一、中国先进研究堆堆芯流量分配的数值模拟（论文文献综述）
文俊[1]（2021）在《CiADS铅基反应堆堆芯流量分配设计与优化》文中进行了进一步梳理中国加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）选用铅铋冷却堆作为研发堆型。作为第四代反应堆,铅铋冷却快堆中子能谱更硬,中子经济性更高;此外,液态铅铋冷却剂具有较高的导热性,及不与水发生剧烈的化学反应等稳定的化学性质。为了维持反应堆的安全运行,提高反应堆的服役年限,需要对CiADS铅铋冷却堆的堆芯流量分配方案进行合理的优化,实现组件的功率份额与流量分配份额相匹配,展平冷却剂在堆芯出口的温度分布。目前,由于采用液态金属进行水力学实验难度较大,液态金属快堆的流量分配实验研究较少,因此,本文采用技术路线较为成熟的数值模拟方法对CiADS的流量分配特性进行了研究,并依据堆芯的功率分布给出了堆芯流量分配的最优设计方案。本文基于CiADS反应堆燃料组件及堆芯的概念设计方案进行模拟研究。为了提高计算效率,采用多孔介质模型简化了堆内的各个部件;在进行流量分配时,复杂几何区域的阻力特性的输入,会对计算结果产生直接的影响,而目前,尚无经验关系式可以较好的模拟燃料组件下上管座段的阻力特性,因此,本文首先对目前无法用经验关系式较好描述阻力特性的燃料组件下上管座段,建立了精细的三维模型,并采用计算流体力学软件Fluent,分析了下管座段在不同冷却剂开口面积及不同流速工况下的阻力特性,计算得到了下管座段在每个冷却剂入口面积下的阻力特性系数,得到了冷却剂入口面积与下管座段阻力特性系数的拟合关系式。此外,分析了不同流速工况下上管座段的阻力特性,确定了上管座段的阻力特性系数。相对于直接采取经验关系式描述阻力特性,本文中经过细致的水力学模拟计算后的上下管座段的阻力特性更为精确。基于上述计算结果,对CiADS反应堆1/4结构进行了三维建模开展流量分配的相关计算,计算区域包括泵、换热器、流量分配孔板、冷热池隔板、哑组件区、燃料组件下上管座、燃料组件棒束区、组件配重段以及堆芯内外围筒等。通过计算,分析了冷却剂在堆芯入口处的流量分配特性,本文以堆芯的功率份额作为流量分配的参考依据,利用冷却剂入口面积与下管座段阻力特性系数的拟合关系式,对每盒燃料组件的入口面积进行优化,最终使得每盒组件的流量分配份额与功率份额基本一致,达到优化堆芯流量分配方案的目的。此外,根据堆芯热源分布,计算得到了优化堆芯流量分配前后冷却剂在堆芯出口处的温度分布,计算结果表明,优化流量分配前,冷却剂在堆芯出口处的最高温度为670.56 K,最低温度为632.61 K,最大温差为37.95 K;优化流量分配后,冷却剂在堆芯出口处的最高温度为654.27 K,最低温度为651.74 K,最大温差为2.53K,优化方案较好地展平了冷却剂在堆芯出口处的温度分布,为后续水力学实验提供了一定的数据支撑。
何帆[2]（2021）在《基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析》文中提出熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、在线后处理和可实现钍铀循环等特点,在第四代核能系统国际论坛上被评选为六种先进核能系统的代表设计之一。作为六种先进核能系统中唯一采用液态核燃料的反应堆,和传统反应堆系统相比,熔盐堆的燃料制备工艺相对简单,可将钍铀等核燃料直接溶解于冷却剂中制备成燃料盐。燃料盐在流经石墨慢化剂通道时发生裂变反应释放能量,裂变热直接沉积在载热剂里。2011年,中国科学院启动了国家先导科技专项“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”,致力于研发第四代核能系统钍基熔盐堆以实现对超铀元素的嬗变和我国丰富的钍资源的有效利用。作为熔盐堆最具有代表性的一种设计方案,石墨慢化通道式熔盐堆以石墨材料为堆芯的慢化剂,在堆芯内部由截面为六边形的石墨组件按照一定的规则排布构成,这使得熔盐堆与传统反应堆在堆芯热工水力学上有很大不同,需要开发新的热工水力分析程序满足该类型熔盐堆的热工水力基本需求。作为大型一维热工水力瞬态分析通用程序,RELAP5能针对反应堆事故工况进行快速瞬态计算,但缺少三维现象分析,存在一定局限性。商业CFD软件应用最广泛的FLUENT程序,适用于大多数流体流动和传热相关过程,能有效针对堆芯局部进行建模分析,获得局部区域的三维温度场和流场,但对熔盐堆系统进行建模分析存在较大难度。目前,两者均在熔盐堆的研究中得到了广泛应用。为了综合利用两种程序的优点,本工作以石墨慢化通道式熔盐堆为研究对象,基于RELAP5程序和FLUENT程序,为液态熔盐堆开发了新型的一维系统程序和三维计算流体力学程序相互耦合的RELAP5/FLUENT耦合程序。本文的主要研究内容包括:1:针对RELAP5和FLUENT程序特性,研究RELAP5和FLUENT程序耦合的方法,基于显式耦合的方法实现RELAP5和FLUENT程序的耦合。基于RELAP5和FLUENT程序在熔盐堆热工水力分析上的局限性,本工作旨在实现RELAP5和FLUENT程序间的耦合,既能获得三维温度场流场分布,又能综合利用一维系统代码的优点,满足液态熔盐堆热工水力分析的基本要求。通过FLUENT用户自定义函数和RELAP5源代码的修改,建立输入输出模块,在每个时间RELAP5程序和FLUENT程序相互读取耦合边界参数,并在每一个时间步计算结束后输出耦合边界参数以便进行下一个时间步的计算,成功地实现了RELAP5程序和FLUENT程序的显式耦合。2:通过管道流动问题验证RELAP5/FLUENT耦合程序的正确性,并对CIET自然循环回路和石墨慢化通道式熔盐堆进行稳态的耦合计算。一个水平管道流动问题首先被用来验证RELAP5/FLUENT耦合程序的正确性,通过RELAP5/FLUENT耦合程序与RELAP5程序、FLUENT程序单独分析的结果进行了对比,RELAP5/FLUENT耦合程序的计算结果和RELAP5程序、FLUENT程序单独计算的结果具有较好的一致性。