一、基于CIAE实验对RELAP5程序的评价（论文文献综述）
滕辰,解衡,贾海军[1]（2021）在《RELAP5程序预测第一类密度波不稳定边界的能力验证》文中进行了进一步梳理为估算低温核供热堆的第一类密度波不稳定（Type-Ⅰ DWO）边界,以确定其微沸腾运行模式的参数区间,本文建立了低温核供热堆NHR200相似性实验回路HRTL200的RELAP5数值模型。通过对比模拟结果与实验结果,评价了RELAP5/MOD3.2程序模拟Type-Ⅰ DWO的一般特性以及预测不稳定边界的能力,分析了进、出口阻力系数、相间摩擦对模拟结果的影响。结果表明,RELAP5程序模拟Type-Ⅰ DWO的一般特性与实验符合较好;运行压力不高于25 bar（1 bar=105 Pa）时,程序计算的不稳定边界的过冷度边界值与实验值偏差在3 K以内;运行压力大于30 bar时,采用准确的相间摩擦关系式可以改善预测结果。因此,选取与回路相匹配的相间摩擦关系式后,RELAP5程序可以用于模拟和预测Type-Ⅰ DWO。
杨富强[2]（2021）在《核动力装置联合仿真系统构建与控制器设计》文中研究表明为保证核动力装置安全稳定地运行,避免重大事故的发生,需要预先对其进行仿真分析。RELAP5是轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序,涵盖了整个轻水堆系统的瞬态分析,被广泛应用于核动力装置仿真模拟。但RELAP5程序无法对复杂控制系统进行仿真分析,且人机交互界面和仿真数据存储方面不够完善。因此,本文设计了基于RELAP5和MATLAB程序的联合仿真系统,其数据交互采用SOCKET方式,利用My SQL数据库存储仿真数据,设计客户端界面提升人机交互属性,并利用设计好的联合仿真系统实现模糊控制算法,验证了联合仿真系统的实用性及可扩展性。本文首先分析了核动力装置一回路的结构,对一回路关键设备进行建模,以秦山核电站为参考对象,使用RELAP5程序对一回路模型进行搭建,并进行了稳态验证计算。然后设计了基于SOCKET的RELAP5与MATLAB程序的数据交互接口,采用UDP协议进行通信,分别在RELAP5端和MATLAB端对数据收发进行了处理。使用My SQL数据库对仿真结果进行存储,同时对部分字段添加索引增加查询速度。设计了基于Qt的仿真系统前端界面,包括用户登录、可视化修改输入、运行或终止程序、仿真结果分析等功能。为了实现远程访问数据库,设计了基于HTTP协议的WEB服务器,在浏览器中输入URL后便可远程访问仿真结果,并利用多线程技术优化WEB服务器。将RELAP5中的控制器在SIMULINK中实现,设计了SIMULINK与MATLAB中的Base Workspace实时交互方法,仿真结果验证了联合仿真系统的实用性。利用设计好的联合仿真系统基于模糊控制算法设计蒸汽发生器水位控制器,并在升负荷和降负荷工况验证控制效果,其仿真结果既体现了联合仿真系统的实用性,也体现了其可扩展性。
何帆[3]（2021）在《基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析》文中进行了进一步梳理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。
樊芮伶[4]（2021）在《基于系统分析软件的内置换料水箱中非能动余热排出热交换器的建模方法研究》文中研究表明系统分析软件作为核电站安全分析的基础工具,能对反应堆中的多种设计基准事故、瞬态以及稳态进行分析和研究,对核电站的设计与安全分析起着重要作用。第三代先进压水堆AP1000引入了非能动余热排出系统,增加了反应堆的自我安全保护能力。其中设置内置换料水箱（IRWST）吸收反应堆余热,为事故工况下的余热排出系统提供了中间热阱。非能动余热排出热交换器（PRHR HX）能非能动的将一回路的热量排出,在内置换料水箱中冷凝,有效缓解事故产生的后果。因此,IRWST以及PRHR HX在保证反应堆安全方面都有着重要作用。国内外对非能动余热排出系统进行了大量的研究。目前而言,实验研究方面已经较为成熟,但是在数值模拟尤其是系统分析软件的模拟上对内置换料水箱以及非能动余热排出热交换器还没有一套成熟的可以借鉴的模型。系统分析软件中的建模方式均采用一维模型,而目前将该部件三维模型简化为一维模型的研究比较缺乏,并且多数模拟结果缺乏实验数据的对比验证。本文针对AP1000内置换料水箱热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件（即RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE软件）,将三维模型简化为一维模型,在一维模型中同时建立单通道和多通道两种不同模型,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度分布、沸腾时间等参数的变化。将RELAP5单通道模型、多通道模型计算结果,COSINE单通道模型、多通道模型计算结果以及热工水力特性缩比实验的实验值进行多维度比较。从结果可以看出,在单通道模型中,RELAP5和COSINE的计算结果误差分别为8%和11%,误差在可接受的范围内,有一定的热分层现象但不明显。在多通道模型中,RELAP5和COSINE的数据较单通道都与实验值的符合程度更高,误差分别减小到4%和10%,同时RELAP5的多通道模型能很好的模拟实验的热分层现象。对比单通道和多通道模型的建模方式,单通道建模简单方便,多通道建模在热分层现象上有更好的体现,两者都能较好的模拟AP1000换料水箱非能动余热排出热交换器沸腾工况。总体而言,多通道模型更符合池式沸腾实验的模拟计算。本文针对内置换料水箱进行了单通道和多通道两种方式的建模,给出了两种建模方式的计算误差,为后续系统分析工作中非能动余热排出系统的建模有一定的借鉴作用。
