一、轻水反应堆核电站热交换器的运行经验（论文文献综述）
高超,杨广宇,蒋林中,刘亚飞,柯松长[1]（2021）在《核电厂开式循环冷却水系统机械老化管理应用》文中研究指明本文根据国内外最新的老化管理方法,论述了核电厂开式循环冷却水老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理范围的基本要求、主要老化机理及老化效应分析、现有检查体系有效性审查及老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了开式循环冷却水老化管理大纲开发中涉及的内容。并以国内某核电厂开式循环冷却水为例,介绍老化管理大纲的工程应用实例,提出一种有效的老化管理方法体系。通过建立系统化的老化管理大纲形成有效管理,对于核电厂其他系统的老化管理具有重要参考意义。
谭琴超[2]（2021）在《功能对等理论视角下《轻水反应堆燃料的容错材料》（节选）翻译实践报告》文中研究表明
张亚朋[3]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中认为熔盐堆采用液态形式燃料,具有流动性,可以实现裂变产物在线去除和233Pa在线提取,被认为是实现钍资源高效利用的理想堆型之一。重水慢化熔盐堆采用液态形式燃料,以重水作为慢化剂,综合了重水堆高中子经济性与传统熔盐堆在线处理、低压运行等优势,同时避免了石墨慢化熔盐堆中石墨由于中子辐照需定期更换所带来的一系列核废料管理问题,是最近提出的一种新概念熔盐堆。小型化反应堆具有低建设成本、高部署灵活性等优势,是未来核能发展的重要堆型之一。鉴于此,本文提出了一种功率为500 MWth的小型重水慢化熔盐堆。围绕该堆型,从堆芯设计、钍铀燃料循环和安全特性分析三方面进行了系统研究。为了获得较好的钍铀增殖性能以及负温度反应性系数以确保反应堆运行安全,本文首先对小型重水慢化熔盐堆的设计目标和准则进行了梳理,并开发出初始临界搜索（critical search calculation code,CSCC）计算模块。以此为基础,通过改变对边距（P）～（5～24）cm和熔盐份额（VF）～（4～28%）,对易裂变核素初始装载量、初始转换比（CR）、温度反应性系数（TRC）等目标参数进行了优化。考虑到钍铀燃料增殖和钍铀循环过渡需要,分别选取了三种启堆燃料233U-Th、LEU-Th和TRU-Th(LEU,17.95 wt%235U/U)进行分析,以期获得较好的初始钍铀循环性能。分析结果表明,233U-Th和LEU-Th两种燃料在所选取的Ps和VFs范围内,温度反应性系数均为负。相对而言,当堆芯P及VF分别为20 cm与20%时可获得较好的初始CR以及易裂变核素初始装载量。对于TRU燃料,建议采用较小的P（～5cm）和较大的VF（～24%）的堆芯以获得负的TRC。另外,考虑到熔盐管道对钍铀循环性能的影响,Si C和隔热层的厚度应分别小于2 mm和7 mm。堆外过渡是以现有常规易裂变核素为启堆燃料,在线提取233Pa,并且在堆外衰变为233U(T1/2=27 day)后储存,直到积累足够的233U以启动新堆的钍铀循环过渡方法。由于不需消耗233U,堆外过渡是解决自然界缺乏233U问题的有效途径之一。现有的堆外过渡方案以相同的燃料为启堆燃料和添加燃料（例如LEU）,将不可避免引入非易裂变重金属核素,导致堆芯重金属核素浓度升高,从而影响燃料盐化学稳定性与堆芯运行安全,也导致堆芯运行时长受限（为避免重金属核素浓度过度增加）。为此,本文提出了维持重金属浓度不变的改进型堆外过渡方案,其中包括两个阶段。