一、核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究（论文文献综述）
刘晓楠[1]（2021）在《基于AP1000核电站屏蔽厂房TMD减震结构的铅基堆隔震研究》文中研究表明
张峥[2]（2021）在《事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究》文中研究表明碳化硅（SiC）被广泛地认为是一种极具潜力的事故容错燃料包壳材料,它被考虑用在下一代核反应堆中。相关的研究表明氧化是碳化硅材料在高温环境下发生功能失效的主要原因。因此,探明碳化硅在不同条件下的氧化机理对碳化硅包壳材料的研发和设计工作具有重要意义。本文以核工程领域常见的3C-SiC和6H-SiC为研究对象,借助密度泛函理论计算、经典分子动力学模拟以及从头算分子动力学等方法系统地研究了这两种碳化硅在抗辐照损伤和抗氧化性能方面的差异,并对这些差异背后的深层物理机制进行了详细的研究。通过对3C-SiC和6H-SiC进行相关模拟计算,发现:（1）3C-SiC表面的抗辐照损伤能力要强于6H-SiC的抗辐照损伤能力。以硅原子作为终止原子的3C-SiC表面的抗辐照损伤性能要强于以碳原子作为终止原子的3C-SiC表面,而以硅原子作为终止原子的6H-SiC表面的抗辐照性能要弱于以碳原子作为终止原子的6H-SiC表面。另外,碳原子替位取代硅原子提高了 3C-SiC的弹性模量、材料脆性以及导热性能。（2）6H-SiC的抗氧化性能优于3C-SiC的抗氧化性能,6H-SiC表面在初始氧化阶段倾向于生成SiO2,而3C-SiC表面倾向于生成CO、CO2和SiO等气态氧化物。氧分子吸附于SiC表面会自发解离为两个氧原子,并且氧分子更倾向于吸附于以硅原子作为终止原子的SiC表面,即以硅原子作为终止原子的SiC表面更容易被氧化。水分子吸附于SiC表面会部分解离为羟基和氢原子,羟基不易继续解离为氧原子和氢原子,同时氢原子在SiC表面上结合形成氢分子也较为困难。吸附能的变化表明辐照缺陷改变了氧分子和水分子在SiC表面上的稳定性和初始氧化物种类,也就是说辐照缺陷改变了 SiC表面的抗氧化性能,但是辐照缺陷没有改变氧分子和水分子在SiC表面上自发解离的这种特性。（3）水蒸汽加快了 SiC表面的氧化速率。从头算分子动力学模拟表明在SiC表面上水分子解离生成的氢原子与氧分子解离生成的氧原子结合形成新的羟基,正是这些羟基促进了 SiC表面的快速氧化。
张家磊[3]（2021）在《典型严重事故下放射性核素排放规律研究》文中认为核能作为重要的清洁能源,在很大程度上已经融入了人类的生产生活之中,核电站的安全运行也成为了人们最为关心的问题,尤其是福岛核事故之后,核电安全成为了我国核电事业发展的首要条件。研究核电厂典型严重事故工况下,放射性核素的排放规律,尤其是安全壳发生旁通或者失效的条件下,放射性核素在环境中的排放规律,可以为核电厂严重事故应急预案的制定提供理论参考,对推进核电安全稳定发展具有重要的学术价值,对保障核电厂周围民众的生活环境和人身安全具有重要意义。以某核电站第三代反应堆—AP1000堆型为研究对象,建立放射性源项计算模型,计算出放射性核素堆芯初始值。选取三种核电厂典型的严重事故:大破口始发严重事故,蒸汽发生器传热管断裂始发严重事故和ADS阀门误开启始发严重事故,建立严重事故下一回路热工响应模型和放射性核素迁移扩散模型,编制程序输入卡,通过严重事故假设,计算出具体的事故进程,分析了严重事故下一回路热工水力响应,并选取氙、碘化铯和氧化锶三种放射性核素进行迁移规律的计算分析。针对三种典型严重事故中放射性核素的排放研究,可以看出,惰性气体类放射性核素主要在堆芯内释放,释放份额占比最大,且全部以蒸汽和气溶胶的形态存在,扩散强度大,在事故发生后几乎全部迁移至安全壳空间,并最终向环境释放;挥发类放射性核素主要在堆芯内释放,其化学性质活泼,主要以沉积附着在热构件上和溶于水中的形态存在,向环境中释放的比例较小,几乎全部留存在安全壳内;非挥发类放射性核素,主要以沉积附着在热构件上的形态存在,其释放进环境中的份额最少,均不超过1%。依托于三类核反应堆严重事故,对比了安全壳在未失效、早期失效和旁通三种下,放射性核素的排放结果。在安全壳未失效的情况下,三种放射性性核素排放进环境中的份额极小,但当安全壳发生早期失效或者旁通时,惰性气体类放射性核素几乎全部迁移至环境中,挥发类和非挥发类放射性核素排放进环境中的份额也会有所增加。结果证明安全壳的完整性对惰性气体类和挥发类放射性核素具有较大约束力,可有效阻止放射性核素向环境排放。针对所计算的结果,选取三种放射性核素向环境中排放的比例,与其他程序计算的相关事故结果进行比较,其结果对比误差均在可接受范围。
郑澍[4]（2021）在《快堆中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计研究》文中研究说明快堆中心测量柱用于为堆内测量设备和控制棒驱动机构提供保护,其完整性与反应堆安全紧密关联。中心测量柱位于堆芯出口上方500mm处,长期受到冷却剂（液钠）的温度影响。在快堆正常运行时,中心测量柱保持高温状态;但当反应堆紧急停堆时,功率的骤然衰减使得堆芯出口温度迅速下降,进而造成中心测量柱表面温度快速降低,产生热冲击现象。严重的热冲击可能使中心测量柱产生热疲劳甚至失效,是快堆中必须关注的问题。为了保护中心测量柱,常在外侧添加包覆层以减弱其表面温度的变化。包覆层的合理设计对于降低热冲击对结构的影响十分重要。工程结构设计可以采用理论分析方法和有限元方法。虽然目前国内外研究中,热冲击下温度场、应力场和结构设计等相关研究较多,但尚未发现针对中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计的理论分析、计算模型,也未发现适用于该结构和热冲击温度特性的有限元分析设计模型。因此,迫切需要开展中心测量柱抗热冲击包覆层理论设计和有限元设计模型的研究。包覆层结构设计分为两个方面。一是包覆层总厚度设计,用以保证中心测量柱的完整性;二是包覆层单层厚度设计,用以保证包覆层的完整性。作为研究第一步,采用导热微分方程、热弹性力学方程开发了一套热冲击瞬态分析模型,并结合ASME疲劳评价方法建立了中心测量柱模型抗热冲击包覆层公式法结构设计路径,详细研究了模型任一厚度区间内的导热、应力求解与疲劳评价过程,且得到了有限元方法的验证。中心测量柱和包覆层相互独立,因此两者间可存在两种布置方式,包括堆叠（层间存在接触）和分离（层间存在间隙）。分析方式也可以分为弹性和弹塑性分析两种。研究第二步中据此提出了详细的包覆层分析法设计流程,给出了不同布置方式和分析方式下包覆层的设计步骤,详细研究了中心测量柱与包覆层在热冲击下的稳态和瞬态温度模拟方法、层间存在间隙和接触时的分析过程、基于弹性与弹塑性分析的应力应变求解和疲劳评价方法。弹塑性分析方式得到了实验验证。研究第三步则是采用公式法和分析法设计流程对真实中心测量柱模型进行抗热冲击包覆层结构设计,并对结果进行了对比分析。公式法设计结果显示,包覆层总厚度为6mm,分为两层,单层厚度为3mm。层间存在间隙时基于有限元弹性分析的包覆层结构设计结果为:总厚度为6mm,分为两层,单层厚度为3mm,层间（中心测量柱、各包覆层之间）间隙距离为2.54mm;层间存在间隙时基于有限元弹塑性分析的包覆层设计结果为:总厚度为2mm,无需分层,即单层厚度也为2mm,层间间隙距离为2.648mm;层间存在接触时基于有限元弹性分析的包覆层设计结果为:总厚度为4mm,无需分层,但无法设计出单层厚度;层间存在接触时基于有限元弹塑性分析的包覆层设计结果为:总厚度为2mm,无需分层,但包覆层单层厚度需增至9mm。以上结果均是满足设计要求的临界值。对比分析可发现,间隙模型中包覆层的弹性应力明显小于接触模型中的数值。弹塑性分析中包覆层的总应变范围明显小于弹性分析中的数值。这导致相较于接触模型,间隙模型可以使包覆层单层厚度显着降低,降幅为77.8%。弹塑性分析相较弹性分析,包覆层总厚度和单层厚度均大幅度下降,总厚度平均降幅为58.35%,单层厚度降幅为33.3%。由此可知,中心测量柱与包覆层堆叠布置（接触模型）可能更有利于工程装配,但需考虑设计中接触造成的包覆层单层厚度增大的问题。分离布置（间隙模型）更有利于缩减包覆层单层尺寸和体积,但工程装配可能存在困难。相比于弹性分析,弹塑性分析虽占用较多计算资源,但可降低设计保守性。本文对快堆中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计展开了深入的理论和数值模拟研究,开发了包覆层公式法结构设计模型,提出了分析法设计流程。公式法程序化后的便捷性可使其在初步设计中起到较大作用,分析法的准确性则使其在详细设计中有良好应用前景。这些成果可以为快堆中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计提供方法参考。同时,本文给出了多组包覆层设计结果,并对模型温度、应力应变和疲劳进行了对比分析,这些数据可以作为包覆层设计与分析的基准数据。