基于RELAP5/FLUENT耦合程序,对UCB CIET双回路自然循环回路进行建模分析,经过验证本文程序可以很好的模拟预测自然循环特性,增强本耦合计算程序用于熔盐堆稳态分析和瞬态分析的可信度。通过RELAP5/FLUENT耦合程序对石墨慢化通道式熔盐堆的稳态分析,在进行系统热工水力分析的同时也可以获得堆芯内部更精确和更详细的温度场分布和流场分布情况。3:基于RELAP5/FLUENT耦合程序,实现通石墨慢化通道式熔盐堆的瞬态热工水力特征分析。本文基于RELAP5/FLUENT耦合程序,将展开对2MW石墨慢化通道式熔盐堆的瞬态热工水力分析（如反应性引入、二回路入口温度降低和二回路流量变化等瞬态）。在瞬态分析中,基于RELAP5/FLUENT耦合程序,可以显着分析瞬态分析中的三维空间效应,研究不同工况下的熔盐堆的瞬态热工水力特性,从而综合评定熔盐堆的安全性,为熔盐堆的设计及安全评审提供一定的参考。本文工作基于RELAP5和FLUENT程序的特性,开发了一种新型一维热工水力学程序和三维计算流体力学工具间的耦合程序,并对该RELAP5/FLUENT耦合程序的正确性进行了相关的验证。本文以一种2MW的石墨慢化通道式熔盐堆为研究对象,利用RELAP5/FLUENT耦合程序分别分析了该反应堆的稳态及瞬态特性。本文基于开发的RELAP5/FLUENT耦合程序能够有效满足石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力分析和瞬态热工水力分析的基本需求,获得更加精确和更加详细的温度场分布和流场分布,对TMSR专项的工程设计具有重要的应用价值。
朱帆[3]（2021）在《棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究》文中指出考虑到材料的工作温度、慢化比和价格等因素,熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）一般采用石墨作为慢化剂,堆芯由四边形或六边形石墨组件排布而成,但石墨的慢化能力较弱且辐照后需定期更换。氢化锆（Zirconium hydride,ZrH）作为另一种较好的慢化剂材料,其慢化能力优于石墨且具有较好的热稳定性、耐高温和抗辐照等特点,但因其物理和材料特性,ZrH一般被制成棒状插入熔盐中。由于棒状氢化锆慢化熔盐堆（Molten Salt Reactor moderated by Zirconium Hydride,ZrH-MSR）燃料栅元间无固体边界,从而其堆芯内会存在明显的轴向和横向燃料盐流动,导致其缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursor,DNP）也产生相应的交混现象。此外,ZrH-MSR堆芯中流动的熔盐不仅作为燃料在反应堆中裂变产生能量,而且作为冷却剂将熔盐和ZrH慢化棒内热量从堆芯转移出去,这导致燃料盐运动和中子动力学之间形成了强烈的非线性耦合。针对ZrH-MSR特殊的动力学行为,本课题开发了一套三维中子/热工水力耦合分析程序,以模拟其在轴向和横向燃料盐流动共同作用下的功率场、流场和温度场,并考虑燃料盐和ZrH慢化棒之间的传热现象。接着,基于该程序开展了一系列ZrH-MSR堆芯安全性能研究。首先,针对ZrH-MSR堆芯中燃料盐既是内热源也是冷却剂,且相邻通道间燃料盐存在横向交混的特点,基于子通道模型开发了热工水力学分析程序SubTH,并以Fluent计算结果作为验证基准,分别对比了4棒束矩形燃料组件、7棒束六边形燃料组件和7棒束圆形燃料组件的子通道温度分布,证明了该程序的正确性和可行性。其次,基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP5与子通道热工水力学程序SubTH,开发了稳态核热耦合程序MCNP-SubTH。MCNP-SubTH通过外耦合方式进行程序间的数据交换,分模块验证了其准确性,并采用该程序对简单的六边形燃料组件进行了初步模拟,进一步表明了该程序的有效性。此外,基于该程序对中子学优化完成的1800MWth ZrH-MSR堆芯设计方案进行了初步的稳态安全特性评估,计算了不同工况下keff、中子通量、熔盐温度和ZrH慢化棒温度分布,可为其进一步优化设计提供一些建议。接着,基于多群中子扩散理论完成了中子扩散程序3DN的开发,并耦合子通道热工水力学程序SubTH,开发了瞬态核热耦合程序3DN-SubTH,并通过大量的基准题校验,表明了该程序可用于ZrH-MSR动力学行为分析。采用该程序对美国Transatomic Power公司提出的25 MWth ZrH-MSR堆芯安全特性进行了初步评估。结果表明:正常工况下,控制棒全部提出时其堆芯具有最高的燃料盐子通道温度（3号子通道,1025.53 K）,对应的最热ZrH慢化棒中心线温度（3号ZrH慢化棒）为1065.21 K,可以满足H/Zr原子比为1.66时ZrH慢化棒的安全要求（1073.15 K）。由于25 MWth ZrH-MSR的堆芯功率和燃料盐入口流速极低,堆芯内横向流动效应引起的中子通量和DNP变化不大,但它对25 MWth ZrH-MSR堆芯温度有显着影响,考虑堆芯横向燃料盐流动效应的最热燃料盐子通道和ZrH慢化棒中心线的最高温度分别比不考虑横向燃料盐流动效应的堆芯低5.21 K和7.35 K。此外,各种瞬态情况模拟结果表明该反应堆具有较好的负温度反应性系数,可以保证其堆芯在事故情况下安全停堆。最后,提出了以TRU嬗变为目标的ZrH-MSR堆芯设计方案,并分别从燃料循环和核热耦合层面对其进行了初步分析。燃料循环层面计算结果表明,采用LiF燃料盐和SVF=0.5的ZrH-MSR能在50年运行期间满足TRU溶解度的要求,且有最大TRU嬗变比消耗,约为252.0 kg/（GWth·year）,对应的嬗变支持比为2.9。优化后的ZrH-MSR经过50年运行后,其堆芯卸料后总TRU放射性毒性比未经TRU嬗变的小63.9%,且运行期间堆芯一直保持负温度反应性系数。核热耦合计算结果则表明,优化后ZrH-MSR的最热子通道和ZrH慢化棒分别为3号子通道（1045.50 K）和31号ZrH慢化棒（1085.63 K）,其最热ZrH慢化棒仍低于H/Zr原子比为1.6时ZrH的最高破坏温度（1100 K）,但剩余安全裕度较小,需进一步展平堆芯功率或提高堆芯质量流量以满足其安全需求。