江南[5]（2020）在《一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究》文中提出在IP200小型一体化压水堆的设计方案中,熔融物堆芯滞留（IVR,In vessel melt Retention）措施是保证放射性包络的一道最重要防线。判断IVR成功的基本原则是,下封头壁面向外传热的热流密度,必须低于压力容器外部冷却中当地沸腾的临界热流密度。但在实际的小型堆IVR场景中,真实的熔池热负荷能否低于安全限值,仍有三方面要素值得被仔细斟酌。第一,一体化小堆的自身特性（如堆芯功率密度、冷却剂装量）与事故序列（如安全系统动作、堆芯坍塌时间）,将深刻影响严重事故的早期进程,进而改变下封头内熔池的形成过程。如何考虑事故早期进程对熔池形成的累计效应,将影响熔池的初始热状态准确性。第二,压力容器内熔融物冷却的过程中包含了多个复杂现象的相互作用。如何合理地量化上述现象的耦合效应,将直接影响IVR熔池的流动与传热特性。第三,压力容器外部冷却（ERVC,External Reactor Vessel Cooling）回路中冷水的流动特性,对于熔池散热的影响是不容忽视的。所以,下封头壁外的循环冷却也常被分离于内部熔池作为独立环节进行分析。特别是为自然循环提供驱动力的沸腾模式、以及流动潜在的不稳定性两方面因素的影响。为了解决上述三方面的问题,本文开展了以下相关仿真的研究。首先,本文对IP200反应堆早期事故进程进行仿真研究。该项研究旨在分析事故早期进程对熔池形成过程的影响。使用事故机理性分析程序SCDAP/RELAP5建立了反应堆及安全系统模型,模拟了SLOCA（Small break Loss Of Coolant Accident/小破口事故）叠加ESBO（Extended Station Black Out/长期全厂断电）的极限工况导致的严重事故进程。从堆芯退化一直分析至IVR状态,充分考虑熔化、坍塌等早期现象对熔池初始状态的影响。此外,讨论了IP200自身设计特征与模型差异性对熔池最大热负荷的影响。结果显示,IP200堆的单位热功率储水量较低,严重事故场景下堆芯退化进程发生得很快,从堆芯开始裸露直至局部熔化大约历时9500s。但在熔池形成过程中,堆芯组件并未完全坍塌。该项结论为评价一体化小堆安全分析的包络性提供了可靠参考。其次,对IVR熔池自身的流动传热特性进行了仿真研究。由于在机理性程序SCDAP分析中,无法保证一定能模拟出堆芯组件全部熔化坍塌时的最严重熔池场景。因此,这里有针对性地创建了三种新型熔池仿真模型,分别编制程序,用于评估IP200反应堆完全坍塌时不同的IVR特性,包括:瞬态传热特性、流场分布特性、以及分层构型特性。针对熔池瞬态传热特性,本文基于经验关系式的自然对流模型和等温凝固假设下的移动边界模型,创建了熔池瞬态传热分析程序。以LIVE-L5L熔盐实验为对象进行基准题验证计算。特别的,对动态过程中硬壳增长率的计算结果重点讨论。结果显示,等温假设下的移动边界法对于计算熔池边界上的凝固是适用的。由于引入了额外的线性假设使控制方程封闭,单层网格就能获得稳定的凝固界面追踪效果。针对熔池流场特性,研究基于单相自然对流CFD模型与焓守恒相变转换模型,构建出熔池传热与流动的精细化分布参数仿真程序。以BALI切片实验的两个不同稳态工况为基准题,验证了模型与算法适用性。然后,以IP200堆为对象进行熔池试算,依据云图与矢量图讨论了内热功率对流场分区的影响。结果显示,内热增大时,更多的高温流体将汇聚于顶部,将加剧顶部流场的涡旋结构,也削弱底部热分层效应。由于某些情况下,熔融混合物可能会出现金属相与氧化相的分层,进而改变熔池的分层结构。针对熔池分层构型特性,研究基于最终包络状态（FIBS-FInal Bounding State）概念开发了分层熔池构型的传热估算模型。模型中较全面地考虑了两层、三层、水池熔池构型。研究定量分析了氧化层内热功率与金属层特征高度对热负荷分布的影响。也讨论了重金属质量成分、水层膜态沸腾对峰值热流密度的作用效果。这些模型分别实现了凝固相变、流场演化、成层分布三个现象层面的性能突破,可以作为一种较为准确的瞬态熔池分析工具,并入系统级安全分析程序中。最后,对熔池外部ERVC回路中自然循环的流动不稳定性进行了仿真研究。使用热工水力程序RELAP5对ERVC的开式循环瞬态流动特性进行了分析,讨论了流动与传热的反馈机制。对比REPEC实验中低加热循环工况进行稳态验证,评价模型对加热段内过冷沸腾引起的两相自然循环现象的适用性。使用RELAP5对IP200堆的ERVC系统建立切片模型,并对自然循环的瞬态流动进行模拟。划分了不稳定流动的高、低过冷度边界,并依据震荡规律对加热段内过冷沸腾引发的流动不稳定性进行机理解释。结果显示,随着入口欠热度降低,自然循环将依次出现稳定-不稳定-稳定的流动状态过渡。增加背压会降低自然循环流量,整体压缩不稳定范围。减小进口阻力系数将增大循环流量,不稳定边界均会向功率升高的方向偏移。该研究也为ERVC回路内的自然循环流动机理研究提供了切入点与分类准则。本文通过仿真手段,不仅研究了反应堆宏观结构特性、微观机理特性对熔池传热的影响,也给出了IVR中关键参数的具体数值。此外,本文还初步搭建一套关于小型堆IVR研究的体系方案,旨在为工程小型堆的工程设计提供参考。