龙云,袁寿其,朱荣生,付强,李天斌[5]（2020）在《核主泵内部流动研究现状与技术发展综述》文中提出针对核电技术的发展历程开展论述,介绍世界主要三代核电技术和中国三代核电建设和发展现状,介绍了中国独立自主三代核电技术"华龙一号"HPR1000和"国和一号"CAP1400,并以CAP系列核主泵为例简要介绍第三代压水堆系统和关键设备,介绍了2种典型无轴密封形式的核主泵:屏蔽电机核主泵和湿绕组核主泵.针对核主泵的水力优化设计、全特性、事故工况下水动力特性、气液两相流动、空化特性、流固耦合等内部流动研究现状开展论述.核主泵的安全可靠极为重要,核主泵设计加工制造也极具挑战.因此对核主泵内部流动基础理论和关键技术进行深入研究,突破国外的技术壁垒,掌握自主知识产权的核心技术和关键技术,实现核主泵技术的跨越式发展,是当前中国急待解决的"卡脖子"难题.
隋翊[6]（2020）在《超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性的精细化研究》文中指出核电是我国经济与能源可持续发展战略中的重要一环,然而核电厂一旦发生核泄漏事故,其后果不堪设想,对人类生命安全及生存环境会造成灾难性影响。美国9.11事件及日本福岛核电事故后,各国更加重视核电厂在运行服役期内可能遭受的超设计基准事件的威胁。我国也相继出台相应的法律规范,要求核电厂必须考虑大型商用飞机的恶意撞击问题,同时在超设计基准自然灾害事件发生时必须提供适当的裕量。因此,研究超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性及损伤机理,探究相应的优化与加固措施是核电工程防灾减灾的重要内容。针对核电厂在全寿命周期内可能遭遇到的飞机恶意撞击及超设计基准地震等极端荷载,本文系统而详细地开展了大型商用飞机撞击核岛屏蔽厂房的损伤演化析,撞击过程中厂房内部结构的振动响应,覆盖层地基与桩基加固中核岛厂房的地震动力响应特性,超设计基准地震作用下的桩基破坏及加固措施等方面的研究工作,并得到了具有科学研究价值与实际工程应用意义的研究成果。本文的主要工作和创新如下:（1）在结合比例边界有限元方法（Scaled Boundary Finite Element Method,SBFEM）及八分树（Octree）网格离散技术的基础上,提出并验证了结构化网格与八分树网格组合粘接的精细化建模技术。组合粘接技术克服了原有方法在离散圆形结构与细长构件时的不足,进而建立了飞机撞击问题中包括反应堆厂房内部结构的计算模型,以及极端地震问题中核岛厂房-群桩-覆盖层地基的计算模型。结果表明,该技术具有极强的网格离散和计算能力,所建立的模型单元质高量少,且对模型修改有极高的适应性,与传统的前处理方案相比,效率可提高几十倍。（2）开展了屏蔽厂房在大型商用客机恶意撞击下的损伤演化分析。综合考虑了撞击区网格尺寸、撞击区形状、撞击高度、屏蔽厂房基础结构及土-结构相互作用（Soil-Structure Interaction,SSI）等因素的影响。结果表明,撞击区域采用飞机实际投影面积可以保证结构变形和塑性损伤演化的准确性,发现筒体与锥形穹顶交界处为不利的撞击位置,非岩性地基与岩性地基结果相差达到了 30%左右,不可忽略SSI效应对损伤结果的影响。（3）研究了在大型商用客机撞击过程中核岛厂房内部结构的振动响应规律。揭示了地基-结构相互作用在撞击过程中对核岛厂房内部结构动力响应的影响及原因,并结合相应的评价标准进行了安全评估。结果表明,分析AP1000核岛厂房内部结构响应时,必须要考虑地基与结构相互作用,同时厂房内部关键点处的加速度响应谱谱值超出相关建议的安全范围。（4）建议了地震作用下考虑不同地基类型和桩基效应的地基截取范。结合非线性地震波动输入方法,并充分考虑了 SSI效应,分别确定了岩性地基、覆盖层地基和桩基加固方案中地基的合理截断范围,并探究了地震作用下结构-地基相互作用及桩-土相互作用效应对核岛厂房动力响应的影响。结果表明,和现有规范相比增加地基分类,在满足工程计算精度的要求下显着减少了自由度数量,为使规范更加经济、高效提供了建议。（5）研究了核岛厂房-桩基-覆盖土层体系在地震激励下非线性动力响应特性。系统分析了桩单元类型、桩-土接触效应、不同地基深度、人工边界类型以及土体泊松比等因素对核岛厂房动力响应规律的影响。结果表明,桩-土接触非线性效应对桩基内力分布有显着的影响,覆盖层地基中竖向楼层谱随泊松比变化发生了显着的改变,桩基加固后,以嵌岩桩承受了主要的竖向荷载,动力响应对土体泊松比的变化不再敏感。（6）研究了超设计基准地震动作用下核岛厂房桩基的损伤破坏模式及机理。结合广义塑性模型考虑土的动力强非线性、塑性损伤模型模拟桩基的损伤破坏,实现了在超设计基准地震作用下桩基的损伤破坏演化过程的模拟,阐明了厂房楼层谱在桩基发生损伤破坏后的变化规律,并建议了针对性的抗震设计方案。研究表明,结果准确合理的描述了桩基在地震中的损伤破坏演化过程及规律,桩基在发生损伤破坏后楼层谱值峰值频率从较高段（3 Hz～4 Hz左右）移动到较低频段（1 Hz～2 Hz左右）,且峰值响应在较高频段下降而在较低频段增加。
李宁[7]（2020）在《考虑设备影响的核电厂地震动力响应研究》文中进行了进一步梳理核能产业具有高效、低碳、环保等一系列优势。由于其诸多优点,近年来核电能源占中国乃至世界电能的比重逐渐升高,据统计2019年中国核电总发电量为3481.31亿千瓦时,约占全国所有发电量的4.88%。在2011年3月11日的日本福岛核泄漏事故后,人们对核电安全有了新的认识。此后,核电行业的安全问题也受到了更为广泛的关注。核电厂抗震设计和安全鉴定等一系列工作都需要对核电厂的重要结构和设备进行分析。目前已有的研究工作中多数未考虑核电厂设备和结构之间的耦合作用,地震作用下核电设备对厂房动力响应影响的研究成果还很匮乏。为了明确核电厂设备对于厂房动力响应的影响程度,本文以现在广泛应用的第三代核电厂结构和设备为分析对象,针对核电厂设备和厂房之间的耦合作用开展研究,采用大型通用有限元软件ABAQUS作为分析工具,对核电厂安全壳和部分设备进行了精细化建模,系统地分析了重要设备对于核电厂厂房结构动力响应的影响,探究地震作用下设备和结构相互作用机理,为核电行业的抗震设计和安全鉴定提供依据。首先,根据《核电厂抗震设计规范》（GB50267-97）和美国标准审查大纲《Standard Review Plan》中规定,明确了核电厂内需要考虑耦合作用的设备选取依据。根据筛选结果,确定需要考虑耦合作用的设备为PCS重力水箱和核电厂环形吊车。根据公开资料,利用ABAQUS有限元软件建立了考虑设备—结构动力耦合作用的精细化有限元模型。对整体有限元模型开展模态分析。以美国RG1.60谱作为目标谱生成人工地震动,时程分析时地震动输入按两个水平方向和竖直方向1:1:2/3的比值输入,时程分析结果得到结构和设备的加速度、位移、应力等分析结果。基于所建立的有限元模型,分别研究环形吊车所停放的位置、吊车载重对于安全壳地震动力响应的影响。分析结果表明,一定的载重范围内,吊车的载重将会减轻安全壳结构的峰值动力响应。吊车的载重越大,对安全壳结构的峰值加速度和位移的减少作用越明显。吊车位置的改变对安全壳动力响应影响较小。以PCS重力水箱和安全壳作为分析对象,采用流固耦合分析方法,以水箱的七种不同水位作为分析参数,按照美国RG1.60谱作为目标谱生成人工地震动作为输入,进行水箱和安全壳地震动力响应分析。分析结果表明,安全壳重力水箱对安全壳的地震响应有明显的影响。通过以上分析,基本明确了PCS重力水箱和环形吊车对于安全壳厂房动力响应的影响程度,本文的研究可为实际工程中的核电厂结构和设备抗震提供合理建议。
