一、CANDU堆核电厂严重事故分析研究（论文文献综述）
张家磊[1]（2021）在《典型严重事故下放射性核素排放规律研究》文中提出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。
丁超,杨志义,周志伟,宋明强,柴国旱,仇苏辰,种毅敏[2]（2020）在《先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究》文中研究指明新建核电厂的设计必须做到"实际消除"早期与大量放射性释放的可能性,氢气燃爆导致的安全壳失效是必须要"实际消除"的严重事故工况之一。因此对各种消氢措施的特点进行分析研究,建立联合消氢策略评价方法,可为先进压水堆核电厂氢气控制策略选择设计评价提供支持手段。根据严重事故管理中对氢气控制策略的考虑,研究安全壳内局部位置的可燃性是相关设计评价的关键问题。根据可燃性准则、火焰加速准则、燃爆转变准则,本文使用三维CFD程序对典型严重事故工况下安全壳蒸汽发生器隔间内的可燃性及氢气风险进行模拟分析。研究结果表明,虽然喷放源项中有大量水蒸气,蒸汽发生器隔间中仍有较大区域处于可燃限值以内,合理布置的点火器能在设计中点燃并消除氢气。本研究建立的分析方法能用于对核电厂氢气控制策略选择设计的评价。
单建强,吴攀[3]（2020）在《本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践》文中认为安全是核电发展的生命线。核反应堆安全类课程是目前核工程与核技术专业的重要基础课程。针对核行业对核安全人才有不同的技能需求这一现状,西安交通大学开展了本—硕—博多层次核反应堆安全类课程建设的研究,以针对不同的对象采用不同的教育模式,并在教学过程中加强实践教学环节,提升高校输送的核反应堆安全人才在核电站安全文化、核电厂系统操作、安全分析软件应用和开发等方面的能力,达到其相应的培养要求与目标。
孙晓晖[4]（2019）在《AP1000核电厂严重事故源项快速评估方法研究》文中研究指明核电厂严重事故工况下,裂变产物由堆芯释放至安全壳,若安全壳失效,则大量的放射性裂变产物释放至环境中。对严重事故工况下安全壳内裂变产物快速准确的评估可为严重事故工况下严重事故缓解措施和核应急响应提供参考。传统的源项评估方法包括严重事故一体化程序计算的方法和参数化快速评估等方法。严重事故一体化程序计算的方法通常用于核电厂安全分析,其建模和计算过程将花费大量的时间,核应急中不适宜使用此方法;而快速评估方法目前广泛应用于核应急领域,但快速评估方法主要是针对第二代反应堆提出,是否适用于三代堆还需进一步的验证;另外,快速评估方法不能很好的反映裂变产物释放与堆芯严重事故进程之间密切的关系。本文以第三代反应堆AP1000为研究对象,从堆芯裂变产物积存量的计算、堆芯裂变产物的释放、安全壳内裂变产物气溶胶的自然去除和衰变与子体增长对裂变产物释放过程的影响四个方面对源项快速评估进行研究,开发了源项快速评估程序RIST（Rapid Source Term）。RIST程序主要包括数据库模块、裂变产物释放模块、安全壳内裂变产物自然去除模块和衰变模块。并利用ORIGEN2、MELCOR等程序和快速评估方法对RIST程序中的不同模块进行了验证。论文的主要工作和研究结论如下:（1）源项快速评估程序RIST开发自主设计了源项快速评估程序框架并采用FORTRAN语言完成了快速评估程序RIST的编写。RIST程序包括:数据库模块、裂变产物释放模块、安全壳内裂变产物自然去除模块和放射性核素衰变模块。（2）研究了功率分布条件影响下的堆芯裂变产物积存量计算方法对传统的积存量计算方法进行改进,改进的方法考虑了功率分布对裂变产物积存量的影响。用蒙特卡罗程序MCNP建立AP1000核电厂堆芯的模型。计算寿期初堆芯区域径向和轴向的功率水平分布。根据得到的堆芯径向和轴向功率水平曲线将堆芯进行分区。然后用ORIGEN2计算每个区域的放射性核素积存量。选取燃耗步长,将ORIGEN2程序计算得到的燃料组份作为下个步长MCNP的输入参数。重复上述步骤,得到最终核素积存量结果。将得到的结果与ORIGEN2计算的结果进行对比分析。根据分析结果,推荐使用改进方法进行堆芯放射性裂变产物积存量的计算。并通过改进的方法得到了AP1000核电厂堆芯裂变产物积存量。（3）开发了堆芯裂变产物释放快速评估模块对堆芯裂变产物的释放进行研究,开发了裂变产物释放快速评估模块ISST（Improved Simplified Source Term）。