刘超[4]（2021）在《板状燃料组件流道局部堵塞事故研究》文中进行了进一步梳理板状燃料组件是由若干块弥散体燃料板组成的核反应堆组件,其设计结构紧凑,运行时燃料芯体温度较低,且换热面积体积比较大,具有换热效率较高、燃耗较深等优点,被广泛应用于一体化小型核反应堆或者实验用研究堆中。由于每盒组件内安置燃料板的数量较多而相邻板的间距狭窄,外部异物落入堆芯或者自身材料受到辐射照射后发生膨胀,都可能导致冷却剂流道发生堵塞,并造成燃料板局部失冷和温度升高,严重时将引起冷却剂的蒸干和燃料包壳的解体,造成放射性物质外泄,对堆芯运行的安全性产生严重威胁。在此背景下,本文基于COMSOL Multiphysics多场耦合程序,采用计算流体动力学方法（Computational Fluid Dynamics,简称CFD）,以国际原子能机构（International Atomic Energy Agency,简称IAEA）10 MW材料测试堆（Material Test Reactor,简称MTR）的堆芯标准燃料组件为研究对象,对燃料组件发生局部堵流事故进行数值建模和分析研究。结果显示出正常运行工况下的温度场特征与参考值对比验证具有良好的一致性,验证该模型可靠。通过建立了板状燃料组件局部堵流事故的二维和三维空间下的稳态模型和瞬态模型,分别研究了冷却剂入流速度、单通道入口堵塞份额、侧边堵塞和中心堵塞、堵塞位于不同的轴向位置等因素对事故后果的影响,重点研究了单流道完全堵塞时组件温度的分布规律。在正常运行的稳态计算结果的基础上,对发生单流道完全堵塞和相邻两流道均发生完全堵塞两种事故工况进行瞬态计算分析,研究堵塞工况发生后温度场的瞬态变化。以上研究表明,冷却剂入流速度过小将直接导致组件得不到足够冷却而使堆芯组件发生过热;单个冷却剂流道发生不同份额堵塞将影响通道冷却剂流速分布和温度场分布,堵塞面积占比越大,堵塞面下方漩涡的面积也越大,并且堵塞通道内温度升高越明显,完全堵塞时,温度最高;建模时采用不同的边界条件来模拟堵塞面也会对结果产生影响,上游流量被隔绝的完全堵塞与流量不完全隔绝的完全堵塞相比,导致的温度变化程序有较大差异;发生堵塞事故时,组件内与被阻塞通道相接的燃料板的温度对事故响应迅速,而冷却剂温度达到稳定状态所需时间相对较慢;当相邻的两流道同时被堵塞时,保守认为,事故将导致中间的燃料板温度在短时间内上升到使包壳材料熔毁的程度。
文俊,彭天骥,范旭凯,范大军,田旺盛,王大伟,顾龙[5]（2020）在《中国加速器驱动嬗变研究装置堆芯流量分配设计与优化全文替换》文中研究表明针对中国加速器驱动嬗变研究装置的液态铅铋冷却反应堆,采用计算流体力学软件对燃料组件的上下管座段以及堆芯的流动传热进行了三维计算。针对上下管座段的水力学分析,得到了部件阻力系数与流速、开口面积等参数的关系,为堆芯流量分配的设计工作奠定了基础。基于上述结果,采用多孔介质模型建立了全堆流动传热分析模型,针对流量分配问题进行了数值模拟,以功率份额为流量分配的参考依据,通过调整每盒燃料组件入口面积的大小,使得各个组件的流量分配份额与功率份额基本一致,冷却剂在组件出口处的温度分布得到了较好的展平。
徐海鹏,王岩,解衡[6]（2020）在《自然循环反应堆流量分配优化研究》文中研究说明由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。
杨万奎[7]（2020）在《基于蒙特卡罗粒子输运-燃耗耦合的研究堆燃料管理方法研究》文中研究指明由于研究堆的运行特性与核电站不同,即堆芯内的样品辐照多样化、反应堆频繁启停,尤其根据需求可能在碘坑中开启反应堆。而现有计算方法和程序软件无法完全满足需求,需要重新开发适于研究堆运行特性的燃料管理系统,跟踪反应堆燃耗分布,有效防止超燃耗引发的燃料组件破损。本研究建立了一套基于蒙特卡罗粒子输运-燃耗-临界-多温截面的多耦合研究堆燃料管理方法,编制了计算程序MCBMPI,进行了基准题的正确性验证和加速性能验证,并依据300#反应堆的物理实验结果进行了实验对比分析,结果表明该方法具有较好的适用性,对保障反应堆安全运行具有重要意义。主要包含以下研究内容:首先,研究了输运-燃耗-临界-多温截面的多耦合计算方法,开发了多耦合燃料管理程序MCBMPI。该程序采用了系列先进算法,包括输运-燃耗耦合的预估-校正算法、燃耗反应截面的超精细群方法、自适应临界搜索算法等。并采用算例对燃耗反应截面的超精细群方法、自适应临界搜索算法分别进行了验证。其次,用基准题对程序进行了正确性验证,详细对比了本征值和燃耗末期的核素浓度。用300#研究堆对该程序进行了完整的氙平衡中毒及碘坑实验对比和燃耗反应性实验验证。最后,根据堆芯换载的计算需求,基于PyQt开发了堆芯换载可视化界面程序。该界面程序可以实现堆芯换载建模所需的必备功能。通过以上研究,得出如下结论:MCBMPI燃料管理程序通过基准题验证,计算结果与基准结果吻合得很好,并且整体加速比优于MCNP5MPI的并行输运的加速比,取得了较好的并行加速性能。通过燃耗反应截面的超精细群方法、自适应临界搜索算法等算法改进,可大幅提升蒙卡燃料管理的计算速度。采用50000群的超精细群方法,相较于234个核素的反应率计数方法,计算速度提升了 27倍。300#反应堆的临界搜索结果表明,与常规插值法相比,加速了 5.6倍。通过实验对比可知,氙平衡中毒及碘坑实验曲线与计算曲线趋势一致,燃耗反应性实验值与计算值仅相差8%,总体而言实验与计算具有较好的一致性。