付智中[8]（2020）在《考虑混凝土徐变影响的安全壳预应力损失研究》文中提出在人类对于能源需求越来越大的今天,以核能为首的清洁能源日益得到各国的重视。在这种大趋势下,中国核电稳步发展,核能在我国能源版图中占据一席之地。安全壳作为确保核电站安全运行的屏障,其重要性毋庸置疑。然而目前安全壳结构在混凝土徐变以及其引起的预应力损失方面研究较少且不充分,研究方法考虑不够全面。本文以某核电站预应力混凝土安全壳结构为背景,采用理论分析与数值模拟相结合的研究方法,基于三种混凝土徐变模型,考虑了混凝土徐变对包含复杂空间线型预应力筋系统的预应力安全壳浇筑、张拉、服役全过程力学性能的影响,并对内压作用下考虑预应力损失的安全壳结构力学性能进行了研究。主要内容如下:1、基于国际混凝土联合会模式规范1990版（CEB-FIP Model Code 90）、模式规范2010版（fib Model Code 2010）以及美国混凝土学会（ACI）Gardner和Lockman两位教授提出的GL2000模型等三种国际常用的混凝土徐变计算模型,推导出变应力混凝土徐变计算模型。采用ABAQUS有限元分析软件,考虑了随时间变化的混凝土材料性能,分析了安全壳结构在混凝土浇筑过程中的时变力学性能。2、系统分析了安全壳在预应力筋张拉过程中考虑徐变影响的结构时变力学性能,得到张拉阶段安全壳结构的薄弱部位,与不考虑徐变情况进行对比,揭示了徐变在安全壳预应力筋张拉过程中对结构力学性能的影响。通过将模拟结果与实测结果进行对比验证了模拟方法的有效性。3、开展了不同服役年限下考虑徐变影响的安全壳结构力学性能分析,获得了安全壳结构力学性能变化规律,进行了设计寿期60年混凝土徐变引起的预应力筋应力损失预测分析,比较了不同徐变模型对预应力损失分析结果的影响。在此基础上考虑各因素引起的全部预应力损失,预测分析了全寿命周期下安全壳结构预应力损失情况。4、基于全部预应力损失预测结果,系统开展了内压作用下考虑预应力损失情况的安全壳结构从功能失效到结构失效全过程力学性能分析,获得了不同服役年限下结构的破坏模式、开裂内压与极限内压,阐明了随时间变化的预应力损失对安全壳结构力学性能的影响规律。
王硕[9]（2020）在《失水工况下屏蔽式核主泵的复杂轴系动力学分析》文中研究指明由于核电具有许多优点且未来人们对环境的要求、对能源的需求越来越高,核电会成为未来能源行业的一个重要发展方向。屏蔽式核主泵是核电站的关键部件,关系着整个核电站的安危。失水事故是核电站最严重的事故,研究失水事故下核主泵的工作状态有利于采取相应安全措施防止发生核事故。本文以屏蔽式核主泵为研究对象,在去除冷却循环系统、屏蔽套和屏蔽电机和不必要的小尺寸的孔和倒角后进行合理简化,用有限元法对核主泵轴系建模。对屏蔽式核主泵轴系进行模态分析,计算了其前5阶临界转速、前6阶模态振型以及质量不平衡响应,分析结果表明该轴系是稳定的。本文先对正常工况下屏蔽式核主泵的全流场计算域进行了流场仿真分析。前处理阶段有流体域创建、网格划分、湍流模型选择、边界条件确定等处理。在数值模拟阶段获得了叶轮应力最大值为57.438MPa,叶轮最大变形量为0.081785mm,核主泵轴系在7Hz时振幅最大,振幅最大值为2.7253mm。在分析失水工况下屏蔽式核主泵的工作特性时将失水工况分为小破口、中破口和大破口3种工况,且破口位置分为进口段和出口段两种情况。数值模拟计算了各个失水工况下的叶轮应力、变形、核主泵轴系振动情况,同时计算了各工况下冷却剂流速变化。分析计算结果得出当进口段发生破口时,叶轮应力变小,核主泵轴系振动幅度减小,且破口面积越大,叶轮应力越小核主泵轴系振幅越小;当出口段出现破口时,叶轮应力变大,核主泵轴系振幅增大,且破口面积越大叶轮应力增幅越小,核主泵轴系振幅增加越小。分析了在不同流量和转速工况下核主泵轴系的振动情况,在转速不变工况下流量越小,核主泵轴系振幅越小;在流量不变工况下转速越小,核主泵轴系振幅越大。本文分析与研究结果不仅为失水工况下屏蔽式核主泵轴系动力学响应特征提供数据基础,也为采用相应安全措施防止发生核事故发生提供了参考。
秦雪猛[10]（2020）在《核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究》文中进行了进一步梳理当核电厂发生了严重事故,如果处理不及时,堆芯会发生融化,压力容器失效,裂变产物释放到安全壳内,随着安全壳内的温度压力增加,安全壳会发生失效,造成裂变产物释放到环境中。通过研究源项特性及放射性裂变产物在安全壳中的分布、释放以及沉积,可以合理的评估源项向环境的释放量,有利于制定降低危害的应急方案。因此,严重事故下的源项特性研究和释放量的研究显得及其迫切和必要。以AP1000堆型为研究对象,建立源项分析计算模型、事故分析计算模型以及多因素方差分析模型,基于源项分析程序和一体化事故分析程序,编制源项计算输入卡和严重事故分析输入卡。通过源项分析程序计算了堆芯源项及其影响因素特性,同时使用了多因素方差分析方法对影响堆芯源项的因素进行了敏感性分析。通过一体化事故分析程序计算了大破口始发严重事故裂变产物行为,并通过与其它程序计算结果的比较,验证了计算结果的可靠性。最后得出了安全壳内裂变产物沉积的基本机理。通过源项分析程序计算得出,在各种堆芯源项影响因素情况下:锕系核素的典型代表核素238Pu,239Pu,240Pu的放射性活度随着堆芯运行时间增加到一定量时达到稳定状态,241Am的放射性活度随着堆芯运行时间的增加而增加,成正比关系;短寿命裂变产物典型代表核素89Sr和91Y短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈指数趋势逐渐衰变减少;长寿命裂变产物典型代表核素137Cs和90Sr短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈稳定减小趋势;裂变产物的总放射性活度比锕系核素高,一般高出一个量级;低能区的光子源强比高能区的光子源强大,最大可差十个量级;利用多因素方差分析方法,分析了燃耗、比功率、富集度、运行方式对堆芯源项产生的影响程度。结果表明:影响堆芯源项产生的因素敏感性大小依次为比功率、富集度、燃耗,而运行方式对堆芯源项产生几乎无影响。通过一体化事故分析程序,计算分析了大破口始发严重事故下的裂变产物行为。结果表明:惰性气体、挥发类源项和非挥发类源项惰性气体主要分布于堆芯、安全壳空间,少部分存在于稳压器内,极少部分存在于其它位置;惰性气体主要以气体形式释放出去,释放份额通常比较大,超过90%;挥发性裂变产物和非挥发裂变产物大多都是以气溶胶形态被释放出去的,释放份额通常较小,低于1%。通过分析得出气溶胶态的核素沉积主要可以划分为内部和外部沉积,内部沉积主要是气溶胶态的核素之间相互碰撞就会发生团聚,外部沉积主要是气溶胶态核素依靠重力、热泳力、扩散电泳迁移到沉积结构表面。