王鹏飞[6]（2020）在《基于RELAP5与GOTHIC的核电站事故分析模型开发》文中进行了进一步梳理在核电设计以及通用设计审查（GDA）的研究中,评价破口类事故下主系统的质能释放量以及安全壳内压力和温度的响应是核电站安全分析的核心任务之一。目前,研究核电站破口类事故时主系统的质能释放量以及安全壳压力、温度的响应是将主系统分析程序（RELAP5）与安全壳系统分析程序（GOTHIC）分开进行计算的,这个过程需要反复的迭代计算,繁复耗时,并且计算过程中往往把工况设置为最严重事故,这样计算出的结果过于保守,不属于最佳评估,设计出的核电站运行经济性低。为了使计算结果更加接近真实情况,本文旨在通过建立RELAP5与GOTHIC的耦合接口,使得两个程序可以实时相互传递数据,联合计算,在对核电系统进行瞬态和事故分析时,缓解单个程序计算的保守性,并提高计算精度。本文以静态链接库作为数据交换桥梁的方式实现了 RELAP5与GOTHIC程序的耦合。在分析了 RELAP5的编程结构以及数据存储方式后,建立了 RELAP5程序数据输出、输入模型,然后对GOTHIC的用户界面以及建模原理进行了研究,确定了 GOTHIC的数据输出、输入模型。由于目标耦合程序应具备完整的通用性,不仅能够模拟两程序间单向传递汽水混合物,还应该能够模拟冷却剂的反向流动,并且可以模拟流体中含有少量不凝气体的双向传递,最终确定出两程序间需要交换的数据。此外,对于不同程序中相同物质可能采用不同物性基准点的情况,也通过程序内部加减一个常数进行了调和,对于不同程序所采用时间步长一般不同步的困难,本研究中采用线性插值的方法进行了处理。为了验证耦合程序在数据传递上的正确性,对几个典型的算例进行了耦合计算,主要是检查两个程序之间数据交换的正确性,计算结果表明:两程序中耦合的节点计算出的流体性质、成分参数完全一致,验证了耦合程序数据传递的正确性。最后,用这个耦合程序对中广核集团（CGN）的小型船用反应堆（ACPR50S）进行了事故工况的模拟计算,并将计算结果与不耦合计算出的结果进行了对比,对比结果显示:耦合程序计算的结果更为合理,释放了安全裕度,可为后续核电安全系统的设计提供参考。
余婷[7]（2019）在《矩形窄通道内过渡流流动与传热特性研究》文中进行了进一步梳理矩形窄通道内的传热系数通常远高于常规通道,基于矩形窄通道的强化传热技术被普遍应用于诸多领域的换热问题中,如在反应堆工程领域的核心组件冷却问题中。受矩形这一几何特征的影响,矩形窄通道内的流阻和传热特性与圆形窄通道不同。当板状燃料元件反应堆处于事故工况时,如失流事故、堵流事故和小破口事故,堆芯矩形窄通道内的冷却剂流量降低,流体从湍流转变到层流状态的过程中存在过渡流阶段。目前对矩形窄通道内过渡流问题的研究较少,计算时将过渡流视为湍流或采用线性插值的方法进行处理,这种处理方式会给矩形窄通道内流动和传热的计算引入很大的不确定性,影响系统设计的精确性。为研究矩形窄通道内过渡流的流动及传热特性,本文对不同窄缝宽度的矩形窄通道进行模拟,考虑入口条件与几何条件对过渡流的影响。基于模拟获得数据对矩形窄通道内层流-过渡流-湍流关系式进行拟合,使用拟合关系式修改RELAP5程序源代码,并应用到IP200反应堆事故工况中进行瞬态计算。为模拟矩形窄通道内的过渡流流动,首先需从现有过渡流模型中选择出预测内部过渡流流动的最佳模型。本文使用ANSYS-Fluent19.0流体力学计算软件以直径0.004 m、管长1.6 m的圆管为基准案例,对雷诺数为1200-8000的流动进行模拟,将模型预测得到的结果与实验数据及理论公式计算结果进行对比,评估各模型的适用性,选择最佳模型。通过对比发现,在现有几种过渡流模型中,原始过渡SST模型在满足计算精度的同时最能符合管内过渡流流动的计算需要。为研究内部过渡流的流动特性,使用原始过渡SST模型进一步对雷诺数为1200-8000时的圆管内部流动进行模拟,分析流体沿流动方向上的摩擦阻力系数、不同横截面上的径向湍流强度分布及速度分布情况。模拟结果显示,在过渡流中沿流动方向上截面的速度分布及湍流强度分布变化情况与在层流及湍流中的变化情况相比有不同的特性。在上述工作基础上,使用原始过渡SST模型对矩形窄通道进行数值模拟。为研究不同入口条件、窄缝宽度对流体流动及传热特性的影响,在雷诺数1670-5970条件下,选择入口湍流度1%或5%,对窄缝宽度为0.001 m-0.002 m的矩形窄通道进行模拟。研究发现:（1）从矩形窄通道入口开始,流体局部努赛尔数急剧下降,直到达到一个最小值;（2）在过渡流下,雷诺数越大,流体换热系数越高,到达充分发展所需入口段长度更小;（3）入口湍流强度越低,相同雷诺数条件下的沿流动方向上的局部努赛尔数越低,流体的层流临界雷诺数越高;（4）窄缝宽度越小,达到充分发展所需相对入口长度越短,非层流区充分发展努赛尔数越高。对比矩形窄通道模拟结果与经验关系式计算结果发现,目前用于计算摩擦阻力系数的关系式及内插法对矩形窄通道内层流-过渡流-湍流的计算误差在可接受范围内,而用于计算换热系数的经验关系式则计算误差较大,因此需对矩形窄通道内的层流-过渡流-湍流换热关系式进行拟合以建立精确度更高的换热关系式。在完成矩形窄通道内层流-过渡流-湍流换热关系式的拟合后,使用拟合关系式及Blasius关系式对RELAP5程序热工水力模块源代码进行修改,以板状燃料元件反应堆IP200为对象,对比源代码修改前后程序计算结果。通过对比分析发现,对事故工况下运行的IP200反应堆,程序源代码修改前后的模拟结果有明显差别,源代码修改后非能动安全系统的响应时间较源代码修改前响应时间晚。本文给出了模拟内部过渡流流动问题时的模型选择建议;说明了过渡流与层流及湍流相比具有的不同特性;分析了不同入口流速、矩形通道窄缝宽度、入口湍流强度对矩形窄通道内过渡流流动及传热特性的影响;拟合了矩形通道层流-过渡流-湍流关系式,并使用拟合关系式修改RELAP5程序源代码,对比源代码中热工水力模型修改前后RELAP5程序对IP200反应堆的模拟结果。本文对模拟内部过渡流问题时相关模型的选择、了解不同因素对过渡流流动与传热特性的影响及矩形通道层流-过渡流-湍流传热模型的发展有着重要意义。