丁丽,骆贝贝,花晓,宁波,乔雅馨[8]（2020）在《板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究》文中进行了进一步梳理板状燃料元件用于研究堆中表现出良好的辐照性能。通过对国内外一些使用板状燃料元件研究堆堵流事故实例的调研,发现板状燃料元件板间的栅距通常很小,堆芯冷却剂流道狭窄,堵流事故的发生大都由异物进入流道或燃料肿胀引起。选取中国先进研究堆（China Advanced Research Reactor,CARR）作为特征研究对象,采用RELAP5/MOD3.2热工计算程序,对CARR堆芯、堆本体、单盒组件、堆外冷却回路等进行了热工水力模拟计算,结果表明:当反应堆功率提升时,堵塞的流道内燃料组件温度上升,冷却剂开始发生沸腾,功率会发生明显波动。通过中子注量率与功率的监控以及燃料温度的分析,有助于及早探知和预防堵流事故的进一步发展扩大。
程瑞琪[9]（2020）在《基于CFD模拟的板状燃料入口堵流传热研究》文中研究表明板状燃料组件是由平行的矩形燃料板块组成,其板间的冷却剂通道狭窄,燃料组件结构密集,传热强度大,换热效率高,由于这些传热特性,板状燃料现多用于实验性核反应堆和一体化反应堆。在板状燃料组件的冷却剂通道中,冷却剂采用自下而上的冷却循环方式。由于其狭窄的流道,当燃料元件由于辐射发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道入口堵流事故。堵流事故一旦发生,会导致冷却剂的流场和温度场发生突变,换热机理发生变化,可能造成燃料板失冷,板温升高等一系列事故。因此深入研究板状燃料组件入口堵流事故发生时的热工水力特性对该类型的反应堆有着重要的安全意义。本文采用CFD中常用的软件STAR-CCM+对板状燃料入口堵流事故进行了稳态下单相流单通道工况和单相流与两相流多通道工况的模拟计算,分析了各个工况下冷却剂的流动行为和传热特性。在单通道工况中,首先对已有的实验进行数值模拟,通过模拟对比分析选择了Realizable k-ε湍流模型,同时验证了本文所使用的建模方法来计算板状燃料组件堵流事故是可行的。利用该模拟方法对单相流下的单通道正常工况与50%入口堵流工况进行了模拟,得出在入口堵流发生后,在堵块后方冷却剂会形成回流产生流动漩涡,冷却剂的速度、温度、湍动能等会随着流动漩涡发生一系列的变化。多通道工况分为单相流多通道工况与两相流多通道工况。在单相流工况下模拟了两板三通道的正常工况与入口堵流工况,并对入口堵塞分别为25%、50%以及75%进行了对比分析,发现在单相流下多通道堵流工况随着堵塞程度的增加,堵流事故对整个冷却剂通道的影响也会增加。堵塞程度越大,冷却剂扰动越剧烈,流动漩涡产生的频率越高。同时多通道工况中的燃料板会对堵塞通道进行导热,使整个系统处于相对安全的运行工况。在两相流下,使用与单相流相同的50%入口堵流模型,对不同的热流密度做了模拟分析,得出在热流密度为700kw/m2时,流体域内的冷却剂最高温达到饱和沸腾温度点,计算域内开始出现空泡份额。当热流密度达到800k W/m2时,堵流工况达到CHF（临界热流密度点）。本文从流场、温度场、能量场,质量流量分配等几个方面论述了在板状燃料入口堵流事故发生时的研究成果,分析和讨论了在单相和两相、单通道与多通道中流道发生堵塞时冷却剂的流动和换热机理。
郭玉川[10]（2019）在《板状燃料元件堆流道堵塞事故分析》文中提出采用板状燃料元件方式组成的堆芯,传热面积大,换热效率高,具有更为紧凑的堆芯结构,可大幅提高堆芯的功率体积比,能够在较小的堆芯体积内,实现更大的功率输出,因而被广泛应用于各类研究堆甚至舰艇用动力堆中。堆芯内,燃料板彼此平行布置,板与板之间为狭窄的矩形通道,供冷却剂流过。各流道间不相互连通,因而没有冷却剂的横向交混流动。在某些情况下（外来异物进入堆芯,燃料板由于辐照、机械应力等发生肿胀、弯曲等）,就会发生流道堵塞事故。堵流事故下,通过该堵塞流道的冷却剂流量会快速减少,燃料板开始丧失冷却并迅速升温。若流道的堵塞较为严重,堵塞流道内的冷却剂会发生沸腾,产生大量蒸汽,并可能发生偏离泡核沸腾工况,威胁燃料的完整性。由于目前并没有专门针对流道堵塞事故的实时监测与缓解措施,且一般都是采用低功率停堆、放射性测量等方法进行间接监测,因此当通过间接手段判断发生了流道堵塞时,堆芯内的燃料可能已经受损,无法对事故实施及时、有效的缓解。另外,当流道的堵塞率较低时,事故并不会对冷却剂流动与传热造成显着影响,由于无法被立即检测出来,该事故就会长期存在,这就使事故叠加变得可能。根据不同的事故情况,本课题将流道堵塞分为单流道堵塞,堵塞事故叠加与燃料组件堵塞三种不同情况。以JRR-3M20MW大型池式研究堆为分析对象,采用系统分析程序RELAP5/MOD3.4与流体力学程序FLUENT,分别对单流道堵塞、堵塞事故叠加全部失流、燃料组件堵塞展开系统与局部两个尺度的流动与传热特性研究。首先采用系统分析程序RELAP5/MOD3.4对JRR-3M反应堆的主冷却剂系统进行详细建模,并建立合适的堆芯多通道模型,完成对单流道堵塞及事故叠加问题的分析;针对燃料组件堵塞问题,进一步采用FLUENT程序,对燃料组件进行三维建模,进行RELAP5与FLUENT程序间的单向耦合分析,详细讨论堵塞组件内各流动子通道与燃料板间的流动传热特性。计算结果表明:事故后果与堵塞程度和功率密度分布有密切关系。堵塞程度越高,燃料功率密度值越大,引起的事故后果也会更加严重。具体地,当发生了单流道堵塞,堵塞率达到60%时,堆芯内最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）将会达到允许的极限值].5,若进一步增加流道的堵塞程度,堵塞流道内将会发生偏离泡核沸腾,恶化迅速传热。而即使该流道被完全堵塞,堵塞燃料板的热量也能被相邻一侧流道的冷却剂带走,燃料板不会发生熔化。但是在该极端条件下,燃料板会经受较强的热应力与压应力作用,长期情况下,可能会对燃料板造成机械损伤;选取全部失流事故进行事故叠加模拟时,发现发生流道堵塞叠加失流事故时,事故工况将变得更加严重,允许的极限堵塞率（MDNBR等于1.5）也将降至50%。