二、核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究（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、核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究（论文提纲范文）
（2）事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能发电的历史 |
| 1.2 核燃料包壳材料发展 |
| 1.2.1 锆基合金核燃料包壳 |
| 1.2.2 镍基合金核燃料包壳 |
| 1.2.3 不锈钢核燃料包壳 |
| 1.2.4 钼基合金核燃料包壳 |
| 1.3 碳化硅包壳材料研究现状 |
| 1.3.1 碳化硅在核领域应用 |
| 1.3.2 碳化硅包壳在氧气条件下的氧化行为 |
| 1.3.3 碳化硅包壳在水蒸汽条件下的氧化行为 |
| 1.3.4 辐照缺陷对碳化硅氧化行为的影响 |
| 1.4 本文的主要意义和研究内容 |
| 1.4.1 本文主要研究意义 |
| 1.4.2 本文主要研究内容 |
| 第2章 研究理论及方法简介 |
| 2.1 量子力学基础 |
| 2.1.1 第一性原理计算 |
| 2.1.2 多粒子体系中的Schrodinger方程 |
| 2.1.3 波恩-奥本海默近似 |
| 2.1.4 哈特里-福克近似 |
| 2.2 密度泛函理论 |
| 2.2.1 托马斯-费米模型 |
| 2.2.2 霍恩伯格-科恩定理 |
| 2.2.3 沈吕九方程 |
| 2.3 常见的交换关联能泛函 |
| 2.3.1 局域密度近似 |
| 2.3.2 广义梯度近似 |
| 2.3.3 杂化密度泛函 |
| 2.4 布洛赫定理 |
| 2.4.1 布洛赫定理 |
| 2.4.2 布里渊区k点的选取 |
| 2.5 赝势方法 |
| 2.6 密度泛函理论计算流程与VASP软件介绍 |
| 2.6.1 密度泛函理论计算流程 |
| 2.6.2 VASP软件简介 |
| 2.7 分子动力学模拟 |
| 2.7.1 分子动力学模拟的基本原理 |
| 2.7.2 系综简介 |
| 2.7.3 势函数简介 |
| 2.8 从头算分子动力学模拟 |
| 2.9 小结 |
| 第3章 碳化硅包壳材料的辐照损伤行为 |
| 3.1 前言 |
| 3.2 碳化硅中辐照缺陷的形成能 |
| 3.2.1 计算方法和模型 |
| 3.2.2 6H-SiC表面上的辐照缺陷 |
| 3.2.3 3C-SiC低指数表面上的辐照缺陷 |
| 3.2.4 小结 |
| 3.3 反位取代对3C-SiC物理性能的影响 |
| 3.3.1 研究模型与方法 |
| 3.3.2 3C-Si_(1-x)C的晶格常数和密度 |
| 3.3.3 3C-Si_(1-x)C的形成能和结合能 |
| 3.3.4 3C-Si_(1-x)C的机械性能 |
| 3.3.5 3C-Si_(1-x)C的热力学性能 |
| 3.3.6 小结 |
| 3.4 碳化硅辐照损伤分子动力学模拟 |
| 3.4.1 研究模型及方法 |
| 3.4.2 3C-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.3 4H-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.4 6H-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.5 小结 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 氧气和水分子与碳化硅间的相互作用 |
| 4.1 前言 |
| 4.2 氧气在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.2.1 研究方法及模型 |
| 4.2.2 氧分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附结构 |
| 4.2.3 氧分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附能 |
| 4.2.4 小结 |
| 4.3 氧气在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.3.1 研究模型及方法 |
| 4.3.2 氧分子在3C-SiC C-(100)面上的吸附 |
| 4.3.3 氧分子在3C-SiC Si-(100)面上的吸附 |
| 4.3.4 氧分子在3C-SiC(110)面上的吸附 |
| 4.3.5 氧分子在3C-SiC (111)面上的吸附 |
| 4.3.6 氧分子在3C-SiC(111)面上的吸附 |
| 4.3.7 氧分子在3C-SiC低指数面上的吸附机理 |
| 4.3.8 小结 |
| 4.4 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.4.1 研究模型与方法 |
| 4.4.2 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.4.3 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的扩散 |
| 4.4.4 小结 |
| 4.5 氧原子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.5.1 计算模型与方法 |
| 4.5.2 氧原子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.5.3 氧原子在3C-SiC(110)面上的扩散 |
| 4.5.4 小结 |
| 4.6 碳化硅表面氧化物的形成 |
| 4.6.1 计算模型与方法 |
| 4.6.2 不同氧化物在碳化硅表面上的形成能 |
| 4.6.3 小结 |
| 4.7 水分子与6H-SiC (0001)和(0001)面的相互作用 |
| 4.7.1 计算模型与方法 |
| 4.7.2 水分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.7.3 水分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的解离和扩散 |
| 4.7.4 小结 |
| 4.8 水分子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.8.1 研究模型与方法 |
| 4.8.2 水分子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.8.3 小结 |
| 4.9 小结 |
| 第5章 氧气/水蒸汽下碳化硅的反应动力学过程模拟 |
| 5.1 前言 |
| 5.2 6H-SiC在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.1 研究模型与方法 |
| 5.2.2 6H-SiC (0001)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.3 6H-SiC(0001)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.4 小结 |
| 5.3 3C-SiC(110)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.3.1 研究模型与方法 |