叶潜[8]（2019）在《小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析》文中指出小型模块堆（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。
孔浩铮[9]（2019）在《针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用》文中研究说明在整体性试验系统设计过程中,开展比例模化分析是其核心技术和关键,它关系到整体试验最终结果的可靠性。比例分析的目的是实现在缩小比例的整体试验台架上准确模拟原型系统在事故瞬态过程中的各种重要的热工水力物理现象,确保试验结果具有可信的原型系统代表性。因此,作为整体试验的设计基础,比例分析是一个系统的分析过程,它包含原型系统在各体系层面上的重要的热工水力物理现象,通过比例分析得到相似准则,进一步得到比例化试验系统的设计准则,通过在设计中保证这些设计准则来保证试验模拟的可靠性。非能动技术的应用,为核电站的设计、验证及安全审评都带来了新的挑战。在对大型非能动先进压水堆进行设计和安全审评过程中,需要针对非能动堆芯冷却系统建造专有试验台架,并开展多项整体性能试验,这就需要应用比例模化分析方法。本文首先以大型非能动核电厂AP1000为原型,采用Relap5/MOD3系统程序计算其小破口失水事故进程,为后面的比例模化分析及其应用实践奠定了基础。其次,基于H2TS方法对SBLOCA事故进程分别进行了自上而下与自下而上的比例模化分析,识别出整体试验台架相对于原型核电厂进行整体试验验证需要满足的模化条件。然后,将比例模化分析结果应用于试验装置整体比例的确定以及该装置模拟真实反应堆事故工况适宜性的验证。通过计算整体试验装置及真实电厂相应参数代入无量纲关系式后得到的比值,从比例模化角度证明该试验装置能够合理地代表真实反应堆非能动堆芯冷却系统在事故下的响应,即台架试验数据是可信的。进一步地,本文将真实反应堆2.inch小破口失水事故RELAP5程序预测值与整体试验装置相应事故模拟试验值进行对比评估,从程序计算的角度确认了该试验台架所做试验能够较好地模拟验证真实电厂小破口事故进程。最后,将比例模化分析结果应用于AP1000核电厂小破口失水事故QPIRT的建立。传统AP1000核电厂PIRT表是建立在专家知识和经验的基础上的,不具有量化判断的能力,因此为了支持和检验传统PIRT表,本文通过使用AP1000核电厂堆芯部分程序模拟结果对程序场方程进行无量纲分析生成部分无量纲组（n组）,形成非能动压水堆小破口失水事故堆芯部分的量化PIRT表（QPIRT）,从而验证传统PIRT表识别事故中重要事件及物理现象的正确性以及最佳估算程序分析的准确性。
何川[10]（2019）在《自然循环下小型堆燃料组件临界热流密度数值分析》文中研究指明临界热流密度（CHF:Critical Heat Flux）是指因加热表面偏离泡核沸腾或产生干涸,导致换热面发生传热恶化,引起传热表面温度突升的现象,是一项重要的热工水力参数。对于一般情况下的CHF研究,通常集中在高压高流量条件下。而随着小型模块化堆（SMR）研究热度的提升,低压低流量自然循环条件下的CHF研究备受关注。本文针对铀氢锆型研究堆（TIRGA:Training,Research,Isotopes,General Atomics）实验,对小型堆自然循环条件下的CHF进行了数值分析。分别利用RELAP5/MOD3.3和TRACE热工水力程序对单棒束、三棒束以及四棒束测试段实验台架进行建模分析,工况范围参照实验工况条件,为:质量流量为0-400kg/m2s、入口压力为100-290kPa、过冷度为10-90K的自然循环条件。在TRIGA反应堆模拟台架实验数据基础上对程序中的CHF预测值进行对比分析。主要结果为:（1）分别分析了两程序中CHF预测值随质量流量、压力、过冷度的变化趋势。（2）分析了两程序的CHF预测值与实验值的误差范围。RELAP5程序计算误差总体在±55%以内,TRACE程序计算误差约为±40%以内。误差一方面来自于程序内置模型计算条件的不适用性,另一方面来自于程序对复杂测试段流道的建模存在一定的局限性。（3）将两程序预测值与实验值进行对比评估,综合趋势吻合以及误差大小,发现对于TRIGA实验台架在自然循环条件工况下的CHF数值模拟,TRACE程序模拟结果相对较为准确。最后,选用适用条件接近低压低流量条件的已有CHF经验关系式进行计算对比,并在已有关系式基础上,结合实验数据提出一条改进关系式。分析发现,El-Genk关系式中用于段塞流和环状流的关系式,以及改进关系式相比于其他所选关系式,计算值与实验值相对误差较小,更适用于本文低压低流量自然循环工况下的CHF值预测。本文的研究可以用于评估RELAP5、TRACE程序中CHF预测模型在低压低流量条件下的准确性,并为自然循环工况条件下CHF经验关系式的适用性作出评价,对小型堆自然循环工况下的CHF预测具备参考意义。
二、基于CIAE实验对RELAP5程序的评价（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、基于CIAE实验对RELAP5程序的评价（论文提纲范文）
（1）RELAP5程序预测第一类密度波不稳定边界的能力验证（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 HRTL200 |
