一、对临界热流密度计算关系式FC-2000的审评（论文文献综述）
刘得印[1]（2020）在《压水堆核电站堆芯熔融物滞留技术方案研究》文中研究指明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。
叶潜[2]（2019）在《小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析》文中提出小型模块堆（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。
刘伟,彭诗念,江光明,刘余,单建强[3]（2018）在《基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究》文中认为分别采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法和烧毁（BO）点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度（CHF）关系式—ACC （ATHAS CHF CORRELATION）关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率。
刘伟,彭诗念,江光明,刘余,单建强[4]（2018）在《压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述》文中进行了进一步梳理针对压水堆堆芯临界热流密度（CHF）预测这一重要科学问题,分析了棒束中存在的格架效应、冷壁效应和非均匀加热效应对CHF的影响,对比了基于不同假设的6类CHF机理模型,给出了棒束CHF关系式的开发途径,并得出了CHF机理模型和经验关系式在棒束CHF预测上的优缺点。建议进一步充实已有的CHF实验数据库,优化CHF关系式的开发方法,并积极开发棒束CHF机理模型。
肖红,王一鸣,鲍杰,付浩[5]（2017）在《对临界热流密度关系式FC2002r的审评研究》文中研究指明介绍了针对临界热流密度关系式FC2002r的开发方法、审评过程、审评意见和审评结论,对临界热流密度关系式审评的主要关注问题给出建议和指导。
王军[6]（2016）在《阵列喷雾冷却换热特性及表面温度均匀性实验研究》文中进行了进一步梳理电子设备集成度和功率密度的不断提高,导致电子元件散热问题越显突出,传统散热方式己很难满足其散热要求。相比,喷雾冷却技术因其散热高效,温控良好,工质需求量少等优势在传热领域受到研究者广泛的关注,具有广阔的应用前景。目前喷雾冷却的研究多集中在单喷嘴或两喷嘴的小尺寸面换热机理方面,本文以大功率固体激光器散热工程应用为背景,设计标准模块化冷却器,针对大喷淋表面研究了沸腾区阵列喷雾冷却换热特性。主要研究工作如下：（1）以R134a和R407c为冷却工质,设计搭建了封闭式循环喷雾冷却实验系统,并计算分析了喷嘴雾化特性,结果表明：同一工况下,R407c雾化液滴的Suater平均直径小于R134a,且液滴Suater平均直径随着喷雾压降的增大均会变小。（2）设计排布喷嘴阵列,计算最优喷雾高度,优化冷却液流道结构,研制出阵列喷雾模块化冷却器,并测试验证了整个喷嘴阵列喷雾的均匀性。（3）以封闭式喷雾冷却系统为实验平台,探索了喷雾流量、喷雾压力、工质入口温度、冷却工质、表面肋结构对阵列喷雾冷却换热特性的影响规律,喷雾流量和压力的增大,使得液滴数增加增强了换热能力；工质入口温度的提高增强了沸腾换热；肋结构能明显改善换热性能；介质R407c换热性能较优于R134a。之后,实验研究了阵列喷雾表面温度分布不均匀性的影响因素,阵列喷雾下表面液膜自由流动区域温度分布更趋于均匀,流量的增加也能改善温度不均匀性。（4）优化实验工况参数,进行模块化冷却器换热特性测试,结果表明：冷却器具备热流密度170W/cm2的冷却能力,并保持较低的冷却表面温度,同时温度不均匀度偏差为1.55℃；控制喷雾入口介质温度为12℃时,热流密度达到127W/cmm2,冷却液进出压差在0.35MPa以内,同时加热表面宽度方向温差只有0.6℃。
傅先刚,殷园,朱元兵,厉井钢,欧阳勇[7]（2015）在《核反应堆低压事故工况下临界热流密度的研究》文中研究表明当前商业压水堆核电站在低压事故工况下普遍使用W-3关系式进行DNBR计算,而W-3关系式是基于早期的圆管和环管等的热工实验数据的。针对该状况,使用国内压水堆主要堆型的燃料元件实验数据对公式W-3和WRB-2进行在烧毁点的校验。结果表明在低压事故工况（针对MSLB事故工况）下,直接采用公式W-3和WRB-2均不能满足DNBR安全限值。通过归一化处理后,在低压区段（6.9<P<10MPa）W-3的DNBR限值小于其规定限值,可以用于核反应堆的设计,但不能用于更低压区段（P<6.9MPa）的设计。同样,在P<10MPa低压区段需要将WRB-2的DNBR限值提高至1.33后方可用于核反应堆的设计。因此开发针对现代压水堆燃料元件涵盖核电站低压事故工况的DNB计算关系式成为当务之急。