| 5.3.2 3C-SiC(110)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.3.3 小结 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其他成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（3）典型严重事故下放射性核素排放规律研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状与发展动态 |
| 1.2.2 国内研究现状与发展动态 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 所在团队研究基础 |
| 1.5 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性核素 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 放射性核素类别划分 |
| 2.5.3 放射性核素迁移路径 |
| 2.6 核电厂典型严重事故 |
| 2.6.1 大破口始发严重事故 |
| 2.6.2 蒸汽发生器传热管断裂事发严重事故 |
| 2.6.3 ADS阀门误开启始发严重事故 |
| 2.6.4 安全壳早期失效事故 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型计算公式 |
| 3.2.1 点堆动力学模型计算公式 |
| 3.2.2 中子注量率模型计算公式 |
| 3.2.3 燃料转化比模型计算公式 |
| 3.3 放射性核素迁移模型计算公式 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 源项参数选取 |
| 3.5 初始工况及建模参数 |
| 3.6 计算流程 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 大破口始发严重事故核素排放计算研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 事故进程及热工响应计算 |
| 4.2.1 事故进程计算 |
| 4.2.2 热工响应计算 |
| 4.3 大破口始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 4.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 4.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 4.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 4.4 破口位置对放射性核素行为影响计算 |
| 4.5 破口尺寸对放射性核素行为影响计算 |
| 4.6 安全壳早期失效对放射性核素行为的影响计算 |
| 4.6.1 安全壳压力变化 |
| 4.6.2 放射性核素释放至环境中的份额 |
| 4.7 计算结果验证 |
| 4.8 结果分析 |
| 4.9 本章小结 |
| 第5章 蒸汽发生器传热管断裂始发严重事故核素排放计算研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 事故进程及热工响应计算 |
| 5.2.1 事故进程计算 |
| 5.2.2 热工响应计算 |
| 5.3 SGTR始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 5.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 5.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 5.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 5.4 计算结果验证 |
| 5.5 结果分析 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 ADS阀门误开启始发严重事故核素排放计算研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 事故进程及热工响应计算 |
| 6.2.1 事故进程计算 |
| 6.2.2 热工响应计算 |
| 6.3 ADS阀门误开启始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 6.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 6.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 6.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 6.4 计算结果验证 |
| 6.5 结果分析 |
| 6.6 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ ORIGEN程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 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 |
（4）快堆中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的目的和意义 |
| 1.2 中心测量柱及包覆层简介 |
| 1.3 研究现状 |
| 1.3.1 热冲击现象的研究现状 |
| 1.3.2 抗热冲击结构设计的研究现状 |
| 1.3.3 研究现状小结 |
| 1.4 主要研究内容 |
| 第2章 公式法设计的理论方法 |
| 2.1 热冲击下温度场公式法研究 |
| 2.1.1 热冲击过程简化 |
| 2.1.2 分析模型 |
| 2.1.3 瞬态温度场公式推导 |
| 2.2 热冲击下应力场公式法研究 |
| 2.3 弹性疲劳评价方法 |
| 2.3.1 采用弹性分析的限制条件 |
| 2.3.2 采用弹性分析的疲劳评价方法 |
| 2.4 公式法有限元验证 |
| 2.4.1 模型与网格 |
| 2.4.2 结果对比 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 基于有限元的分析法设计方法与流程 |
| 3.1 温度场研究 |
| 3.2 布置方式研究 |
| 3.2.1 层间存在间隙 |
| 3.2.2 层间存在接触 |
| 3.3 分析方式研究 |
| 3.3.1 弹性分析 |
| 3.3.2 弹塑性分析 |
| 3.4 实验验证 |
| 3.4.1 实验介绍 |
| 3.4.2 有限元模拟及结果对比 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 某快堆中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计与分析 |
| 4.1 包覆层公式法设计 |
| 4.1.1 包覆层总厚度设计 |
| 4.1.2 包覆层单层厚度设计 |
| 4.1.3 模型温度及应力分析 |
| 4.2 有限元模型及关键参数敏感性分析 |
| 4.2.1 中心测量柱有限元模型及边界条件 |
| 4.2.2 网格与单元类型敏感性分析 |
| 4.2.3 时间步长敏感性分析 |
| 4.2.4 接触设置敏感性分析 |
| 4.3 层间存在间隙时包覆层的设计与分析 |
| 4.3.1 基于弹性分析的包覆层设计与分析 |
| 4.3.2 基于弹塑性分析的包覆层设计与分析 |
| 4.4 层间存在接触时包覆层的设计与分析 |
| 4.4.1 基于弹性分析的包覆层设计与分析 |