之后,失流事故触发的一回路低流量紧急停堆操作,能够使事故得到明显缓解。整个过程中,燃料板温度远低于允许的安全限值,燃料也不会发生熔毁。在之后的自然循环过程中,堆芯温度将会再次经历短暂的上升过程,待建立起稳定的自然循环后,堆芯便能保持在安全的准稳态工况;选取堆芯中功率最大的一盒标准燃料组件作为堵塞组件,进行组件堵塞模拟。计算发现,对于组件堵塞问题,事故后果与功率分布有着密切的关系,因此需要详细考虑功率密度在组件内的不均匀分布。当堵塞率为64%时,组件内最热子通道中的冷却剂出口温度将会接近饱和温度,若堵塞程度持续增加,组件内流动的冷却剂将会发生沸腾,产生的蒸汽会对冷却剂的流动与燃料板间的传热产生明显的影响。因此为保证堆芯的安全,应保证堆芯内的冷却剂能够始终处于过冷状态。若组件完全堵塞,堵塞组件内的燃料板也会因为丧失冷却而最终熔化。但是需要注意的是,当组件的堵塞程度很高时,FLUENT程序已经不再适用,要得到该极端事故下堵塞组件内的真实流动传热情况,还需要进行单独的热工水力实验。
二、中国先进研究堆堆芯流量分配的数值模拟（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、中国先进研究堆堆芯流量分配的数值模拟（论文提纲范文）
（1）CiADS铅基反应堆堆芯流量分配设计与优化（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景及研究意义 |
| 1.2 堆芯流量分配国内外研究现状 |
| 1.2.1 实验研究 |
| 1.2.2 数值研究 |
| 1.3 研究内容 |
| 第2章 反应堆结构 |
| 2.1 堆本体结构与堆芯布置 |
| 2.2 燃料组件结构 |
| 2.2.1 燃料组件下管座段 |
| 2.2.2 燃料组件上管座段 |
| 2.2.3 燃料组件棒束区 |
| 第3章 燃料组件计算模型介绍 |
| 3.1 CFD方法简介 |
| 3.2 CFD方法控制方程 |
| 3.3 多孔介质方法简介 |
| 3.4 CFD计算流程及软件介绍 |
| 3.4.1 CFD软件介绍 |
| 3.4.2 CFD计算流程 |
| 3.5 燃料组件模型介绍 |
| 3.5.1 组件下管座段模型简介 |
| 3.5.2 组件上管座段模型简介 |
| 3.5.3 燃料组件活性区模型介绍 |
| 3.6 网格设定 |
| 第4章 燃料组件阻力特性计算结果与分析 |
| 4.1 下管座段阻力特性 |
| 4.2 上管座段计算结果 |
| 4.3 燃料组件棒束区阻力特性 |
| 第5章 堆芯流量分配特性研究 |
| 5.1 堆芯部件模型介绍 |
| 5.1.1 孔板类部件模型介绍及简化 |
| 5.1.2 管束类部件模型介绍及简化 |
| 5.1.3 圆管类部件模型介绍及简化 |
| 5.1.4 燃料组件下、上管座段简化 |
| 5.1.5 主泵模型介绍及简化 |
| 5.2 堆芯模型介绍 |
| 5.3 堆芯网格设定 |
| 5.4 堆芯计算结果分析 |
| 5.4.1 堆芯流量分配计算 |
| 5.4.2 堆芯固体物性参数 |
| 5.4.3 组件冷却剂温升计算 |
| 5.4.4 堆芯流场及温度场特性分析 |
| 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 |
（2）基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 熔盐堆的发展历史 |
| 1.3 热工水力分析方法 |
| 1.4 本文研究内容 |
| 第2章 计算方法及软件介绍 |
| 2.1 CFD简介 |
| 2.2 计算流体力学基本理论 |
| 2.3 数值离散方法简介 |
| 2.4 SIMPLE算法简介 |
| 2.5 FLUENT程序简介 |
| 2.6 RELAP5 程序简介 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 耦合程序的开发及验证 |
| 3.1 UDF宏编写 |
| 3.2 RELAP5 程序修改 |
| 3.3 耦合计算流程 |
| 3.4 熔盐在水平圆形管道验证 |
| 3.4.1 管道问题描述 |
| 3.4.2 结果与讨论 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 耦合程序稳态分析 |
| 4.1 UCB CIET自然循环分析 |
| 4.1.1 CIET自然循环实验简介 |
| 4.1.2 CIET自然循环实验结果分析 |
| 4.2 2MW石墨慢化通道式熔盐堆稳态分析 |
| 4.2.1 2MW石墨慢化通道式熔盐堆简介 |
| 4.2.2 堆芯CFD模型与网格划分 |
| 4.2.3 中子动力学模型 |
| 4.2.4 稳态计算结果与讨论 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 熔盐堆瞬态热工水力分析 |
| 5.1 瞬态热工水力分析背景介绍 |
| 5.2 堆芯反应性引入分析 |
| 5.3 二回路熔盐入口温度降低 |
| 5.4 二回路流量变化 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 结论以及展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A RELAP5 输入卡 |
| 附录 B 熔盐堆堆芯功率UDF加载方式 |
| 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 |
（3）棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 钍铀燃料循环 |