选取AP1000为研究对象,利用多种传统的源项评估方法对ISST模块进行对比验证,包括严重事故一体化分析程序MELCOR、NUREG-1465中的参考源项、IAEA-TECDOC-1127中的方法。对比分析计算结果,可得到如下的结论:与IAEA-TECDOC-1127中方法计算结果相比,文中开发的ISST模块计算结果更接近MELCOR程序模拟的结果;ISST模块中植入的CORSOR-M模型计算的结果比ORNL-BOOTH模型、CORSOR-BOOTH模型和Kress-Booth模型保守;ISST模块可模拟出事故工况下补水箱和安注箱向主回路系统注水推迟裂变产物释放的现象。根据ISST模块、MELCOR程序和NUREG-1465参考源项三种方法评估的源项结果进行分析,可以发现,与MELCOR程序相比,ISST模块大幅缩减了计算时间。（4）开发了AP1000核电厂非能动安全壳内裂变产物自然去除快速评估模块对安全壳内裂变产物气溶胶自然去除的快速评估方法进行研究,开发安全壳内裂变产物气溶胶的自然去除快速评估模块NPR（Natural Processes Removal）。并采用了快速评估模块NPR和一体化程序MELCOR两种方法对AP1000核电厂严重事故工况下非能动安全壳内的自然去除过程进行了研究。其中快速评估模块包括NUREG/CR-6189中的方法和本文开发的ISST模块结合AP1000设计控制文件（DCD）提供的去除系数两种方法。通过对安全壳内裂变产物气溶胶悬浮份额、去除效率等参数的对比分析,得出结论:NUREG/CR-6189方法用来评估AP1000核电厂安全壳内裂变产物气溶胶自然去除是偏保守的;与NUREG/CR-6189方法计算的结果相比,ISST模块结合AP1000 DCD文件中提供的安全壳内自然去除系数计算的结果更接近MELCOR程序计算的结果。另外,为研究AP1000非能动安全壳冷却系统对安全壳内裂变产物去除的影响,研究了非能动安全壳冷却系统工作和失效两种状态,结果表明:NUREG/CR-6189报告中计算的结果更接近非能动安全壳冷却系统失效的情况下MELCOR计算的结果;ISST模块结合AP1000 DCD文件中的自然去除系数计算的结果与安全壳非能动冷却系统正常工作的情况下MELCOR计算的结果吻合较好。（5）开发了裂变产物衰变模块研究了衰变对裂变产物释放的影响。采用FORTRAN语言编写了衰变模块DAIC（Decay and Ingrowth Code）,并用燃耗程序ORIGEN2进行了验证,结果吻合较好。然后进行衰变对裂变产物释放影响的研究,计算释放份额和安全壳悬浮份额等参数。对比分析结果,得出结论:衰变对半衰期长的核素的释放份额影响不大,其释放份额与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体上呈上升趋势;衰变对半衰期较短的核素的释放份额影响较大,释放份额曲线先上升后下降。（6）源项快速评估程序RIST验证对文中开发的源项快速评估程序RIST从计算结果和计算时间两个方面进行验证。裂变产物释放份额计算结果表明:RIST程序计算的惰性气体Kr、Xe和碱金属Cs的结果接近MELCOR/DAIC方法计算的结果;RIST程序计算的卤族元素I的结果是保守的。安全壳内裂变产物悬浮份额计算结果表明:RIST程序计算的卤族元素I和碱金属Cs的悬浮份额曲线的上升段曲线峰值与MELCOR/DAIC方法基本一致,RIST程序计算的悬浮份额曲线下降段是保守的。对比程序计算时间发现:RIST程序大幅缩减了源项评估时间。
吴攀,单建强,张博[5]（2018）在《虚拟仿真实验在核工程与核技术专业中的应用》文中研究表明核电厂具有高温高压、强放射性等特点,给学生的实体实验学习带来巨大的挑战,必须采用虚实结合的方式进行实验教学。以西安交通大学核电厂与火电厂系统虚拟仿真国家级教学实验中心的3个平台为例,根据实验项目的特点及实验目的,将虚拟仿真实验教学项目分为基础理论学习、专业技能训练和前沿技术研究3个层次,内容由浅入深、由点及面,从而满足学生在不同培养阶段的需要。
