工况分析 |
| 4.3.1 控制体划分 |
| 4.3.2 正常运行工况下的余热排出特性 |
| 4.4 缓冲贮存区风机失效事故分析 |
| 4.4.1 事故工况下自然通风的形成 |
| 4.4.2 事故工况下的余热排出特性 |
| 4.5 参数影响性分析 |
| 4.5.1 贮罐数量的影响 |
| 4.5.2 环境温度的影响 |
| 4.5.3 固体表面热发射率的影响 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 HTR-PM乏燃料中间贮存区余热排出特性 |
| 5.1 中间贮存区的布置与运行工况 |
| 5.1.1 中间贮存区的通风冷却系统 |
| 5.1.2 中间贮存区的运行工况 |
| 5.1.3 中间贮存区的热源分布 |
| 5.2 中间贮存正常运行工况分析 |
| 5.2.1 控制体划分 |
| 5.2.2 正常运行工况下的余热排出特性 |
| 5.3 堆芯排空运行工况分析 |
| 5.4 堆芯排空时风机失效事故工况分析 |
| 5.4.1 事故工况下自然通风的形成 |
| 5.4.2 事故工况下的余热排出特性 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 单相瞬态分析模型在多组分流动换热中的应用 |
| 6.1 单相多组分流动换热的物理模型 |
| 6.2 单相多组分瞬态流动的求解算法 |
| 6.3 隧道火灾烟气扩散分析 |
| 6.3.1 隧道火灾情景 |
| 6.3.2 两种隧道通风系统的烟气扩散特性分析 |
| 6.4 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 论文工作总结 |
| 7.2 主要创新点 |
| 7.3 工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录 A 贮存系统流动结构阻力特性传递函数 |
| 附录 B 瞬态流动半隐式求解代数方程组系数 |
| 个人简历、在学期间发表的学术论文与研究成果 |
（8）第三代压水堆数字化棒控棒位系统设计与实现（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 棒控棒位系统的国内外研究现状 |
| 1.3 课题研究的内容和任务 |
| 第二章 数字化棒控棒位系统功能需求分析 |
| 2.1 棒控棒位系统的功能描述 |
| 2.2 数字化棒控系统功能需求分析 |
| 2.2.1 控制棒分类 |
| 2.2.2 控制棒动作模式设计 |
| 2.3 数字化棒位系统功能需求分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 数字化棒控系统设计 |
| 3.1 控制棒单棒驱动系统设计 |
| 3.1.1 驱动机构特性 |
| 3.1.2 控制棒驱动流程设计 |
| 3.1.3 整流电路设计 |
| 3.2 驱动系统(单棒)的数学建模及模糊控制 |
| 3.2.1 驱动系统(单棒)数学建模 |
| 3.2.2 电流控制算法的缺点 |
| 3.2.3 电流控制优化(模糊控制) |
| 3.3 棒控系统(多棒)控制方案设计 |
| 3.3.1 “一拖四”棒组驱动方案设计 |
| 3.3.2 双面机柜与整流回路复用方案设计 |
| 3.3.3 棒组控制模式下的单棒方案设计 |
| 3.3.4 数字化棒控系统结构方案设计 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 数字化棒位系统设计 |
| 4.1 棒位探测器设计 |
| 4.1.1 棒位探测器原理分析 |
| 4.1.2 棒位探测器设计方案 |
| 4.2 数据柜设计 |
| 4.2.1 数据柜结构设计 |
| 4.2.2 数据柜功能模块设计 |
| 4.3 落棒测试柜设计 |
| 4.4 棒位逻辑柜设计 |
| 4.5 数字化棒位系统结构方案设计 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 数字化棒控棒位系统可靠性分析 |
| 5.1 通用系统的可靠性分析 |
| 5.1.1 可靠性概念 |
| 5.1.2 可靠性模型设计及可靠度指标计算 |
| 5.2 逻辑柜的可靠性分析 |
| 5.2.1 逻辑柜的冗余结构设计 |
| 5.2.2 逻辑柜的可靠性框图绘制 |
| 5.2.3 逻辑柜的可靠性指标计算及分析 |