第一阶段,以LEU为启堆燃料,在线添加从轻水堆（LWRs）乏燃料所提取的超铀（TRU）核素维持堆芯临界运行,同时在线提取233Pa。为确保TRC为负值并保持一定的安全裕量,第一阶段运行时间设置为300天。第二阶段将从第一阶段增殖所获得的233U与TRU进行混合,作为添加燃料。分析结果表明,混合燃料可维持堆芯临界安全运行,TRC为负值,并实现钍铀过渡与增殖。与此同时,通过提高混合燃料中233U份额可进一步改善TRC值。当混合燃料中233U的份额设定为15 mol%,只需3年便可获得启动一新堆所需的233U。60年运行,可添加TRU约11,512 kg,堆芯内残留TRU约3,830 kg,消耗TRU 7,680kg,所添加TRU燃料的放射性毒性可降低11%。堆芯稳态和瞬态响应特性是评价堆芯运行是否安全的重要依据。基于重水慢化熔盐堆独特堆芯结构,首先开发了适应于小型重水慢化熔盐堆的核热耦合程序。然后从隔热层厚度、重水流动速度、中子通量分布、熔盐温度分布和重水温度分布等方面对堆芯稳态特性进行了分析。分析结果表明,当隔热层厚度从3 mm减少到1 mm时,重水温度显着增加,综合考虑隔热层厚度对燃料增殖性能影响,建议选取3 mm作为隔热层厚度。在此厚度下,即使当重水速度从0.6 m/s降至0.02 m/s,重水温度从61.5℃升高到90℃,仍低于沸点,处于安全范围内。同时,燃料盐最高出口温度为667℃,低于700℃设计上限。与此同时,针对熔盐入口温度驱动瞬态、重水速度驱动瞬态、熔盐速度驱动瞬态等几种典型瞬态事故工况进行了深入分析。在燃料盐入口驱动瞬态、燃料盐流速驱动瞬态中,重水温度、燃料盐温度、堆芯功率均在安全范围内;对于重水速度驱动瞬态,由于堆芯功率变化较小,重水温度变化主要由重水流速变化所导致,但重水温度均处于安全范围内。上述分析结果表明,所设计的堆芯初步满足安全设计要求。
何帆[4]（2021）在《基于RELAP5/FLUENT耦合程序的熔盐堆热工水力瞬态分析》文中指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。
杨晓[5]（2021）在《多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究》文中指出发展先进核能科技是解决世界能源危机的重要举措之一。全球核电站的发展主线被划分为大型单个核反应堆的发展与多模块式核反应堆的发展。大型单个反应堆在实际运行中的负荷跟踪能力偏弱,而良好的负荷跟踪能力是实现机组产能与电网需求间匹配、提高燃料循环期限、保证核电站安全稳定运行的基本条件。相对于大型单个反应堆,多模块式核反应堆采用多个模块化反应堆并联共同驱动一组汽轮机的运行模式,具有发电效率高、模块化标准生产建设周期短、固有安全特性等优点,能够快速适应新增电力负荷的需求和电网调峰运行。由于多模块式核反应堆具有独特的模块化结构,系统为实现快速稳定的负荷跟踪,不但需要考虑各个反应堆模块之间负荷分配的方式,还要保证系统的运行参数达到设计指标,从而增加了各个模块之间功率匹配的难度和系统控制策略的复杂程度。除此之外,多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,多个反应堆模块通过公用的二次回路耦合相联,任何一个模块的负荷变化不仅影响其自身功率,还会造成其它模块的功率变化。因此,开展多模块式核反应堆带负荷运行的模块间协调控制方法的研究对系统的安全稳定运行具有重要意义。