温丽丽[6]（2018）在《压力管式重水堆典型事故工况下安全特性分析》文中指出压力管式重水堆（PHWR）作为全球核电厂反应堆的重要堆型之一,相比普通压水堆,具有一定的固有设计安全特性,大大降低了发生堆芯损伤事故的可能。事故停堆工况下燃料仍停留在堆芯,堆芯丧失强迫循环能力后,PHWR存在堆芯冷却丧失导致余热无法有效排出的风险,因此,有必要开展典型工况下PHWR安全特性研究。利用机理程序建立PHWR典型单燃料通道模型,研究停堆时开口条件下堆芯流动特性及其影响因素,结果表明,通道功率和冷却剂装量对于间歇性流动作为热阱的有效时间影响显着,供水管高度影响相对较小。进而建立并联通道模型,分析并联通道之间流动换热的相互作用对堆芯换热能力的影响,结果表明,并联通道内的间歇性流动现象更明显且震荡周期更短,一定时间内延长通道的干涸时间,增加排出堆芯余热的有效时间,从而保证堆芯的安全。其次,建立PHWR全堆分析模型,并进行满功率运行工况下的稳态调试,通过对比主热传输系统（PHTS）以及主蒸汽系统的关键参数值与电厂设计值,从而验证全堆模型的适用性,结果表明,全堆模型能够很好的模拟PHWR稳态运行工况。基于PHWR全堆模型,选取典型SBO引发的事故工况,分析反应堆主泵轴封有效性,结果表明,蒸汽发生器快速冷却及喷淋水箱有效并保持主蒸汽安全阀开启情况下,事故开始后PHTS压力和温度迅速降低,事故发生一定时间内主泵轴封可以保持完整性。基于PHWR全堆模型,针对功率运行条件下发生SBO时反应堆主要系统响应以及事故进程中的氧化现象开展研究,包括事故初始时刻到堆芯向排管容器坍塌,结果表明,随着事故进程,SG二次侧的水装量不断减少,且排管容器中的慢化剂和堆腔中的冷却水可以缓解事故进程,为缓解措施的投入提供相对较长的时间。本文针对SBO事故下,停堆开口条件下堆芯流动换热特性、功率运行时主泵轴封有效性以及反应堆系统响应特性和事故进程中的包壳氧化现象开展了深入分析,为压力管式重水反应堆安全运行及事故缓解措施的制定提供技术支持。
曾春[7]（2016）在《CANDU6机组严重事故下的安全壳卸压研究》文中研究表明本文以中核核电运行管理有限公司所运营的两台CANDU6机组为参考研究对象,利用一体化分析程序对CANDU6机组的反应堆堆芯、主要工艺系统、安全系统、安全壳以及安全壳卸压装置等进行数字建模,通过稳态调试及与国际文献的对比分析确认了模型的合理可信。根据CANDU6机组一级概率安全分析的结果,选取完全丧失四级电源、大破口失水事故和热传输支管滞留型失水事故等具有代表性的典型严重事故序列进行CANDU6机组安全壳卸压研究。对CANDU6机组在严重事故下安全壳压力的变化趋势、采用无过滤卸压和有过滤卸压情况下安全壳压力的不同响应、以及采用不同卸压整定值对环境的影响、氢气爆炸的风险等进行了研究和分析;探讨了CANDU6机组在严重事故工况下安全壳压力的变化趋势以及采取不同策略对缓解事故后果的影响。为辅助判断安全壳在严重事故下如何选择卸压方式提供参考,同时也为CANDU6机组优化严重事故管理导则提供技术决策依据。分析表明,在受控的无过滤排放情况下,CANDU6机组可以保证严重事故条件下安全壳的完整性,并能减少非受控的放射性物质的排放;在有过滤排放的情况下,可以在有效减少放射性物质排放的同时保证安全壳的完整性,但应注意在严重事故进程的后期提前做好卸压准备。
赵晓玲,李波[8]（2015）在《CANDU6机组严重事故堆芯损伤状态评价方法》文中认为描述了一种评价CANDU6机组严重事故工况下堆芯损伤状态的方法。该方法不依赖于对冷却剂系统、反应堆厂房流体的取样分析结果,而是基于在线实时参数,能快速评价堆芯状态。同时给出了评价方法的具体实施思路,借助于信号分析技术,实时评价堆芯损伤状态。该方法可以作为CANDU6机组堆芯损伤状态评价的技术基础。
佟立丽,曹学武,袁凯,黄高峰[9]（2010）在《CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究》文中提出采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。
邓坚[10]（2008）在《大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究》文中研究指明在压水堆核电厂严重事故进程中,锆合金包壳与水蒸汽反应和压力容器外的熔融堆芯与混凝土相互作用等过程会产生大量的氢气,并释放到安全壳空间中。释放的氢气在安全壳内扩散流动,与水蒸汽、空气混合,形成可燃混合气体。在一定条件下,这些混合气体可能发生爆燃甚至爆炸,所产生的高温及压力载荷会危及到安全壳完整性,放射性裂变产物因此可能释放到环境中,造成严重后果。