| 2 RELAP5建模 |
| 2.1 边界条件 |
| 2.2 控制体无关性检验 |
| 3 模拟与分析 |
| 3.1 平均参数 |
| 3.2 不稳定边界 |
| 3.3 相间摩擦不确定性分析 |
| 3.3.1 振荡波形 |
| 3.3.2 阻力系数 |
| 3.3.3 相间摩擦修正 |
| 4 结论 |
（2）核动力装置联合仿真系统构建与控制器设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外发展现状 |
| 1.2.1 RELAP5 的应用与功能扩展 |
| 1.2.2 智能控制理论在核动力装置的应用 |
| 1.2.3 联合仿真系统设计与实现 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 2 基于RELAP5 的核反应堆一回路建模 |
| 2.1 RELAP5 程序结构分析 |
| 2.1.1 RELAP5 输入卡格式 |
| 2.1.2 RELAP5 程序整体结构 |
| 2.2 核反应堆一回路系统模型 |
| 2.2.1 核动力装置系统结构 |
| 2.2.2 反应堆原理与动态方程 |
| 2.2.3 蒸汽发生器原理与动态方程 |
| 2.2.4 稳压器工作原理 |
| 2.3 基于RELAP5 的一回路建模 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 联合仿真系统数据交互与存储 |
| 3.1 联合仿真系统整体结构 |
| 3.2 RELAP5与MATLAB程序的数据交互 |
| 3.2.1 SOCKET通信原理与协议选择 |
| 3.2.2 RELAP5 程序端实现SOCKET通讯 |
| 3.2.3 MATLAB端实现SOCKET通讯 |
| 3.3 基于My SQL的数据存储 |
| 3.3.1 My SQL数据库特点 |
| 3.3.2 My SQL数据库实现数据存储 |
| 3.3.3 My SQL数据库索引优化 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 联合仿真系统客户端设计 |
| 4.1 基于Qt的仿真系统前端设计 |
| 4.1.1 Qt程序使用优势 |
| 4.1.2 前端界面总体结构 |
| 4.1.3 登录界面实现 |
| 4.1.4 输入模块实现 |
| 4.1.5 运行程序与仿真结果查看 |
| 4.2 基于HTTP协议的WEB服务器 |
| 4.2.1 HTTP协议分析 |
| 4.2.2 WEB服务器实现 |
| 4.2.3 多线程优化WEB服务器 |
| 4.3 本章小结 |
| 5 联合仿真系统控制器设计与验证 |
| 5.1 RELAP5 原始控制器结构 |
| 5.2 SIMULINK中 RELAP5 原始控制器的实现 |
| 5.2.1 SIMULINK与 Base Workspace实时交互 |
| 5.2.2 联合仿真系统中实现控制器 |
| 5.2.3 升降负荷过程模拟 |
| 5.3 基于模糊控制理论的水位控制器设计 |
| 5.3.1 模糊控制理论基础 |
| 5.3.2 水位控制器设计 |
| 5.4 水位控制器仿真结果分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（3）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 |
（4）基于系统分析软件的内置换料水箱中非能动余热排出热交换器的建模方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的目的及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 本文研究工作 |
| 第2章 内置换料水箱与热交换器的建模方法 |
| 2.1 系统软件介绍 |
| 2.1.1 RELAP5软件介绍 |
| 2.1.2 COSINE软件介绍 |
| 2.2 实验介绍 |
| 2.2.1 AP1000非能动安全系统关键部件简介 |
| 2.2.2 缩比实验模型以及数据简介 |
| 2.2.3 实验数据简介 |
| 2.3 单通道建模方法 |
| 2.3.1 RELAP5单通道水力学建模介绍 |
| 2.3.2 COSINE单通道水力学建模介绍 |
| 2.3.3 热构件建模 |
| 2.4 多通道建模方法 |
| 2.4.1 RELAP5多通道水力学建模介绍 |
| 2.4.2 COSINE多通道水力学建模介绍 |
| 2.4.3 热构件建模 |
| 第3章 计算结果及其分析 |
| 3.1 单通道模型计算结果 |
| 3.1.1 RELAP5单通道模型与实验对比计算结果 |
| 3.1.2 COSINE单通道模型与实验对比计算结果 |
| 3.1.3 RELAP5单通道模型与COSINE单通道模型对比计算结果 |
| 3.1.4 单通道模型小结 |
| 3.2 多通道模型计算结果 |
| 3.2.1 RELAP5多通道模型与实验对比计算结果 |
| 3.2.2 COSINE多通道模型与实验对比计算结果 |
| 3.2.3 RELAP5多通道模型与COSINE多通道模型对比计算结果 |
| 3.2.4 多通道模型小结 |
| 3.3 单通道与多通道模型计算结果对比 |
| 3.3.1 RELAP5单通道与多通道模型计算结果对比 |
| 3.3.2 COSINE单通道与多通道模型计算结果对比 |