| 1.2 氢化锆慢化反应堆研究现状 |
| 1.2.1 氢化锆慢化剂 |
| 1.2.2 氢化锆慢化剂在固态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.2.3 氢化锆慢化剂在液态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.3 液态燃料熔盐堆动力学程序研究现状 |
| 1.4 主要研究内容及及论文框架 |
| 第2章 子通道热工水力学程序开发及验证 |
| 2.1 子通道分析方法 |
| 2.2 子通道热工水力学程序开发 |
| 2.3 子通道热工水力学程序验证 |
| 2.3.1 子通道热工水力学程序稳态验证 |
| 2.3.2 子通道热工水力学程序瞬态验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 稳态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 3.1 MCNP-SubTH耦合方法 |
| 3.2 MCNP-SubTH耦合程序验证 |
| 3.3 MCNP-SubTH稳态核热耦合研究 |
| 3.3.1 燃料组件层面 |
| 3.3.2 堆芯层面 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 瞬态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 4.1 群常数计算模块 |
| 4.2 三维中子扩散程序3DN |
| 4.2.1 稳态计算流程 |
| 4.2.2 瞬态计算流程 |
| 4.2.3 程序验证 |
| 4.3 多物理耦合程序3DN-SubTH |
| 4.3.1 耦合方法 |
| 4.3.2 耦合程序验证 |
| 4.4 小型氢化锆慢化熔盐堆多物理耦合特性分析 |
| 4.4.1 小型氢化锆慢化熔盐堆模型 |
| 4.4.2 稳态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.2.1 控制棒效应 |
| 4.4.2.2 燃料盐入口流速效应 |
| 4.4.2.3 燃料盐堆外回路停留时间效应 |
| 4.4.3 瞬态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.3.1 入口温度过冷 |
| 4.4.3.2 阶跃反应性引入 |
| 4.4.3.3 主泵失效事故 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 棒状氢化锆慢化熔盐堆TRU嬗变性能与安全特性初步研究 |
| 5.1 计算模型与分析方法 |
| 5.2 燃料循环性能分析 |
| 5.2.1 燃料盐 |
| 5.2.2 熔盐体积比 |
| 5.2.3 温度反应性系数 |
| 5.3 核热耦合分析 |
| 5.3.1 正常工况 |
| 5.3.2 燃料盐入口流速 |
| 5.3.3 堆芯功率 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 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）板状燃料组件流道局部堵塞事故研究（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 |
| 1.2.1 国内研究现状 |
| 1.2.2 国外研究现状 |
| 1.3 研究内容 |
| 第2章 计算方法和计算模型 |
| 2.1 计算方法和基本原理 |
| 2.1.1 有限元(FEM)原理 |
| 2.1.2 COMSOL程序计算模型 |
| 2.1.3 计算理论方法 |
| 2.2 IAEA 10 MW MTR堆芯介绍 |
| 2.2.1 堆芯布置方案和参数 |
| 2.2.2 燃料组件结构及建模计算域 |
| 2.3 堵塞模型分类 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 板式燃料组件数值建模及验证 |
| 3.1 数值模型基础 |
| 3.1.1 计算假设 |
| 3.1.2 材料物性参数和热源 |
| 3.1.3 湍流模型和湍流参数 |
| 3.2 数值建模建立 |
| 3.2.1 几何模型 |
| 3.2.2 网格模型 |
| 3.2.3 边界条件和求解设置 |
| 3.3 正常工况的结果分析及程序验证 |
| 3.3.1 正常工况的结果分析 |
| 3.3.2 程序验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 单流道堵塞事故稳态分析 |
| 4.1 入流速度的影响分析 |
| 4.2 单流道堵塞份额的影响分析 |
| 4.2.1 堵塞面对速度场的影响 |
| 4.2.2 堵塞面对温度场的影响 |
| 4.2.3 堵塞条件下流场对燃料板温度的影响方式 |
| 4.2.4 不同堵塞条件下温度分布规律对比 |
| 4.3 流道全堵塞条件下堵塞位置的影响分析 |
| 4.3.1 不同堵塞边界条件对结果影响分析 |
| 4.3.2 全堵塞工况下堵塞位置变化的影响分析 |
| 4.4 本章小节 |
| 第5章 流道局部阻塞模型瞬态分析 |
| 5.1 三维单流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.2 二维单流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.3 二维间隔两流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.4 二维相邻两流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.5 本章小节 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