本文针对多个模块并联运行带来的热耦合问题,对多模块式核反应堆系统在负荷跟踪下的协调控制方法进行了研究,并在全范围实时仿真平台CLEAR模拟机上对控制效果进行仿真验证,主要研究内容如下:（1）针对多模块式核反应堆结构的复杂性,提出了基于网络化结构的反应堆系统模型搭建方法。考虑到单个模块具有额定功率小、结构紧凑及固有安全性等特点,本文以10MW小型铅基冷却反应堆CLEAR-I为参考设计对象。采用集总参数的方法建立了模块化反应堆的动态数学模型,包括点堆动力学模型、堆芯换热模型、换热器模型以及空冷器模型,并对反应堆的稳态特性进行了分析计算,为系统的动态特性研究提供稳态参数。（2）针对各反应堆模块间功率的匹配问题,采用了多模块式核反应堆在不平衡负载运行方式下的控制策略,以满足整个反应堆的交错换料和不同模块的维护需求。结合对多模块式核反应堆系统一回路和二回路运行特性的分析,搭建模块间的协调控制回路,实现当反应堆出现负荷改变、模块换料、维修或紧急停堆时各模块的负荷因子的有序调节。通过对故障状态及变负荷工况下的仿真实验,验证了系统良好的负荷跟踪能力,完成了面向负荷跟踪的多模块间运行控制策略的设计。（3）针对多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,应用多变量频域法对反应堆系统进行协调控制方案的设计。本文通过伪对角化法获得常数对角优势补偿矩阵,再采用逆奈奎斯特阵列法对补偿后的系统进行解耦控制器的设计。通过频域响应实验对全范围原型仿真模拟机上的多模块式核反应堆进行系统辨识,以获取整个反应堆系统的传递函数矩阵。最后,本文通过仿真实验对负荷变化等工况进行模拟,验证了协调控制方案的可行性。
刘伟[6]（2021）在《一种镍铁基变形高温合金化学成分和热处理制度的优化研究》文中指出当下,随着能源消耗的逐渐增加,能源需求量也日益增加,目前,传统的发电站由于对环境的污染严重而逐渐被淘汰,全球各国都在积极发展核电产业,但其安全性能是大家广泛关心的问题,这就要求核电站反应堆中的材料要具有一个良好的综合性能,本文研究的合金是一种新型的镍铁基变形高温合金,其合金主要强化方式为固溶强化、第二相强化以及晶界强化（又称为细晶强化）,由于其良好的性能,该合金主要用于核电站堆芯内动导管。本文主要研究内容包括:不同化学元素对合金的金相组织、微观组织以及合金的力学性能的影响;不同固溶热处理后,轧制态GH1059合金的金相组织、微观组织以及合金的力学性能的研究,为GH1059合金的热处理工艺的最终确定提供有效的试验数据支撑。研究方法主要为先对不同化学成分的样品分别进行了1050/30min热处理工艺,然后进行了模拟渗铬氮化工艺热处理,其热处理制度为1050℃/30min+1100℃/30h,最终1080℃进行固溶处理,研究不同保温时间对其金相组织、微观组织和力学性能影响,保温时间分别为0.5h、1h、30h、40h和50h。经过上述热处理工艺后,本文分别分析了Nb元素、N元素、和W元素对合金金相组织、微观组织和力学性能的影响,选择最佳的合金化学成分。其结果如下:（1）在一定范围内,GH1059合金随着Nb元素的百分含量的增加,晶粒尺寸逐渐细化,但其强度与Nb元素的含量并不成正比;（2）1050℃/30min的热处理工艺下,随着Nb元素的加入,合金微观形貌中,碳化物含量会与Nb元素的含量成正比,合金中的Nb C会产生第二相强化,合金晶粒细化,晶界强化,提高了材料的强度,而随着Nb C含量的继续增加,大部分的Nb C分布在晶界处,材料的强度下降;（3）相同的热处理制度下,在一定范围内,N元素的含量对GH1059合金的晶粒度的影响为:随着N元素含量的增加,晶粒度的大小存在一定峰值,开始晶粒度大小随着N元素的增加而增大,达到一定峰值后,随着N元素的含量增加,GH1059合金的晶粒度逐渐减小;（4）经过1080℃不同保温时间的热处理,无论合金的元素如何改变,合金的晶粒度随着时间增加而增加;（5）经过高温拉伸数据分析,当N元素含量为150ppm、C元素含量为0.075时,合金具有良好的综合力学性能;（6）W元素的加入,固溶强化,合金的整体组织更加稳定,合金的强度提高,但其整体对合金的影响不大。