| 第4章 结论及展望 |
| 4.1 结论与创新点 |
| 4.1.1 结论 |
| 4.1.2 创新点 |
| 4.2 后续工作展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士期间发表的论文及其他成果 |
| 攻读硕士期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
（5）一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 符号注释表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义目的 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核事故早期进程研究 |
| 1.2.2 堆内熔融物滞留研究 |
| 1.2.3 下封头外循环冷却研究 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 IP200反应堆早期事故进程仿真 |
| 2.1 系统与模型介绍 |
| 2.1.1 反应堆与安全系统介绍 |
| 2.1.2 仿真模型介绍 |
| 2.2 热工水力进程仿真(案例1) |
| 2.2.1 喷放阶段 |
| 2.2.2 回流阶段 |
| 2.2.3 循环冷却阶段 |
| 2.3 堆芯退化进程仿真(案例2) |
| 2.4 IVR熔池仿真分析(案例2) |
| 2.4.1 瞬态传热分析 |
| 2.4.2 结构参数讨论 |
| 2.4.3 敏感分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 IVR熔池瞬态传热模型研究 |
| 3.1 熔池模型介绍 |
| 3.1.1 熔池自然对流模型 |
| 3.1.2 凝固相变模型(移动边界法) |
| 3.1.3 窄缝间隙模型 |
| 3.1.4 压力容器壁面模型 |
| 3.1.5 熔池顶部辐射模型 |
| 3.1.6 计算流程与前提条件 |
| 3.2 实验验证 |
| 3.2.1 实验介绍 |
| 3.2.2 模型讨论 |
| 3.3 IP200熔池传热计算 |
| 3.3.1 熔池初始状态 |
| 3.3.2 瞬态计算结果 |
| 3.3.3 温度与热阻的讨论 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 熔池流场分布CFD模型研究 |
| 4.1 熔池模型简介 |
| 4.1.1 液相熔融物模型 |
| 4.1.2 凝固区与上边界模型 |
| 4.1.3 程序求解逻辑 |
| 4.2 实验验证 |
| 4.2.1 BALI实验简介 |
| 4.2.2 网格无关性验证 |
| 4.2.3 壁函数分析 |
| 4.2.4 实验对比分析 |
| 4.3 IP200熔池流场仿真 |
| 4.3.1 熔池基本参数 |
| 4.3.2 仿真结果分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 分层熔池热估算模型研究 |
| 5.1 分层熔池模型介绍 |
| 5.1.1 两层模型 |
| 5.1.2 重金属从层模型 |
| 5.1.3 水层模型 |
| 5.1.4 经验关系式 |
| 5.1.5 程序求解逻辑 |
| 5.2 AP600基准题验证 |
| 5.3 IP200两层熔池结构计算 |
| 5.3.1 热裕度评价 |
| 5.3.2 衰变热功率的影响 |
| 5.3.3 轻金属质量的影响 |
| 5.4 IP200其他成层结构计算 |
| 5.4.1 重金属层结构 |
| 5.4.2 水层结构 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 ERVC自然循环流动特性研究 |
| 6.1 模型适用性验证 |
| 6.2 ERVC瞬态流动仿真 |
| 6.2.1 系统与模型简介 |
| 6.2.2 自然循环流动特性 |
| 6.2.3 震荡流型分析 |
| 6.3 敏感参数分析 |
| 6.3.1 加热功率 |
| 6.3.2 安全壳压力 |
| 6.3.3 加热段进口阻力系数 |
| 6.3.4 上升段高度 |
| 6.4 本章小结 |
| 结论 |
| 本文主要结论 |
| 本文创新点 |
| 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 |
（6）基于RELAP5与GOTHIC的核电站事故分析模型开发（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.1.1 RELAP5程序简介 |
| 1.1.2 GOTHIC程序简介 |
| 1.1.3 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 基于RLAP5程序的二次开发方法研究 |
| 1.2.2 基于GOTHIC程序的二次开发方法研究 |
| 1.2.3 基于RELAP5与GOTHIC程序的耦合方法研究 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 1.4 本文创新点 |
| 第2章 RELAP5与GOTHIC程序耦合模型的研究 |
| 2.1 耦合模型 |
| 2.2 数据传递 |
| 2.2.1 数据从RELAP5侧传递到GOTHIC侧 |
| 2.2.2 数据从GOTHIC侧传递到RELAP5侧 |
| 2.3 数据基准点修正 |