（5）中国加速器驱动嬗变研究装置堆芯流量分配设计与优化全文替换（论文提纲范文）
| 1 燃料组件与堆芯布置 |
| 1.1 堆芯布置 |
| 1.2 燃料组件 |
| 2 燃料组件模型介绍与计算分析 |
| 2.1 燃料组件模型介绍 |
| 2.1.1 组件下管座段模型简介 |
| 2.1.2 组件上管座段模型简介 |
| 2.1.3 燃料组件棒束区 |
| 2.2 网格设定 |
| 2.3 计算结果与分析 |
| 2.3.1 下管座段阻力特性 |
| 2.3.2 上管座段计算结果 |
| 3 堆芯模型介绍与计算分析 |
| 3.1 模型介绍 |
| 3.2 网格设定 |
| 3.3 计算结果与分析 |
| 3.3.1 堆芯流量分配计算 |
| 3.3.2 组件冷却剂温升计算 |
| 4 结语 |
（6）自然循环反应堆流量分配优化研究（论文提纲范文）
| 1 流量分配优化理论分析 |
| 1.1 入口阻力系数初值求解模型 |
| 1.2 精确解搜索流程 |
| 2 流量分配优化程序 |
| 3 计算分析 |
| 3.1 寿期内不同阶段优化效果 |
| 3.2 寿期内优化分析 |
| 4 循环寿期的流量分配优化 |
| 5 总结 |
（7）基于蒙特卡罗粒子输运-燃耗耦合的研究堆燃料管理方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 背景及意义 |
| 1.1.1 堆内样品辐照引入的燃耗偏倚增加燃料组件超燃耗破损风险 |
| 1.1.2 多步法确定论在研究堆燃料管理上的缺点 |
| 1.1.3 频繁启停堆过程中的碘坑安全风险 |
| 1.1.4 燃耗分布的重要意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 核电厂堆芯燃料管理 |
| 1.2.2 典型研究堆的燃料管理方法 |
| 1.2.3 蒙卡燃料管理研究现状 |
| 1.2.4 研究堆燃料管理方法趋势分析 |
| 1.3 研究内容 |
| 1.4 论文结构 |
| 第2章 输运-燃耗-临界-多温截面的多耦合计算方法 |
| 2.1 MCBMPI程序原理 |
| 2.2 预估—校正算法 |
| 2.2.1 预估—校正的统一格式 |
| 2.2.2 MCBMPI的预估—校正算法 |
| 2.3 燃耗截面快速在线生成算法 |
| 2.3.1 燃耗截面 |
| 2.3.2 传统反应率通量比值法的缺陷 |
| 2.3.3 燃耗截面的超精细群方法原理 |
| 2.3.4 超精细群方法的加速验证 |
| 2.4 自适应临界搜索算法 |
| 2.4.1 临界搜索的基本原理 |
| 2.4.2 自适应临界搜索算法理论推导 |
| 2.4.3 自适应临界搜索算法的加速验证 |
| 2.5 多温截面计算 |
| 2.5.1 温度对截面的影响 |
| 2.5.2 NJOY的ACE格式截面处理方法 |
| 2.5.3 基于Python的多温截面制作 |
| 2.6 MPI并行算法 |
| 2.6.1 区域分解并行策略 |
| 2.6.2 并行存储策略 |
| 2.7 小结 |
| 第3章 基准题验证评价及实验对比分析 |
| 3.1 基准题验证评价 |
| 3.1.1 西屋压水堆栅元基准题 |
| 3.1.2 VERA组件基准题 |
| 3.2 实验对比分析 |
| 3.2.1 反应性及其变化因素 |
| 3.2.2 300#研究堆简介 |
| 3.2.3 全堆芯建模 |
| 3.2.4 氙平衡中毒及碘坑实验 |
| 3.2.5 燃耗反应性实验 |
| 3.3 小结 |
| 第4章 堆芯换载可视化建模界面 |
| 4.1 核工程中应用到的各类可视化系统 |
| 4.1.1 基于开源PyQt的可视化系统 |
| 4.1.2 基于开源Scilab的可视化系统 |
| 4.1.3 基于VC++的可视化系统 |
| 4.2 基于PyQt的堆芯换载可视化建模界面开发 |
| 4.2.1 建模策略 |
| 4.2.2 界面布局 |
| 4.3 小结 |
| 第5章 结论及展望 |
| 5.1 论文结论 |
| 5.2 研究特色与创新点 |
| 5.3 研究展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 发表学术论文情况 |
（8）板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究（论文提纲范文）
| 1 国内外板状燃料元件流道堵塞事故研究情况 |
| 1.1 板状燃料元件特性 |
| 1.2 流道堵塞事故研究情况 |
| 1.2.1 国外研究情况 |
| 1.2.2 国内研究情况 |
| 1.3 典型板状燃料元件流道堵塞事故实例 |
| 2 板状燃料元件流道堵塞事故行为物理、热工等分析 |
| 2.1 CARR结构特点及参数 |
| 2.2 研究思路及计算模型 |
| 2.2.1 研究思路 |
| 2.2.2 计算模型 |
| 2.3 计算结果与分析 |
| 2.3.1 多盒燃料组件堵流 |
| 2.3.2 单盒燃料组件堵流 |
| 2.3.3 堵流事故时堆芯反应性变化 |
| 3 板状燃料组件流道堵塞的探测方法 |
| 3.1 事故初期探测方法 |
| 3.2 由元件破损监测参数异常升高探测堵流事故 |
| 4 板状燃料元件堵流事故的预防措施 |
| 5 结语 |
（9）基于CFD模拟的板状燃料入口堵流传热研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 板状燃料堵流事故研究现状 |
| 1.2.1 实验研究 |
| 1.2.2 数值模拟研究 |
| 1.2.3 对国内外研究现状的总结 |
| 1.3 研究目标及研究内容 |
| 1.4 全文主要内容 |
| 第二章 单相及两相CFD模拟方法 |