经过以上热处理工艺处理,为后续GH1059合金的热处理工艺提供了一个理论基础。
卢权[7]（2021）在《核电结构材料的硼酸腐蚀与铅致应力腐蚀行为研究》文中指出低合金高强钢、不锈钢、镍合金和铁镍基合金是压水堆核电站的主要结构材料,这些材料的腐蚀失效问题,对核电运行的安全性与经济性会造成严重挑战。低合金高强钢的硼酸腐蚀是压水堆核电站一回路常见的腐蚀形态,不锈钢、铁镍基合金和镍合金的铅致应力腐蚀是对蒸汽发生器威胁极大的局部腐蚀。因此,深入研究低合金高强钢的硼酸腐蚀和不锈钢、镍合金的铅致应力腐蚀对于深刻理解腐蚀发生的机理,防止这些腐蚀的发生,保证核电站的安全经济运行具有重要的理论意义和应用价值。论文综述了核电站硼酸腐蚀和铅致应力腐蚀的研究现状,总结了反应堆一回路系统硼酸腐蚀发生的情景和影响硼酸腐蚀的主要因素和不锈钢、镍合金铅致应力腐蚀机理的研究现状。论文系统研究了A508-3低合金高强钢在模拟压水堆一回路冷却剂中的硼酸腐蚀行为,研究显示,在此浓缩溶液中,A508-3低合金高强钢的腐蚀速度会随溶液浓度的提升而随之增加;而随温度的增高,腐蚀速度先升高,后降低,在90℃时腐蚀速度最快;A508-3低合金高强钢的硼酸腐蚀反应的阴、阳极反应传递系数α和β接近相等,与其在去离子水中的α和β明显不同,表明A508-3低合金高强钢的腐蚀反应在去离子水中和在模拟一回路冷却剂中的反应机理不同;A508-3低合金高强钢在模拟一回路冷却剂中50℃下腐蚀产生的表面膜比170℃下腐蚀产生的表面膜更致密。论文系统研究了不同浓度硼酸溶液中304L不锈钢开路电位变化和表面生成物的成分和形貌,研究表明,在50℃下,硼酸浓度越高,开路电位越高;与A508-3低合金高强钢相比,304L不锈钢开路电位受硼酸浓度变化的影响更大;185℃下304L不锈钢在不同浓度的溶液中浸泡7天后生产的腐蚀产物主要为铁的化合物,腐蚀产物中氧元素的含量随硼酸浓度增大而降低。论文研究了由A508-3低合金高强钢和304L不锈钢组成的电偶对在模拟压水堆一回路冷却剂及其浓缩溶液中的电偶腐蚀行为,研究发现,在电偶腐蚀中,随溶液浓度增大或温度升高,电偶对中的A508-3低合金高强钢阳极的腐蚀速度增大;电偶对中的阴阳极面积比对电偶电压和电偶电流的影响不显着,表明A508-3低合金高强钢和304L不锈钢构成的电偶对模拟一回路冷却剂中的电偶腐蚀中,阴极过程是速度控制过程。A508-3低合金高强钢和304L不锈钢构成的电偶对在90℃含硼1200-2400ppm的模拟一回路冷却剂和去离子水中生成的腐蚀产物主要成分为Fe3O4,在含硼6000ppm的模拟一回路冷却剂中生成的腐蚀产物主要成分为FeOOH。论文研究了微量铅离子对304L不锈钢在模拟的高温高压水中腐蚀行为的影响,研究发现,微量铅的加入使304L不锈钢在高温水中生成的氧化膜的厚度增加,腐蚀速度加快;与不加入铅相比,在加入微量铅的高温水中生成不锈钢表面氧化膜中,Fe和Ni的含量降低;在加入微量铅的高温水中生成不锈钢表面氧化膜中,Fe2p、Cr2p和O1s的电子结合能降低。这是微量铅的加入使304L在高温水中腐蚀速度增加的原因,也是铅导致不锈钢、镍合金应力腐蚀的根本原因。论文研究成果揭示了 A508-3低合金高强钢在模拟压水堆一回路冷却剂及其浓缩溶液中的硼酸腐蚀反应的机理和电偶腐蚀机理;从铅对氧化膜中金属元素电子结合能的影响角度阐释了铅致不锈钢、镍合金应力腐蚀的根本原因,加深了对铅致应力腐蚀机理的理解。