对于氢气风险而言,尤其是现有核电厂安全改进和先进核反应堆设计的氢气安全问题,目前最迫切的一个研究课题是如何提出有效的氢气控制方案,满足核电厂的事故管理要求。针对严重事故条件下的大型干式安全壳氢气安全与管理,本论文利用安全分析的基本方法建立了氢气安全分析和管理评价框架,该框架的核心是一套系统性分析流程,内容包括:①、如何标定和验证所使用的分析工具;②、如何建立氢气分析模型,并对模型进行验证,保证计算结果的准确性;③、如何选择最具典型意义的严重事故工况;④、氢气源项的释放特性;⑤、氢气在安全壳内的流动分布;⑥、氢气燃烧风险评估;⑦、氢气缓解措施（例如,氢气复合器、点火器）的效果分析;⑧、氢气缓解措施的优化设计。主要的研究内容包括:（1）基于确定性分析和核电厂1级概率安全分析（PSA）,提出一种新的事故分析方法。通过对大破口失水（LB-LOCA）、中破口失水事故（MB-LOCA）、小破口失水事故（SB-LOCA）、全厂断电事故（SBO）和蒸汽发生器管道断裂事故（SGTR）诱发的严重事故工况下氢气产生的分析,研究了压水堆核电厂的氢气源项特性。研究发现:从氢气安全分析角度,严重事故工况可分为快速氢气释放（如LB-LOCA、MB-LOCA）、中等速度的氢气释放（如SB-LOCA、SBO）、慢速氢气释放（如SGTR）三种类型;其中,考虑安全壳内容纳等效于100%锆-水反应的产氢总量,LB-LOCA具有包络其他事故工况的特点。（2）以典型的大破口失水严重事故为计算基准,本文研究了氢气在安全壳空间内的流动特性和浓度分布。研究表明,喷淋对安全壳内氢气浓度分布有很大的负面作用,喷淋使得安全壳大气中的水蒸汽迅速冷凝成液滴,从而降低了隔间的水蒸汽浓度,增加安全壳内的氢气浓度和氧气浓度。进一步地,文章研究了不同浓度下安全壳内可能的氢气燃烧模式及燃烧风险。分析表明,喷淋效应会极大地增加氢气爆炸的风险,并直接威胁到安全壳完整性,因此综合地评估喷淋对氢气浓度和氢气燃烧的影响作用是氢气安全分析框架中的重点之一。（3）针对我国压水堆核电厂的实际情况,本文对比研究了各种氢气缓解措施,确定非能动氢气催化复合器、点火器及“点火器+复合器”联合使用作为大型干式安全壳核电厂三种主要的氢气管理策略。为了评估氢气管理策略的效果,本文开发了基于安全壳复杂结构空间的复合器和点火器分析模型。在此基础之上,论证了复合器、点火器以及“点火器+复合器”的消氢效果,包括消氢效率、点火时机、点火器位置、燃烧对安全壳的压力温度载荷影响等,并进一步提出一种氢气管理方案的优化设计准则。（4）局部氢气爆炸是氢气风险分析中十分重要的内容,集总参数方法（LP）不能模拟局部气体混合的细节,而计算流体力学方法（CFD）可以很好地弥补这个缺点。本文从LP方法分析结论出发,提出分析重点是“压力容器内氢气释放阶段的氢气在安全壳内的流动分布”的观点,并使用CFD程序,研究了氢气在安全壳局部空间的流动特性,作为集总参数方法分析结论的重要补充。集总参数方法和计算流体力学方法相结合的应用研究,为氢气安全分析提供了一种新的思路。本论文全面地研究了核电厂氢气安全分析的各个环节,为我国核电厂严重事故氢气控制与管理提供了一种新的方法,对于现有核电厂安全改进和新建核电厂满足相关法规要求,也具有现实的工程意义和参考价值。
二、CANDU堆核电厂严重事故分析研究（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、CANDU堆核电厂严重事故分析研究（论文提纲范文）
（1）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 |
（2）先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究（论文提纲范文）
| 1 主要氢气控制策略设计与分析 |
| 1.1 氢气点火器策略 |
| 1.2 氢气复合器策略 |
| 1.3 联合消氢策略 |
| 1.4 严重事故管理中的消氢策略分析 |
| 2 建模及计算 |
| 2.1 网格模型 |
| 2.2 湍流计算模型 |
| 2.3 复合器计算模型 |
| 2.4 可燃性准则 |
| 2.5 火焰加速准则 |
| 2.6 燃爆转变准则 |
| 3 计算结果及分析 |
| 3.1 隔间内氢气分布结果分析 |
| 3.2 隔间内氢气可燃性评估 |
| 3.3 隔间内燃爆风险的评估 |
| 4 结论 |
（3）本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践（论文提纲范文）