| 2.3.1 RELAP5中不凝气体比焓的计算 |
| 2.3.2 GOTHIC中不凝气体比焓的计算 |
| 2.4 空泡份额的计算 |
| 2.5 时间步长的控制 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 RELAP5与GOTHIC程序耦合模型的验证 |
| 3.1 传递不凝气体的验证 |
| 3.1.1 计算描述 |
| 3.1.2 结果分析 |
| 3.2 传递饱和湿空气的验证 |
| 3.2.1 计算描述 |
| 3.2.2 结果分析 |
| 3.3 传递水的验证 |
| 3.3.1 计算描述 |
| 3.3.2 结果分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 基于小型反应堆LOCA事故的耦合计算与分析 |
| 4.1 RELAP5主系统总体介绍 |
| 4.2 GOTHIC安全壳总体介绍 |
| 4.3 耦合计算描述 |
| 4.4 计算结果对比分析 |
| 4.4.1 耦合计算方法得到的结果 |
| 4.4.2 不耦合计算方法得到的结果 |
| 4.4.3 耦合与不耦合计算结果对比 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 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 |
（7）矩形窄通道内过渡流流动与传热特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 过渡流实验研究现状 |
| 1.2.2 过渡流经验关系式研究现状 |
| 1.2.3 过渡流CFD模拟研究现状 |
| 1.2.4 研究现状总结 |
| 1.3 研究方法及思路 |
| 1.4 本文主要研究内容 |
| 第2章 模拟方法及数学模型介绍 |
| 2.1 数值模拟方法 |
| 2.2 流体力学控制方程 |
| 2.3 湍流模型 |
| 2.3.1 标准k-ε模型 |
| 2.3.2 标准k-ω模型 |
| 2.3.3 SST k-ω模型 |
| 2.3.4 标准k-ω模型与标准k-ω模型对比分析 |
| 2.4 RANS过渡流模型 |
| 2.4.1 过渡SST模型(γ-Re_(θt)模型) |
| 2.4.2 间歇过渡模型(γ模型) |
| 2.4.3 k-kl-ω模型 |
| 2.4.4 过渡流模型分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 过渡流模型预测能力评估 |
| 3.1 网格及数值方法 |
| 3.1.1 几何模型 |
| 3.1.2 网格划分 |
| 3.1.3 离散化方法 |
| 3.2 摩擦阻力系数计算公式 |
| 3.3 过渡流模型模拟结果分析 |
| 3.3.1 不同过渡流模型预测结果对比 |
| 3.3.2 不同模型获得不同结果的原因分析 |
| 3.3.3 圆管内过渡流流动特性分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 矩形窄通道内过渡流数值模拟 |
| 4.1 几何模型与网格划分 |
| 4.2 数值模拟结果处理方法 |
| 4.3 流体充分发展段模拟 |
| 4.3.1 周期性边界条件处理方法 |
| 4.3.2 充分发展段模拟结果分析 |
| 4.4 流体发展段模拟结果分析 |
| 4.4.1 窄缝宽度影响分析 |
| 4.4.2 入口湍流强度影响分析 |
| 4.4.3 截面参数分布对比分析 |
| 4.5 矩形窄通道过渡流关系式拟合 |
| 4.5.1 模拟结果与关系式计算结果对比分析 |
| 4.5.2 矩形窄通道内层流-过渡流-湍流传热模型开发 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 RELAP5程序热工水力模型改进及在IP200事故中的应用 |
| 5.1 研究对象及节点划分 |
| 5.1.1 IP200反应堆结构及主要参数 |
| 5.1.2 IP200反应堆主冷却剂系统节点划分 |
| 5.2 RELAP5程序改进 |
| 5.2.1 RELAP5程序简介 |
| 5.2.2 RELAP5程序热工水力模型改进 |
| 5.3 RELAP5程序模拟结果对比分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（8）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 |
（9）针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题的背景和意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 H2TS比例模化分析 |
| 1.2.2 AP1000小破口失水事故及RELAP5程序验证 |
| 1.2.3 现象识别及排序表(PIRT) |
| 1.3 本文工作与内容 |
| 第2章 大型非能动压水堆核电厂小破口失水事故序列与进程分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 大型非能动压水堆核电厂SBLOCA进程概述 |
| 2.2.1 大型非能动压水堆核电厂系统概况 |
| 2.2.2 反应堆冷却剂系统 |
| 2.2.3 非能动安全系统 |
| 2.2.4 大型非能动核电厂SBLOCA进程 |
| 2.2.5 AP1000小破口失水事故模型建立及破口设置 |