| 5.3 数字化棒控棒位系统的可靠性分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 结束语 |
| 6.1 主要工作与创新点 |
| 6.2 后续研究工作 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）铅基研究实验堆假想堆芯解体事故分析研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究对象 |
| 1.2.1 假想堆芯解体事故 |
| 1.2.2 铅基堆的假想堆芯解体事故 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 铅基堆HCDA相关研究进展 |
| 1.3.2 铅基堆HCDA研究存在问题 |
| 1.4 研究目标和意义 |
| 1.5 论文的主要内容和结构 |
| 第二章 HCDA的评价方法 |
| 2.1 HCDA在铅基堆安全评价中的地位 |
| 2.2 安全目标 |
| 2.3 事故分析方法 |
| 第三章 HCDA分析模型及程序验证 |
| 3.1 程序开发背景概述 |
| 3.2 程序物理与计算模型 |
| 3.2.1 总体架构与基本原理 |
| 3.2.2 中子学模型 |
| 3.2.3 热工水力学模型 |
| 3.3 程序验证 |
| 3.3.1 基准例题验证 |
| 3.3.2 机理实验对比验证 |
| 第四章 HCDA关键物理现象分析 |
| 4.1 包壳熔融再凝固过程 |
| 4.1.1 计算模型 |
| 4.1.2 结果分析 |
| 4.2 燃料迁移过程 |
| 4.2.1 计算模型 |
| 4.2.2 结果分析 |
| 4.3 堆芯熔融物与冷却剂的相互作用 |
| 4.3.1 计算模型 |
| 4.3.2 结果分析 |
| 4.4 熔池行为 |
| 4.4.1 计算模型 |
| 4.4.2 结果分析 |
| 第五章 典型HCDA事故演化进程分析 |
| 5.1 计算模型及稳态分析 |
| 5.2 无保护瞬态超功率始发的HCDA研究 |
| 5.2.1 铅基临界堆的UTOP |
| 5.2.2 铅基次临界堆的UTOP |
| 5.2.3 UTOP始发的HCDA事故特性评述 |
| 5.3 燃料组件瞬时全堵事故始发的HCDA研究 |
| 5.3.1 铅基临界堆的TIB |
| 5.3.2 铅基次临界堆的TIB |
| 5.3.3 TIB始发的HCDA事故特性评述 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 工作总结 |
| 6.2 论文创新点 |
| 6.3 未来展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
| 在读期间获得的奖励 |
四、电站压水堆堆芯水力模拟技术（论文参考文献）
- [1]小型压水堆下腔室交混特性实验研究[J]. 汪春宇,彭帆,邢军,王龙,肖卫明. 核动力工程, 2021(05)
- [2]全球核能科技前沿综述[J]. 杨军,张恩昊,郭志恒,吴澳光,王蓓琪,史力豪,杜辉,徐乐瑾. 科技导报, 2020(20)
- [3]风险指引的安全裕度特性分析方法论的研究与应用[D]. 杜芸. 上海交通大学, 2020(01)
- [4]我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究[D]. 沈欣媛. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [5]2018年核能科技热点回眸[J]. 杨军,朱东来,吴幸慈,王蓓琪,徐乐瑾. 科技导报, 2019(01)
- [6]CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验研究[J]. 丁宗华,张明,林绍萱. 原子能科学技术, 2018(09)
- [7]高温气冷堆乏燃料干式贮存冷却系统瞬态分析[D]. 王冰. 清华大学, 2018(04)
- [8]第三代压水堆数字化棒控棒位系统设计与实现[D]. 贺新. 上海交通大学, 2018(02)
- [9]堆芯整体水力学试验模拟分析[A]. 陈硕,顾汉洋. 第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会论文集, 2017
- [10]铅基研究实验堆假想堆芯解体事故分析研究[D]. 汪振. 中国科学技术大学, 2017(12)