| 4.4.2 基于弹塑性分析的包覆层设计与分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 总结 |
| 5.1 研究结论 |
| 5.2 主要创新点 |
| 5.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其他成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（5）核主泵内部流动研究现状与技术发展综述（论文提纲范文）
| 1 中国三代核电技术发展历程 |
| 1.1 压水堆系统 |
| 1.2 反应堆冷却剂主循环泵 |
| 2 核主泵内部流动研究现状 |
| 2.1 水力优化设计 |
| 2.2 事故工况水动力特性 |
| 2.2.1 全特性 |
| 2.2.2 卡轴事故 |
| 2.2.3 断电事故 |
| 2.2.4 失水事故 |
| 2.3 流固耦合特性 |
| 2.4 非定常特性 |
| 2.4.1 非均匀来流与压力脉动特性 |
| 2.4.2 瞬态特性 |
| 2.5 气液两相流动特性 |
| 2.6 空化特性 |
| 2.6.1 泵空化水动力学特性 |
| 2.6.2 空化模型 |
| 3 核主泵内部流动研究意义 |
（6）超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性的精细化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 1. 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 核电工业发展历程 |
| 1.1.2 超设计基准事件 |
| 1.2 国内外相关研究进展 |
| 1.2.1 核电工业精细化研究的发展趋势 |
| 1.2.2 大型商用飞机撞击核电厂的研究进展 |
| 1.2.3 核电厂抗震分析的研究进展 |
| 1.3 本文主要研究思路与研究工作 |
| 2. 高效的跨尺度精细化建模方法 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000核电厂 |
| 2.3 基于比例边界有限元(SBFEM)的跨尺度离散方法 |
| 2.3.1 弹性静态控制方程 |
| 2.3.2 几何边界的比例变换 |
| 2.3.3 径向节点位移函数 |
| 2.3.4 基于多面体的比例边界的形函数 |
| 2.3.5 八分树(Octree)网格离散技术 |
| 2.4 基于SBFEM-Octree方法的计算模型 |
| 2.4.1 计算模型的建立过程 |
| 2.4.2 计算软件 |
| 2.4.3 算例验证 |
| 2.5 结构化网格与八分树网格组合的建模方法 |
| 2.5.1 现有的八分树离散方法的不足 |
| 2.5.2 组合的建模方法的实现路线 |
| 2.5.3 算例验证 |
| 2.6 基于组合建模方法下飞机撞击问题中的计算模型 |
| 2.6.1 外部屏蔽厂房采用结构化网格离散 |
| 2.6.2 内部结构采用八分树网格离散 |
| 2.7 基于组合建模方法下桩基加固方案中的计算模型 |
| 2.7.1 增加核岛厂房内部结构及桩基础的计算模型 |
| 2.7.2 桩基础与周围土体的跨尺度连接 |
| 2.8 本章小结 |
| 3. 大型商用飞机撞击核电厂的损伤演化分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算模型及相关参数 |
| 3.2.1 AP1000核岛厂房的计算模型及材料参数 |
| 3.2.2 飞机荷载时程曲线 |
| 3.3 撞击区域面积形状的确定 |
| 3.3.1 传统撞击区域形状的研究方法 |
| 3.3.2 撞击后的损伤结果的对比分析 |
| 3.4 不同区域单元密度的分析研究 |
| 3.4.1 撞击区的单元密度 |
| 3.4.2 过渡区的单元密度 |
| 3.5 核岛厂房结构的精细化对损伤结果的影响 |
| 3.5.1 AP1000核岛厂房的基础结构 |
| 3.5.2 基础效应对损伤分布的影响 |
| 3.6 不同撞击高度的损伤结果 |
| 3.6.1 不同撞击高度的计算模型 |
| 3.6.2 不同撞击高度的损伤特征与分布结果 |
| 3.7 考虑土-结构相互作用(SSI效应) |
| 3.7.1 不同厂址建设的需要 |
| 3.7.2 非岩性厂址条件下损伤结果 |
| 3.8 本章小结 |
| 4. 核电厂内部重要结构在飞机撞击过程中的动力响应分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 计算模型 |
| 4.2.1 核岛辅助厂房 |
| 4.2.2 增加内部结构的核岛厂房计算模型 |
| 4.3 飞机对核岛辅助厂房的撞击研究 |
| 4.3.1 里拉(Riera)曲线的撞击结果 |
| 4.3.2 弹-靶耦合分析中的撞击曲线 |
| 4.4 反应堆厂房内部结构在撞击过程中的响应 |
| 4.4.1 选取内部结构的观测点 |
| 4.4.2 各观测点楼层反应谱结果 |
| 4.5 SSI效应对反应堆厂房内部结构响应的影响 |
| 4.5.1 增加地基后的整体计算模型 |
| 4.5.2 SSI效应对内部结构响应的重要性 |
| 4.6 本章小结 |
| 5. 地震作用下核岛厂房与地基的相互作用 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 核岛厂房计算模型 |
| 5.3 波动输入方法简介 |
| 5.3.1 地震动等效节点荷载 |
| 5.3.2 非线性耦联人工边界 |
| 5.3.3 非线性地震波动输入方法 |
| 5.4 岩性地基条件下核岛厂房的抗震分析 |
| 5.4.1 核岛厂房刚性地基的响应结果 |
| 5.4.2 岩性地基条件下的合理的截断范围 |
| 5.4.3 考虑土-结构相互作用(SSI)对结果的影响 |
| 5.5 覆盖层地基条件下核岛厂房的抗震分析 |
| 5.5.1 覆盖层地基上核岛厂房的计算模型及材料参数 |
| 5.5.2 覆盖层厂址条件下地基的合理截断范围 |
| 5.5.3 覆盖层地基对核岛厂房的动力响应影响 |
| 5.6 桩基加固后核岛厂房动力响应的研究 |
| 5.6.1 桩基加固方案 |
| 5.6.2 桩基加固后地基合理的截断范围 |
| 5.6.3 桩基加固后对核岛厂房动力响应的影响 |
| 5.7 本章小结 |
| 6. 地震作用下桩-土相互作用特性的分析研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 采用不同单元类型模拟桩基础 |
| 6.2.1 梁单元模拟桩基的计算模型 |
| 6.2.2 计算结果的对比分析 |
| 6.3 桩-土接触面的存在与否的影响 |
| 6.3.1 桩-土接触面 |
| 6.3.2 桩-土接触面效应对结果的影响 |
| 6.4 土体泊松比对动力响应结果的影响 |
| 6.4.1 泊松比的潜在影响 |
| 6.4.2 不同工况结果的对比分析 |
| 6.5 不同地基高度对结果的影响 |
| 6.5.1 不同地基高度的计算模型 |
| 6.5.2 计算结果的对比分析 |
| 6.6 本章小结 |
| 7. 超设计基准地震作用下桩基的损伤分析及加固方案 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 超设计基准地震动 |
| 7.3 材料模型与参数 |
| 7.3.1 广义塑性模型 |
| 7.3.2 混凝土塑性损伤模型 |
| 7.3.3 桩-土接触面模型 |
| 7.4 超设计地震作用下的动力响应 |
| 7.4.1 原状土覆盖层地基 |
| 7.4.2 桩基加固方案 |
| 7.5 考虑桩基破坏效应后的动力响应 |