| 2.2.6 AP1000冷管段不同破口尺寸下的瞬态分析 |
| 2.2.7 AP1000 2in.尺寸小破口失水事故计算结果 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 大型非能动压水堆小破口失水事故进程的比例模化分析 |
| 3.1 H2TS方法 |
| 3.2 AP1000小破口失水事故分阶段模化 |
| 3.2.1 破口喷放阶段 |
| 3.2.2 自然循环阶段 |
| 3.2.3 ADS自动降压阶段 |
| 3.2.4 ADS-IRWST过渡阶段 |
| 3.2.5 IRWST注入阶段 |
| 3.2.6 地坑注入阶段 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 比例模化应用Ⅰ: 整体试验装置对于原型电厂模拟验证适用性的评价 |
| 4.1 整体验证试验装置 |
| 4.1.1 整体试验装置的系统布置 |
| 4.1.2 整体效应试验验证装置模化比例的确定 |
| 4.2 模化比值计算 |
| 4.3 整体试验装置2in.尺寸小破口失水事故工况试验与计算结果 |
| 4.4 AP1000与整体试验装置冷管段小破口事故对比分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 比例模化应用Ⅱ:AP1000核电厂小破口事故分析QPIRT的生成及其对传统PIRT的评估 |
| 5.1 AP1000传统现象识别与排序表(PIRT) |
| 5.2 QPIRT无量纲分析方法 |
| 5.3 AP1000小破口失水事故QPIRT的生成 |
| 5.3.1 RELAP5程序场方程无量纲化 |
| 5.3.2 SBLOCA进程中AP1000堆芯过程的QPIRT与PIRT对比与评估 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 进一步的展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）自然循环下小型堆燃料组件临界热流密度数值分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 小型堆国内外研究现状 |
| 1.3 临界热流密度国内外研究现状 |
| 1.4 本文研究内容 |
| 2 实验及程序模型 |
| 2.1 实验描述 |
| 2.2 RELAP5程序及CHF预测模型 |
| 2.3 TRACE程序及CHF预测模型 |
| 2.4 SNAP简介 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 RELAP5中建模及数值计算 |
| 3.1 RELAP5中模型建立及验证 |
| 3.2 初始条件设定及CHF点的确定 |
| 3.3 CHF影响因素分析 |
| 3.4 CHF数值误差分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 TRACE中建模及数值计算 |
| 4.1 TRACE中模型建立 |
| 4.2 CHF点的确定 |
| 4.3 CHF影响因素分析 |
| 4.4 CHF数值误差分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 临界热流密度经验关系式计算 |
| 5.1 El-Genk关系式 |
| 5.2 Mishima-Ishii关系式 |
| 5.3 Biasi关系式 |
| 5.4 Yuzhou Chen关系式 |
| 5.5 改进关系式 |
| 5.6 Block和Wallis关系式 |
| 5.7 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 攻读学位期间主要研究成果 |
四、基于CIAE实验对RELAP5程序的评价（论文参考文献）
- [1]RELAP5程序预测第一类密度波不稳定边界的能力验证[J]. 滕辰,解衡,贾海军. 核动力工程, 2021(06)
- [2]核动力装置联合仿真系统构建与控制器设计[D]. 杨富强. 大连理工大学, 2021(01)
- [3]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)
- [4]基于系统分析软件的内置换料水箱中非能动余热排出热交换器的建模方法研究[D]. 樊芮伶. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [5]一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究[D]. 江南. 哈尔滨工程大学, 2020(04)
- [6]基于RELAP5与GOTHIC的核电站事故分析模型开发[D]. 王鹏飞. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [7]矩形窄通道内过渡流流动与传热特性研究[D]. 余婷. 哈尔滨工程大学, 2019(04)
- [8]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)
- [9]针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用[D]. 孔浩铮. 上海交通大学, 2019(06)
- [10]自然循环下小型堆燃料组件临界热流密度数值分析[D]. 何川. 华中科技大学, 2019(03)