| 引言 |
| 一、本—硕—博多层次核安全人才培养方案 |
| 二、本—硕—博多层次核反应堆安全课程教学实践 |
| （一）核电厂全范围虚拟仿真平台 |
| （二）实验内容设计 |
| 1. 事故规程分析专题实验 |
| 2. 严重事故管理对策专题实验 |
| （三）项目设计 |
| 三、本—硕—博多层次核反应堆安全课程教材建设 |
| （一）《核电厂安全》 |
| （二）《核反应堆安全分析》 |
| （三）《压水堆核电厂瞬态安全数值分析方法》 |
| 四、结论 |
（4）AP1000核电厂严重事故源项快速评估方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 严重事故源项评估研究进展 |
| 1.2.1 堆芯放射性裂变产物积存量研究 |
| 1.2.2 放射性核素释放过程研究 |
| 1.2.3 放射性核素在安全壳内的去除研究 |
| 1.2.4 放射性核素的衰变和子体增长研究 |
| 1.2.5 源项快速评估研究 |
| 1.3 研究存在的不足 |
| 1.4 研究内容与研究方案 |
| 第2章 源项快速评估程序RIST开发 |
| 2.1 RIST程序框架设计与编写 |
| 2.2 RIST程序主要模块 |
| 2.2.1 变量声明模块 |
| 2.2.2 输入输出模块 |
| 2.2.3 接口模块 |
| 2.2.4 数据库模块 |
| 2.2.5 堆芯裂变产物释放模块ISST |
| 2.2.6 安全壳内裂变产物去除模块NPR |
| 2.2.7 裂变产物衰变模块DAIC |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 堆芯功率分布影响条件下的裂变产物积存量计算方法研究 |
| 3.1 裂变产物积存量计算方法 |
| 3.1.1 点燃耗程序计算方法 |
| 3.1.2 基于堆芯功率分布计算方法 |
| 3.2 堆芯放射性核素积存量计算 |
| 3.2.1 ORIGEN2程序计算 |
| 3.2.2 基于堆芯功率分布方法计算 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.4 AP1000堆芯积存量 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 堆芯裂变产物释放快速评估研究 |
| 4.1 ISST模块 |
| 4.1.1 ISST模块设计与改进 |
| 4.1.2 ISST模块开发 |
| 4.2 ISST模块分析 |
| 4.2.1 ISST模块与IAEA-TECDOC-1127 中方法对比 |
| 4.2.2 ISST模块中释放模型的对比 |
| 4.2.3 补水箱和安注箱对裂变产物释放进程的影响 |
| 4.3 不同评估方法对比 |
| 4.3.1 一体化程序MELCOR计算的方法 |
| 4.3.2 利用参考源项评估的方法 |
| 4.3.3 结果对比 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 AP1000非能动安全壳内裂变产物自然去除快速评估研究 |
| 5.1 NPR模块 |
| 5.1.1 NUREG/CR-6189报告中的方法 |
| 5.1.2 ISST模块结合气溶胶去除系数的方法 |
| 5.2 采用一体化程序MELCOR计算的方法 |
| 5.2.1 AP1000核电厂模型 |
| 5.2.2 堆芯放射性核素累积量 |
| 5.2.3 事故序列选取和事故进程 |
| 5.2.4 计算结果 |
| 5.3 结果对比与分析 |
| 5.3.1 安全壳内气溶胶去除效率 |
| 5.3.2 安全内气溶胶悬浮份额 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 核素衰变对源项的影响研究 |
| 6.1 模块开发与验证 |
| 6.1.1 DAIC模块开发 |
| 6.1.2 DAIC模块验证 |
| 6.2 衰变对源项的影响 |
| 6.2.1 衰变对裂变产物释放份额的影响 |
| 6.2.2 衰变对裂变产物悬浮份额的影响 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 RIST程序验证 |
| 7.1 验证工具 |
| 7.2 验证条件 |
| 7.2.1 事故选取与事故假设 |