| 7.5.1 地震作用下桩基的损伤情况 |
| 7.5.2 考虑损伤效果后对动力响应的影响 |
| 7.6 针对性的桩基加固方案 |
| 7.6.1 加固方案的制定 |
| 7.6.2 加固后的计算结果 |
| 7.7 本章小结 |
| 8. 结论与展望 |
| 8.1 结论 |
| 8.2 创新点 |
| 8.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间科研项目及科研成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（7）考虑设备影响的核电厂地震动力响应研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 核电厂地震响应研究现状 |
| 1.2.2 核电厂设备研究现状 |
| 1.3 本文主要研究内容 |
| 第二章 核电厂有限元模型的建立和分析 |
| 2.1 核电厂简介 |
| 2.2 考虑厂房设备耦合作用设备的选取 |
| 2.3 有限元模型建立 |
| 2.3.1 ABAQUS有限元软件简介 |
| 2.3.2 流固耦合理论 |
| 2.3.3 单元选取 |
| 2.3.4 有限元模型 |
| 2.4 有限元分析结果 |
| 2.4.1 模态分析 |
| 2.4.2 地震动选取 |
| 2.4.3 安全壳动力响应分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 考虑核环吊—安全壳耦合作用的动力响应分析 |
| 3.1 分析工况及模态分析 |
| 3.2 吊车载重对安全壳的影响 |
| 3.2.1 加速度响应分析 |
| 3.2.2 位移响应分析 |
| 3.2.3 应力分析 |
| 3.2.4 楼层反应谱分析 |
| 3.3 吊车位置对安全壳的影响 |
| 3.3.1 加速度响应分析 |
| 3.3.2 位移响应分析 |
| 3.3.3 应力分析 |
| 3.3.4 楼层反应谱分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 考虑水箱—安全壳耦合作用的动力响应分析 |
| 4.1 流固耦合动力反应分析原理 |
| 4.2 考虑流固耦合作用时程分析 |
| 4.2.1 加速度响应分析 |
| 4.2.2 位移响应分析 |
| 4.2.3 应力分析 |
| 4.2.4 液体晃动情况分析 |
| 4.3 分析工况 |
| 4.4 水箱水位对安全壳动力响应的影响 |
| 4.4.1 水箱水位和安全壳加速度响应的关系 |
| 4.4.2 水箱水位和安全壳位移响应的关系 |
| 4.4.3 反应谱分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 主要研究结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 个人简介 |
| 硕士期间参与的科研项目 |
（8）考虑混凝土徐变影响的安全壳预应力损失研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景 |
| 1.1.1 发展核电的优势 |
| 1.1.2 核电发展现状 |
| 1.2 安全壳结构国内外研究现状 |
| 1.2.1 安全壳试验研究现状 |
| 1.2.2 安全壳数值模拟研究现状 |
| 1.2.3 安全壳混凝土徐变及预应力损失研究现状 |
| 1.3 课题研究意义及主要内容 |
| 第2章 混凝土浇筑全过程安全壳力学性能分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 安全壳有限元模型建立 |
| 2.2.1 安全壳结构几何模型 |
| 2.2.2 安全壳结构有限元分析模型 |
| 2.2.3 混凝土浇筑阶段划分 |
| 2.3 混凝土徐变计算 |
| 2.3.1 常应力徐变计算模型 |
| 2.3.2 变应力徐变计算模型 |
| 2.4 混凝土浇筑阶段施工模拟 |
| 2.4.1 混凝土浇筑阶段施工模拟分析模型 |
| 2.4.2 混凝土浇筑全过程模拟结果分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 考虑徐变影响的安全壳预应力筋张拉全过程时变力学性能分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 安全壳预应力张拉全过程张拉模拟方法 |
| 3.3 安全壳预应力筋张拉全过程力学性能分析 |
| 3.3.1 混凝土von Mises应力 |
| 3.3.2 混凝土主拉应力 |
| 3.3.3 穹顶顶点竖向位移 |
| 3.3.4 安全壳筒身径向位移 |
| 3.3.5 钢衬里应变 |
| 3.3.6 张拉全过程预应力损失分析 |
| 3.4 张拉阶段安全壳钢衬里以及普通钢筋作用分析 |
| 3.4.1 张拉阶段钢衬里对安全壳力学性能影响 |
| 3.4.2 张拉阶段普通钢筋对安全壳力学性能影响 |
| 3.5 张拉阶段模拟结果与现场实测数据对比 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 安全壳服役阶段预应力损失分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 考虑徐变的安全壳服役阶段力学性能分析 |
| 4.2.1 服役阶段混凝土von Mises应力变化 |
| 4.2.2 服役阶段混凝土主拉应力变化 |
| 4.2.3 服役阶段安全壳穹顶竖向位移变化 |
| 4.2.4 服役阶段安全壳筒身径向位移变化 |
| 4.2.5 服役阶段安全壳钢衬里应变变化 |
| 4.2.6 徐变引起的安全壳服役阶段预应力损失分析 |
| 4.3 安全壳服役阶段预应力总损失分析 |
| 4.3.1 不同因素引起的预应力损失计算方法 |
| 4.3.2 不同服役年限安全壳预应力损失预测 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 考虑预应力损失的安全壳内压破坏机理分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 内压作用下安全壳结构力学性能分析 |
| 5.2.1 内压作用下安全壳混凝土主拉应力以及混凝土开裂情况变化 |
| 5.2.2 内压作用下安全壳位移变化 |
| 5.2.3 内压作用下安全壳钢衬里应变变化 |
| 5.2.4 内压作用下安全壳预应力筋应力变化 |
| 5.3 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（9）失水工况下屏蔽式核主泵的复杂轴系动力学分析（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 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 课题主要研究内容 |
| 第2章 屏蔽式核主泵轴系稳态动力学分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 屏蔽式核主泵轴系建模 |
| 2.2.1 轴系建模 |
| 2.2.2 轴承建模 |
| 2.3 屏蔽式核主泵轴系动力学分析 |
| 2.3.1 模态分析基础 |
| 2.3.2 临界转速及振型计算 |
| 2.3.3 质量不平衡响应分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 正常工况下屏蔽式核主泵轴系振动分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算流体力学简介 |
| 3.3 流体域创建与网格划分 |