汪子迪[8]（2015）在《超临界水冷回路热工设计与安全分析研究》文中提出作为六种第四代核能系统之中的唯一水冷反应堆,超临界水冷堆具有很好的发展前景。近年来,各国的科研工作者对其开展了大量的理论和实验研究。为了对中欧核能开发项目“超临界水堆燃料棒性能验证回路（SuperCritical Water Reactor Fuel Qualification Test,简称SCWR-FQT）”进行研究,本文在对系统安全分析程序ATHLET-SC的相关模型进行了实验验证后,利用该程序对超临界水综合试验回路（Supercritical WAter MUltiPurpose loop,简称SWAMUP）和超临界水堆燃料棒性能验证回路（或称超临界水辐照实验回路）进行了热工安全分析。本文首先根据超临界水棒束加热泄压实验和临界流实验的实验数据分别对ATHLET-SC程序进行了跨临界泄压和超临界水临界流模块的验证。计算结果表明ATHLET-SC程序不仅能很好地模拟出跨临界瞬态泄压传热过程,还具备计算超临界水临界流现象的能力。其次,本文利用ATHLET-SC程序对超临界水工况条件下的堆外燃料组件验证实验回路即“超临界水综合试验回路”进行了预计算,模拟了超临界泄压事故工况下的瞬态过程。对实验稳态和瞬态工况,特别是跨临界过程的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、燃料棒包壳温度等进行分析。此外,还讨论了包括泄压速度、燃料棒加热功率以及临界热流密度等在内的一些重要参数对结果的影响。再其次,本文将ATHLET-SC程序用于超临界水堆燃料棒性能验证回路的稳态分析和最新安全信号设定下的瞬态事故模拟。基于选定的基准事故,与APROS程序和TACOS程序的计算结果进行了对比分析,进一步增强了ATHLET-SC程序对SCWR-FQT回路模拟的准确性和可靠性。此外,本文对包括失水事故、主泵停转事故、冷却剂流道堵塞事故和冷却剂旁流在内的多种设计基准事故进行了分析,列出了事故序列,验证了该回路安全系统的可靠性,也为该回路安全许可证的申请提供了安全分析的结果。最后,本文通过结合超临界水堆燃料棒性能验证回路堆芯的中子物理参数,对该实验回路进行了物理-热工耦合计算,分析了失水事故工况下各主要参数的变化,讨论了影响物理耦合的停堆棒反应性、冷却剂温度反应性系数等的影响。本文的研究结果表明:ATHLET-SC程序能很好的用于超临界水冷堆回路的设计和分析。本文的研究成果对SCWR-FQT回路的许可申请以及实验的顺利开展具有重要的指导意义和学术价值。
吕莉[9]（2015）在《基于RELAP5程序的再淹没膜态沸腾传热模型研究》文中认为失水事故的再淹没过程涉及复杂的两相流动和传热,一直是国内外研究的重点。膜态沸腾换热作为再淹没过程临界后换热的一种主要形式,其换热的好坏直接影响对再淹没过过程包壳峰值温度的预测。相关研究表明,RELAP5程序模拟再淹没过程时,低估燃料包壳峰值温度,并且对骤冷时间的预测也存在不合理。研究发现这与程序中再淹没模块膜态沸腾换热模型的不合理有关,因此基于RELAP5程序研究再淹没膜态沸腾换热模型是很有必要的。发展RELAP5程序的再淹没膜态沸腾换热模型,主要是从模型本身不足出发,分别改进膜态沸腾区域壁面与蒸汽对流换热模型和壁面与液相换热模型。在修改壁面与蒸汽对流换热模型时,考虑棒束结构和蒸汽流动状态的影响。根据蒸汽流动状态将壁面蒸汽对流换热区域划分为强迫层流区域、强迫湍流区域以及层流向湍流发展的过渡区域,基于棒束结构发展每个区域的壁面蒸汽对流换热模型;在修改壁面与液相换热模型时,考虑流型的影响,根据流型将再淹没膜态沸腾换热区域细分为三个子区域:反环状流膜态沸腾区域、弥散流膜态沸腾区域以及中间过渡区域,针对每个子区域的换热特点,采用合适的换热模型。最后结合壁面与蒸汽对流换热模型和壁面与液相换热模型,整体改进膜态沸腾换热模型。选用三个再淹没实验FLECHT SEASET、RBHT和FEBA,检验改进模型的合理性。通过单一效应验证和整体效应验证,对比原程序与改进程序对包壳峰值温度和骤冷时间的计算结果,发现改进模型能够提高对包壳峰值温度估算,同时对骤冷时间的预测也有较大程度的改善,验证了改进模型的合理性。采用RELAP5程序建立AP1000核电厂模型,分析AP1000冷管段双端剪切的大破口失水事故,计算得到的包壳峰值温度低于验收限值1204℃,满足安全准则。计算结果表明AP1000的非能动堆芯冷却系统能够提供足够的堆芯冷却,保证余热排出。