| 2.1 STAR-CCM+程序简介 |
| 2.2 CFD控制方程 |
| 2.2.1 质量守恒方程 |
| 2.2.2 动量守恒方程 |
| 2.2.3 能量守恒方程 |
| 2.3 湍流模型 |
| 2.3.1 单相流下的湍流模型 |
| 2.3.2 两相流下的湍流模型 |
| 2.4 多相流及相关计算模型 |
| 2.5 欧拉两流体模型 |
| 2.6 相间作用力模型 |
| 2.7 壁面沸腾模型 |
| 2.7.1 蒸发热流密度 |
| 2.7.2 骤冷热流密度 |
| 2.7.3 对流热流密度 |
| 2.7.4 核态沸腾中蒸气的行为 |
| 2.8 两相流结构与空泡份额 |
| 2.9 本章小结 |
| 第三章 单通道堵流流动传热的数值模拟研究 |
| 3.1 堵流实验与模拟验证 |
| 3.1.1 单通道堵流实验 |
| 3.1.2 CFD数值模拟 |
| 3.1.2.1 几何模型 |
| 3.1.2.2 网格划分 |
| 3.1.2.3 冷却剂参数 |
| 3.1.2.4 湍流模型及边界条件 |
| 3.1.2.5 模拟结果分析 |
| 3.1.3 实验与模拟对比 |
| 3.2 单通道模型 |
| 3.2.1 初始及边界条件 |
| 3.2.2 单通道正常工况结果分析 |
| 3.2.3 单通道堵流工况结果分析 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 多通道堵流流动传热的数值模拟研究 |
| 4.1 多通道模型 |
| 4.2 多通道模型的边界条件 |
| 4.3 单相流下多通道正常工况 |
| 4.4 单相流下多通道堵流工况 |
| 4.4.1 冷却剂质量流量分配 |
| 4.4.2 堵流工况的温度场 |
| 4.4.3 热量分析 |
| 4.5 两相流物理模型 |
| 4.6 两相下堵流工况模拟分析 |
| 4.6.1 温度场 |
| 4.6.2 空泡份额 |
| 4.6.3 湍动能 |
| 4.6.4 CHF发生时冷却剂流场 |
| 4.7 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）板状燃料元件堆流道堵塞事故分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究动态 |
| 1.2.2 国内研究动态 |
| 1.3 研究目标 |
| 1.4 研究内容 |
| 第二章 JRR-3M研究堆概述 |
| 2.1 反应堆主冷却剂系统 |
| 2.2 反应堆堆芯 |
| 2.3 JRR-3M反应堆安全准则 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 反应堆系统模型 |
| 3.1 主冷却剂系系统模型 |
| 3.2 堆芯模型 |
| 3.2.1 单流道堵塞模型 |
| 3.2.2 组件堵塞模型 |
| 3.2.3 热物性质与反应性反馈 |
| 3.2.4 燃料板热源 |
| 3.3 模型验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 单流道堵塞事故分析 |
| 4.1 50%流道堵塞率 |
| 4.2 80%流道堵塞率 |
| 4.3 100%流道堵塞率 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 单流道堵塞叠加失流事故分析 |
| 5.1 强迫对流阶段 |
| 5.2 自然对流阶段 |
| 5.3 本章小结 |
| 第六章 燃料组件堵塞事故分析 |
| 6.1 RELAP5/MOD3.4程序计算结果 |
| 6.2 FLUENT程序计算结果 |
| 6.2.1 64%堵塞率情况 |
| 6.2.2 70%堵塞率情况 |
| 6.3 本章小结 |
| 第七章 总结与展望 |
| 7.1 全文总结 |
| 7.2 工作展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 发表学术论文情况 |
| 附录 |
四、中国先进研究堆堆芯流量分配的数值模拟（论文参考文献）
- [1]CiADS铅基反应堆堆芯流量分配设计与优化[D]. 文俊. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2021(01)
- [2]基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析[D]. 何帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [3]棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究[D]. 朱帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [4]板状燃料组件流道局部堵塞事故研究[D]. 刘超. 三峡大学, 2021(01)
- [5]中国加速器驱动嬗变研究装置堆芯流量分配设计与优化全文替换[J]. 文俊,彭天骥,范旭凯,范大军,田旺盛,王大伟,顾龙. 核技术, 2020(07)
- [6]自然循环反应堆流量分配优化研究[J]. 徐海鹏,王岩,解衡. 原子能科学技术, 2020(07)
- [7]基于蒙特卡罗粒子输运-燃耗耦合的研究堆燃料管理方法研究[D]. 杨万奎. 中国工程物理研究院, 2020(01)
- [8]板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究[J]. 丁丽,骆贝贝,花晓,宁波,乔雅馨. 核技术, 2020(04)
- [9]基于CFD模拟的板状燃料入口堵流传热研究[D]. 程瑞琪. 上海交通大学, 2020(01)
- [10]板状燃料元件堆流道堵塞事故分析[D]. 郭玉川. 中国工程物理研究院, 2019(01)