| 7.2.2 释放模型选取 |
| 7.3 裂变产物释放份额 |
| 7.4 安全壳内裂变产物悬浮份额 |
| 7.5 计算时间 |
| 7.6 本章小结 |
| 结论与研究展望 |
| 论文研究成果 |
| 论文创新点 |
| 研究展望 |
| 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 |
（5）虚拟仿真实验在核工程与核技术专业中的应用（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 虚拟仿真实验计算平台 |
| 1.1 核电厂全范围网络虚拟仿真平台 |
| 1.2 核电厂严重事故仿真平台 |
| 1.3 核电厂虚拟现实仿真平台 |
| 2 虚拟仿真实验教学资源 |
| 2.1 专业技能训练类实验项目 |
| 2.2 前沿技术研究类实验项目 |
| 3 结语 |
（6）压力管式重水堆典型事故工况下安全特性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 压力管式重水反应堆 |
| 1.2.2 PHWR安全特性实验研究 |
| 1.2.3 PHWR安全特性数值研究 |
| 1.3 论文研究目的和意义 |
| 1.4 论文主要工作 |
| 第二章 开口工况下堆芯流动特性分析 |
| 2.1 机理分析程序 |
| 2.1.1 程序介绍 |
| 2.1.2 流动传热模型 |
| 2.2 典型燃料通道选取 |
| 2.3 典型单通道流动特性及其影响因素 |
| 2.3.1 典型单通道流动特性分析 |
| 2.3.2 典型单通道流动特性单因素影响分析 |
| 2.3.3 典型单通道流动特性综合因素影响分析 |
| 2.4 并联通道流动特性分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 SBO事故下主泵轴封有效性分析 |
| 3.1 压力管式重水堆全堆模型的建立 |
| 3.1.1 主热传输系统 |
| 3.1.2 二回路系统 |
| 3.1.3 专设安全设施 |
| 3.1.4 压力管式重水堆全堆模型 |
| 3.2 压力管式重水堆全堆模型验证 |
| 3.3 SBO始发事故下轴封有效性分析 |
| 3.3.1 压力管式重水堆主泵 |
| 3.3.2 主泵轴封有效性分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 SBO事故下全堆系统响应特性分析 |
| 4.1 SBO始发严重事故序列响应分析 |
| 4.1.1 SBO始发严重事故进程 |
| 4.1.2 主热传输系统和蒸汽发生器响应 |
| 4.1.3 排管容器响应 |
| 4.1.4 堆腔响应 |
| 4.2 事故进程中包壳氧化现象 |
| 4.3 全堆分析模型比对 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 论文工作总结与主要结论 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（7）CANDU6机组严重事故下的安全壳卸压研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题来源与意义 |
| 1.1.1 课题来源 |
| 1.1.2 课题意义 |
| 1.2 国内外研究现状综述 |
| 1.2.1 CANDU6 严重事故分析研究进展 |
| 1.2.2 CANDU6 严重事故管理发展 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第二章 安全壳卸压分析建模 |
| 2.1 安全壳及堆芯耦合模型 |
| 2.1.1 堆芯及燃料通道节点模型 |
| 2.1.2 排管容器模型 |
| 2.1.3 主热传输系统模型 |
| 2.1.4 安全壳模型 |
| 2.2 安全壳过滤排放装置模型 |
| 2.2.1 安全壳过滤排放装置结构 |
| 2.2.2 安全壳过滤排放装置模型 |
| 2.3 模型验证 |
| 2.3.1 稳态调试 |
| 2.3.2 严重事故序列比对分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 严重事故下安全壳压力响应分析 |
| 3.1 事故序列的选取 |