| 3.3.1 流体域创建 |
| 3.3.2 网格划分 |
| 3.4 流场数值模拟 |
| 3.4.1 计算域定义 |
| 3.4.2 湍流模型的选择 |
| 3.4.3 边界条件设置 |
| 3.4.4 求解控制设置 |
| 3.5 正常工况下核主泵的谐响应分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 失水工况下屏蔽式核主泵轴系振动分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 小破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.2.1 进口段小破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.2.2 出口段小破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.3 中破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.3.1 进口段中破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.3.2 出口段中破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.4 大破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.4.1 进口段大破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.4.2 出口段大破口失水工况下核主泵谐响应分析 |
| 4.5 各工况下核主泵冷却剂流速 |
| 4.6 计算结果分析 |
| 4.7 本章小结 |
| 第5章 不同转速和流量工况下屏蔽式核主泵轴系振动分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 设计流量工况下结果分析 |
| 5.3 设计转速工况下结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 结论 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 在学研究成果 |
| 致谢 |
（10）核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 严重事故研究现状 |
| 1.2.2 源项研究现状 |
| 1.2.3 所在团队相关研究基础 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统参数 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性源项 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 源项类别划分 |
| 2.5.3 源项迁移路径 |
| 2.6 计算参数选取 |
| 2.6.1 源项计算关键参数选取 |
| 2.6.2 源项影响因素参数选取 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型 |
| 3.2.1 点堆动力学模型 |
| 3.2.2 中子注量率模型 |
| 3.2.3 燃料转化比模型 |
| 3.3 事故分析计算模型 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 多因素方差分析计算模型 |
| 3.4.1 双因素方差分析模型 |
| 3.4.2 正交实验设计表模型 |
| 3.5 计算流程 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 堆芯源项及影响因素计算 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 堆芯源项计算 |
| 4.2.1 锕系核素计算 |
| 4.2.2 裂变产物计算 |
| 4.3 源项影响因素计算 |
| 4.3.1 燃耗因素 |
| 4.3.2 比功率因素 |
| 4.3.3 富集度因素 |
| 4.3.4 运行方式因素 |
| 4.4 不同因素敏感性计算 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 大破口始发严重事故裂变产物行为计算 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 大破口始发严重事故 |
| 5.2.1 大破口严重事故假设 |
| 5.2.2 事故进程计算 |
| 5.2.3 热工响应计算 |
| 5.3 源项质量计算 |
| 5.4 安全壳内源项分布计算 |
| 5.4.1 惰性气体分布计算 |
| 5.4.2 挥发类源项分布计算 |
| 5.4.3 非挥发类源项分布计算 |
| 5.5 安全壳内源项沉积计算 |
| 5.5.1 挥发性裂变产物沉积计算 |
| 5.5.2 非挥发裂变产物沉积计算 |
| 5.6 安全壳外释放量计算 |
| 5.6.1 惰性气体释放量计算 |
| 5.6.2 挥发类源项释放量计算 |
| 5.6.3 非挥发类源项释放量计算 |
| 5.7 计算结果验证 |
| 5.8 沉积基本机理 |
| 5.9 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ 源项分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 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、核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究（论文参考文献）
- [1]基于AP1000核电站屏蔽厂房TMD减震结构的铅基堆隔震研究[D]. 刘晓楠. 哈尔滨工程大学, 2021
- [2]事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究[D]. 张峥. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [3]典型严重事故下放射性核素排放规律研究[D]. 张家磊. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [4]快堆中心测量柱抗热冲击包覆层结构设计研究[D]. 郑澍. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [5]核主泵内部流动研究现状与技术发展综述[J]. 龙云,袁寿其,朱荣生,付强,李天斌. 排灌机械工程学报, 2020(11)
- [6]超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性的精细化研究[D]. 隋翊. 大连理工大学, 2020(01)
- [7]考虑设备影响的核电厂地震动力响应研究[D]. 李宁. 中国地震局工程力学研究所, 2020(02)
- [8]考虑混凝土徐变影响的安全壳预应力损失研究[D]. 付智中. 哈尔滨工业大学, 2020(01)
- [9]失水工况下屏蔽式核主泵的复杂轴系动力学分析[D]. 王硕. 沈阳工业大学, 2020(02)
- [10]核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究[D]. 秦雪猛. 华北电力大学(北京), 2020(06)
标签：核电厂论文;