李小斌,张红娜,曲凯阳,李凤臣[8]（2020）在《核能集中供热系统优越性分析》文中指出大力推广绿色低碳能源是我国的能源发展战略,作为高效且清洁的新能源,核能在我国集中供热方面的应用有巨大潜力,可大大缓解目前由于集中供热系统燃煤造成的环境污染问题。论述了我国发展核能集中供热系统的必要性,表明我国发展核能集中供热系统的时机已成熟。从我国几种典型核供热反应堆型的固有安全性,核能集中供热系统的经济性和社会价值,结合管路流动湍流减阻技术、基于深度学习的系统优化、与多热源联合供热、与相变储热相结合、与大数据结合的智能供热等技术提升核能集中供热系统运行性能等方面出发,全面阐述了核能集中供热系统的优越性,为核能集中供热技术的推广提供支持。
刘思佳[9]（2020）在《小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究》文中进行了进一步梳理氟盐冷却高温堆是结合了多种反应堆优势提出的一种第四代反应堆,其技术特点为:使用包覆燃料颗粒作为燃料,熔融氟盐作为冷却剂,更多采用非能动安全设计,借鉴成熟的反应堆常规岛设计和能量转换系统。评估认为,氟盐冷却高温堆具有良好的安全性、经济性、可持续性和防核扩散性,具有很高的商业可行性。小型模块化反应堆是当前反应堆发展的一大热点,因为小型模块化反应堆能满足更广大用户和更灵活的用电需求。小型模块化反应堆通过其固有的和非能动安全特性提高了反应堆的安全性能,也提供了更好的前期资本承受能力,适用于热电联产和非电应用。结合氟盐冷却高温堆的诸多优势和模块化反应堆的技术特点,本文提出了一种小型模块化棱柱型氟盐冷却高温堆设计SM-FHR（Small Modular Fluoride salt cooled High temperature Reactor）。SM-FHR使用Flibe作为反应堆的冷却剂,燃料为TRISO包覆燃料颗粒。燃料元件采用棱柱型燃料元件,反应堆功率150MWth,预期堆芯寿期2年。本文首先从单组件水平,分析碳/重金属比和燃料核尺寸对燃耗深度、寿期、反应性温度系数的影响,确定组件的参数。结果表明,为了保证堆芯寿期可以达到2年的预期目标,同时保证冷却剂温度系数为负,整体温度系数为负,要求碳/重金属比低于500和燃料核直径为350～750μm。SM-FHR参考堆芯选取碳/重金属比为260,燃料核直径425μm。此时,堆芯寿期可达到927天,燃耗深度为99 MWd/kgU,温度系数为负。SM-FHR堆芯初始剩余反应性达到34000 pcm,为了降低控制棒布置的复杂性,首先考虑在堆芯组件内布置可燃毒物,最大化降低堆芯寿期内反应性摆幅。对不同可燃毒物装载量、不同可燃毒物颗粒大小及不同可燃毒物空间分布下的反应性摆幅及换料周期进行了优化,并分析了可燃毒物消耗规律。分析表明,在组件内燃料与可燃毒物的装载体积比为52,可燃毒物颗粒大小200μm,边缘组件内的可燃毒物装载量降低的情况下,可将剩余反应性压低到2500 pcm,燃耗深度有所降低,燃耗天数降到776天,但仍能满足2年的设计预期。可燃毒物布置后堆芯各组件燃耗深度和功率峰因子都有所展平,有利于提高堆芯安全性。进一步采用布置控制棒方式来调节临界并控制SM-FHR的升降功率运行,并最大化降低其对堆芯物理参数的影响。