李妍[10]（2015）在《燃料元件临界热流密度关系式的拟合》文中进行了进一步梳理AP1000是在传统成熟的压水堆核电技术基础上发展起来的第三代核电技术。其引入了非能动理念,使核电厂安全系统的设计理念发生了革新的变化;其具有非能动的严重事故预防和缓解措施,简化了安全系统及相应的支持系统。因此具有安全性高、结构精简、施工量少、应急响应时限要求低等一系列优点。其最大的特点—非能动安全系统,大大降低了发生人因错误的可能性,使其安全性能得到显着增强的同时也提高了经济竞争力。临界热流密度（CHF）是指当热流密度达到某临界点时,加热表面上形成大量气泡,部分加热面被覆盖,进而由于气膜较低的传热系数导致壁面温度飞升,极易引起加热面烧毁。在反应堆研究中,临界热流密度是被关注和研究最多的问题之一。通过临界热流密度关系式来预测特定工况下的热流密度限值,是反应堆设计的核心问题之一,也是保证反应堆安全运行的必要措施。棒束CHF关系式的开发有两种方法:一种是以圆管的CHF关系式为基础,对CHF进行机理模型的研究,并考虑棒束中格架效应、冷壁效应等的修正;二是直接利用棒束CHF的实验数据进行开发。本文调研了低压低流条件下CHF的研究工作,总结了圆管和棒束内的CHF经验关系式,并在此基础上计算分析了各种棒束CHF关系式的参数趋势。以美国西屋公司针对AP1000的CHF实验数据为基础,用AP1000配套子通道软件VIPRE-W,在原有关系式形式上,用最小二乘法拟合出CHF关系式各项的系数,得到新的适用于低压低流量条件的关系式。关系式开发完成后,对其M/P数据进行正态分布检验。对关系式的参数趋势和DNBR限值的评估表明:此关系式的参数趋势分布是符合物理机理和实验现象的,相应的DNBR限值能够保证燃料元件在正常运行和预期运行瞬态工况下95%可能性和95%置信度（95/95）不发生偏离泡核沸腾。本文系统地给出了棒束CHF关系式的开发方法,为棒束CHF的准确预测提供较高精度的关系式,为CHF的理论分析奠定坚实的基础,同时也为其他CHF关系式的开发提供参考和借鉴。
二、对临界热流密度计算关系式FC-2000的审评（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、对临界热流密度计算关系式FC-2000的审评（论文提纲范文）
（1）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 |
（2）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 |
（4）压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 预测方法 |
| 1.1 格架效应 |
| 1.2 冷壁效应 |
| 1.3 非均匀加热效应 |
| 2 研究现状 |
| 2.1 机理模型 |
| 2.2 经验关系式 |
| 3 结论与建议 |
（6）阵列喷雾冷却换热特性及表面温度均匀性实验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 课题的研究背景 |
| 1.2 几种典型的冷却技术 |
| 1.2.1 微通道冷却 |
| 1.2.2 热管 |
| 1.2.3 半导体制冷 |
| 1.2.4 喷雾冷却 |
| 1.3 喷雾冷却技术的研究进展 |
| 1.3.1 换热机理 |
| 1.3.2 喷雾影响因素 |
| 1.4 本文的研究目的与主要研究内容 |
| 1.4.1 研究目的 |
| 1.4.2 主要研究内容 |
| 2 喷雾冷却实验系统 |
| 2.1 冷却介质的选择和系统的热力计算 |
| 2.1.1 冷却介质的选择 |
| 2.1.2 系统的热力计算 |
| 2.2 封闭式循环喷雾系统简介 |
| 2.2.1 供液喷雾系统主要组件 |
| 2.2.2 加热系统 |
| 2.2.3 数据采集与测量系统 |
| 2.3 喷嘴选定及喷雾特性评价参数估算 |
| 2.3.1 喷嘴的设计选定 |
| 2.3.2 喷雾特性评价参数估算 |
| 2.4 阵列喷雾及模块化冷却器设计 |
| 2.4.1 多喷嘴阵列排布 |
| 2.4.2 喷雾腔体流道结构设计 |
| 2.4.3 模块化冷却器件设计 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 喷雾相变冷却实验过程及误差处理 |
| 3.1 实验内容及步骤 |
| 3.1.1 实验目的 |
| 3.1.2 实验内容 |
| 3.1.3 实验步骤 |
| 3.2 换热性能评价参数 |
| 3.2.1 热流密度 |
| 3.2.2 对流换热系数 |
| 3.2.3 换热表面温度 |
| 3.2.4 温度非均匀度 |
| 3.2.5 其他参数 |
| 3.3 实验误差处理及分析 |
| 3.3.1 热源热损失分析 |