| 3.2 安全壳压力响应分析 |
| 3.2.1 完全丧失IV级电源事故(CL4)始发严重事故 |
| 3.2.2 大破口失水事故(LLOCA)始发严重事故 |
| 3.2.3 HTS支管滞流小破口事故(FBS)始发严重事故 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 安全壳卸压策略分析 |
| 4.1 无过滤的安全壳卸压 |
| 4.1.2 安全壳压力响应分析 |
| 4.1.3 放射性核素释放分析 |
| 4.2 卸压导致的氢气风险分析 |
| 4.3 不同卸压整定值的影响分析 |
| 4.4 有过滤的安全壳卸压 |
| 4.4.1 卸压阀可开闭模式 |
| 4.4.2 卸压阀开启后不关闭模式 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 严重事故管理导则的优化 |
| 5.1 CANDU6 严重事故管理导则 |
| 5.2 安全壳卸压整定值优化 |
| 5.3 CANDU6 安全壳卸压策略的优化 |
| 5.4 其他优化建议 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 论文研究总结 |
| 6.2 论文不足及展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（8）CANDU6机组严重事故堆芯损伤状态评价方法（论文提纲范文）
| 1 CANDU6 严重事故堆芯状态划分 |
| 1. 1 堆芯损伤状态第一阶段( CDS1) |
| 1. 2 堆芯损伤状态第二阶段( CDS2) |
| 1. 3 堆芯损伤状态第三阶段( CDS3) |
| 1. 4 堆芯损伤状态第四阶段( CDS4) |
| 1. 5 堆芯损伤状态第五阶段( CDS5) |
| 2 不同堆芯损伤状态的状态参数 |
| 2. 1 CDS1 的状态参数 |
| 2. 2 CDS2 的状态参数 |
| 2. 3 CDS3 的状态参数 |
| 2. 4 CDS4 的状态参数 |
| 2. 5 CDS5 的状态参数 |
| 3 状态评价逻辑 |
| 4 堆芯评价方法实施 |
| 5 结论 |
（9）CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究（论文提纲范文）
| 1 分析模型 |
| 2 SBO事故进程分析 |
| 2.1 分析假设 |
| 2.2 事故进程分析 |
| 3 总结与展望 |
（10）大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号对照表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 氢气风险 |
| 1.1.2 国内外氢气安全研究现状 |
| 1.1.3 核电厂氢气安全管理需求和发展趋势 |
| 1.2 本文的研究内容及目的意义 |
| 1.2.1 本研究工作的目的意义 |
| 1.2.2 论文主要工作 |
| 第二章 严重事故下氢气行为及管理策略 |
| 2.1 氢气行为 |
| 2.1.1 氢气产生 |
| 2.1.2 安全壳内氢气分布 |
| 2.1.3 氢气燃烧和爆炸 |
| 2.2 氢气缓解措施及管理策略 |
| 2.3 氢气安全分析方法 |
| 2.3.1 集总参数方法 |
| 2.3.2 计算流体力学方法 |
| 2.4 氢气管理相关法规及实施 |
| 2.5 氢气安全分析和管理评价体系研究 |
| 第三章 氢气安全分析模型 |
| 3.1 分析程序简介 |
| 3.2 分析程序的验证 |
| 3.2.1 实验验证概述 |
| 3.2.2 HDR T31.5 LB-LOCA 基准事故 |
| 3.3 核电厂建模 |
| 3.4 电厂模型的验证 |
| 3.4.1 稳态调试 |
| 3.4.2 设计基准事故对比分析 |
| 3.4.3 严重事故计算 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 典型严重事故工况及氢气源项研究 |
| 4.1 主要氢气源项 |
| 4.1.1 压力容器内氢气产生 |
| 4.1.2 压力容器外氢气产生 |
| 4.2 典型严重事故工况选择方法研究 |
| 4.3 氢气源项研究 |
| 4.3.1 大破口失水事故（LB-LOCA） |