| 3.3.2 实验测量误差分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 阵列喷雾冷却换热特性研究 |
| 4.1 阵列喷雾换热影响因素 |
| 4.1.1 介质流量对换热的影响 |
| 4.1.2 入口温度对换热的影响 |
| 4.1.3 入口压力对换热的影响 |
| 4.1.4 喷雾介质对换热的影响 |
| 4.1.5 表面肋结构对换热的影响 |
| 4.2 阵列喷雾表面温度均匀性影响因素 |
| 4.2.1 喷雾特性对温度均匀性影响 |
| 4.2.2 喷雾流量对温度均匀性影响 |
| 4.2.3 喷雾介质对温度均匀性影响 |
| 4.2.4 肋结构对温度均匀性影响 |
| 4.3 模块化冷却器的阵列喷雾冷却换热试验 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 总结与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
（8）超临界水冷回路热工设计与安全分析研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号说明 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 超临界水堆及超临界水的热工特性 |
| 1.1.1 超临界水堆核电站 |
| 1.1.2 超临界水的热工特性 |
| 1.2 超临界水堆的研发现状及SCWR-FQT项目简介 |
| 1.2.1 超临界水堆的研发现状 |
| 1.2.2 SCWR-FQT项目简介 |
| 1.3 适用于超临界水堆的系统安全分析程序 |
| 1.4 ATHLET-SC程序简介 |
| 1.5 本文的主要工作 |
| 第二章 ATHLET-SC程序的实验验证 |
| 2.1 泄压传热实验验证 |
| 2.1.1 实验段简介 |
| 2.1.2 ATHLET 建模和实验数据对比 |
| 2.2 临界流实验验证 |
| 2.2.1 实验回路简介 |
| 2.2.2 临界流模型简介和实验数据对比 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 超临界水综合试验回路的预计算分析 |
| 3.1 超临界水综合试验回路简介 |
| 3.2 超临界水综合实验的热工水力分析 |
| 3.2.1 系统建模和稳态分析 |
| 3.2.2 瞬态分析 |
| 3.2.3 敏感性分析 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 超临界水堆燃料棒性能验证回路安全分析 |
| 4.1 超临界水堆燃料性能验证实验回路简介 |
| 4.1.1 主回路和二回路系统简介 |
| 4.1.2 安全系统、安全信号和安全准则 |
| 4.1.3 回路和安全信号的主要改进 |
| 4.2 SCWR-FQT回路稳态工况分析 |
| 4.3 程序ATHLET-SC与程序APROS、TACOS的基准事故对比 |
| 4.3.1 与APROS程序的失水事故对比 |
| 4.3.2 与TACOS程序的主泵停转事故对比 |
| 4.4 SCWR-FQT回路的设计基准事故分析 |
| 4.4.1 失水事故 |
| 4.4.2 主泵停转事故 |
| 4.4.3 冷却剂流道堵塞事故 |
| 4.4.4 冷却剂旁流事故 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 超临界水堆燃料棒性能验证回路的物理-热工耦合计算 |
| 5.1 堆芯的物理参数 |
| 5.2 热核耦合模块 |
| 5.3 计算结果 |
| 5.4 敏感性分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 本文的主要结论 |
| 6.2 主要创新点 |
| 6.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间的学术成果 |
（9）基于RELAP5程序的再淹没膜态沸腾传热模型研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 研究目标与内容 |
| 第2章 基于RELAP5的再淹没膜态沸腾传热模型研究 |
| 2.1 典型压水堆的再淹没膜态沸腾换热机制 |
| 2.2 RELAP5程序再淹没膜态沸腾换热模型简介 |
| 2.3 壁面与蒸汽对流换热模型研究 |
| 2.4 壁面与液相换热模型研究 |
| 2.5 再淹没膜态沸腾换热模型整体研究 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 再淹没膜态沸腾传热模型的改进与验证 |
| 3.1 模拟方法介绍 |
| 3.2 基于RELAP5的再淹没模块改进 |
| 3.3 单一效应验证与计算结果分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 AP1000大破.失水事故热工水力特性研究 |
| 4.1 AP1000核电厂简介 |
| 4.2 AP1000 LBLOCA概述 |
| 4.3 AP1000核电厂的RELAP5建模 |
| 4.4 AP1000 RELAP5建模稳态调试 |
| 4.5 AP1000 RELAP5大破.瞬态计算 |
| 4.6 RELAP5改进程序大破.瞬态计算结果 |
| 4.7 结论 |
| 4.8 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 作者攻读学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
（10）燃料元件临界热流密度关系式的拟合（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 CHF理论模型 |
| 1.2.2 CHF经验预测方法 |
| 1.2.3 低压低流下CHF的研究 |
| 1.3 研究问题的提出 |
| 1.4 主要内容及创新点 |
| 第2章 CHF参数趋势分析 |
| 2.1 影响临界热流密度的参数 |
| 2.2 圆管与棒束的CHF关系式简介及趋势分析 |
| 2.2.1 圆管典型临界热流密度关系式简介 |
| 2.2.2 棒束临界热流密度关系式参数介绍 |
| 2.2.3 棒束临界热流密度趋势分析 |
| 2.3 格架效应 |
| 2.4 冷壁效应 |
| 2.5 均匀加热与非均匀加热 |
| 2.5.1 考虑轴向非均匀加热的原因 |
| 2.5.2 轴向非均匀加热修正模型 |
| 2.5.3 工程CHF关系式对F因子的考虑 |
| 2.5.4 DNBR热工裕量 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 关系式的开发 |
| 3.1 常用CHF关系式拟合经验 |
| 3.2 实验数据复算与子通道程序建模 |
| 3.3 关系式形式的确定 |
| 3.4 关系式系数的确定 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 DNBR限值的确定 |
| 4.1 M/P |
| 4.2 方差分析 |
| 4.3 D检验 |
| 4.4 欧文准则 |
| 4.5 DNBR限值的确定 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 攻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 |
四、对临界热流密度计算关系式FC-2000的审评（论文参考文献）
- [1]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
- [2]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)
- [3]基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究[J]. 刘伟,彭诗念,江光明,刘余,单建强. 核动力工程, 2018(05)
- [4]压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述[J]. 刘伟,彭诗念,江光明,刘余,单建强. 核动力工程, 2018(S1)
- [5]对临界热流密度关系式FC2002r的审评研究[A]. 肖红,王一鸣,鲍杰,付浩. 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
- [6]阵列喷雾冷却换热特性及表面温度均匀性实验研究[D]. 王军. 南京理工大学, 2016(02)
- [7]核反应堆低压事故工况下临界热流密度的研究[A]. 傅先刚,殷园,朱元兵,厉井钢,欧阳勇. 第十四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2015年度学术年会论文集, 2015
- [8]超临界水冷回路热工设计与安全分析研究[D]. 汪子迪. 上海交通大学, 2015(03)
- [9]基于RELAP5程序的再淹没膜态沸腾传热模型研究[D]. 吕莉. 南华大学, 2015(04)
- [10]燃料元件临界热流密度关系式的拟合[D]. 李妍. 华北电力大学(北京), 2015(03)