| 4.3.2 中破口失水事故（MB-LOCA） |
| 4.3.3 小破口失水事故（SB-LOCA） |
| 4.3.4 全厂断电事故（SBO） |
| 4.3.5 蒸汽发生器管道断裂事故（SGTR） |
| 4.3.6 氢气源项的产生特性 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 安全壳内氢气分布及燃烧风险研究 |
| 5.1 安全壳内氢气和水蒸汽的流动分布 |
| 5.1.1 安全壳内氢气流动特性 |
| 5.1.2 安全壳内氢气和水蒸汽的流动分布 |
| 5.2 氢气燃烧模式研究 |
| 5.2.1 火焰加速的σ准则 |
| 5.2.2 燃爆转变的λ准则 |
| 5.2.3 Shapiro 图准则 |
| 5.3 喷淋对氢气分布的影响分析 |
| 5.3.1 喷淋效果的分析模型 |
| 5.3.2 喷淋对氢气分布的影响效果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 氢气缓解系统效果分析及优化研究 |
| 6.1 仅安装非能动氢气复合器 |
| 6.1.1 PAR 工作原理和分析模型 |
| 6.1.2 PARs 消氢效果分析 |
| 6.1.3 PARs 布置优化设计研究 |
| 6.2 仅安装氢气点火器 |
| 6.2.1 点火器工作原理 |
| 6.2.2 点火器分析模型 |
| 6.2.3 点火器消氢效果分析 |
| 6.2.4 点火器布置优化设计研究 |
| 6.3 点火器和非能动复合器的联合使用 |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 三维计算流体力学方法研究安全壳内氢气流动分布 |
| 7.1 LP 方法研究氢气风险的不足 |
| 7.2 CFD 方法概述 |
| 7.2.1 CFD 方法的优点 |
| 7.2.2 CFX 在核安全领域应用情况 |
| 7.2.3 CFX 在氢气安全分析中的应用探讨 |
| 7.3 CFX 在安全壳内氢气流动分布中的应用 |
| 7.3.1 安全壳实体建模及网格划分 |
| 7.3.2 湍流模型的选择 |
| 7.3.3 计算初始条件 |
| 7.3.4 计算结果及分析 |
| 7.3.5 与LP 方法计算结果的对比分析 |
| 7.3.6 氢气分层现象研究 |
| 7.4 本章小结 |
| 第八章 总结及研究展望 |
| 8.1 论文研究成果 |
| 8.2 论文创新点 |
| 8.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间已发表或录用的论文 |
四、CANDU堆核电厂严重事故分析研究（论文参考文献）
- [1]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)
- [2]先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究[J]. 丁超,杨志义,周志伟,宋明强,柴国旱,仇苏辰,种毅敏. 原子能科学技术, 2020(07)
- [3]本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践[J]. 单建强,吴攀. 大学教育, 2020(05)
- [4]AP1000核电厂严重事故源项快速评估方法研究[D]. 孙晓晖. 哈尔滨工程大学, 2019(05)
- [5]虚拟仿真实验在核工程与核技术专业中的应用[J]. 吴攀,单建强,张博. 实验室研究与探索, 2018(04)
- [6]压力管式重水堆典型事故工况下安全特性分析[D]. 温丽丽. 上海交通大学, 2018(01)
- [7]CANDU6机组严重事故下的安全壳卸压研究[D]. 曾春. 上海交通大学, 2016(01)
- [8]CANDU6机组严重事故堆芯损伤状态评价方法[J]. 赵晓玲,李波. 南方能源建设, 2015(04)
- [9]CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究[J]. 佟立丽,曹学武,袁凯,黄高峰. 原子能科学技术, 2010(11)
- [10]大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究[D]. 邓坚. 上海交通大学, 2008(04)