控制棒布置考虑两种方案:堆芯反射层内布置与堆芯中心集中布置。研究发现,反射层内布置控制棒的反应性价值较低,不适合作为控制棒的布置方案;而中心组件交界位置布置6根控制棒可以满足各工况的反应性控制需求。通过CFD对1/12堆芯建模,获取了SM-FHR堆芯流场、温度场分布情况并分析了TRISO颗粒的失效概率。分析表明,堆芯燃料温度未超过运行限值;TRISO包覆燃料颗粒堆芯局部最大失效概率为6.5×10-5,平均失效概率为2.0×10-7,证明在当前设计下具有较高的安全特性;燃耗深度分布、堆芯TRISO失效概率分布等仍存在较大的不均匀性,主要由控制棒对轴向功率分布的影响造成。通过对SM-FHR建立单通道模型,分析一回路完全采用自然循环驱动的可能性。模型建立了自然循环高度与反应堆功率、冷却剂温度差、冷却剂通道尺寸和换热器压损的关系。在150 MW功率下,若想建立完全自然循环的一回路,需要适当提高冷却剂的温度差和冷却剂通道直径,在保证换热的前提下,尽可能降低换热器的压损。可考虑将功率降到30 MW,实现一回路的全自然循环,换料周期可达10年。
彭刚[10]（2020）在《钒元素对316L/T91焊接接头力学性能及在液态LBE中腐蚀行为的影响》文中研究表明316L钢和T91钢是加速器驱动次临界系统（ADS）的理想结构材料,铅铋共晶合金（LBE）则是ADS系统中理想的冷却剂和散裂靶材料,316L/T91异种钢焊接接头因具有良好的高温性能和耐蚀性能而在第四代核电开发中有着广泛应用。异种钢接头在服役过程中要面对高温、高压、液态LBE腐蚀等环境,因此实现316L奥氏体钢和T91马氏体钢的优质焊接,探究提高其焊缝耐LBE腐蚀的有效方法,为316L和T91钢在未来核电开发领域的应用提供参考,具有重要的理论意义和实际应用价值。为了提高异种钢接头性能,本文采用自制的四种钒元素含量不同（0 wt.%、0.2wt.%、0.4 wt.%和0.6 wt.%）的焊丝作为填充材料,使用钨极氩弧焊（TIG）的方式对316L和T91进行焊接并对其焊缝进行400℃、饱和氧浓度的液态LBE腐蚀试验,通过分析和对比其焊接接头的微观组织与力学性能差异以及腐蚀后表面形貌与截面氧化层的生成状况,探究钒元素对316L/T91焊缝组织、性能以及耐LBE腐蚀能力的影响。对四组焊接接头试样进行金相观察和相关力学性能测试后发现,四种焊丝所得的焊缝组织都是由奥氏体加δ铁素体组成,随着焊丝中钒元素含量的增加,焊接接头的焊缝组织变得更加细小均匀,添加钒含量为0.6 wt.%时,焊缝组织最为均匀、细密;为探究钒元素对焊缝抗拉强度的影响,采用预制缺口的方法控制断裂发生在焊缝处,随着钒的添加,焊缝抗拉强度提升;夏比冲击试验中,随着钒含量的增加,冲击吸收功数值增大且断口处韧窝尺寸增加,说明钒对冲击韧性有改善作用;未添加钒时,T91侧熔合线附近硬度明显高于其他区域,且存在较大幅度波动,添加了钒元素后,该区域的硬度降低,添加0.6%钒时,硬度曲线凸起消失,且焊缝区域硬度分布趋于水平。将四组焊缝试样分别在400℃、静态LBE和400℃、2.74 m/s高速流LBE中进行200 h、500 h和1000 h腐蚀试验。在两种腐蚀试验条件下,试样表面均形成了腐蚀坑并生成椭球状化合物,在1000 h后,生成的化合物相互连结在一起将试样基体覆盖,高速流腐蚀条件下,试样表面存在“沟壑”状冲刷痕迹,并且部分氧化层脱落;试样截面EDS分析结果表明,试样基体表面与LBE界面处生成了双层结构的氧化层,外层结构疏松,主要元素为Fe和O,并有少量Pb和Bi元素的渗透,内层结构致密,对基体有一定的保护作用,主要组成元素为Cr、Ni和O。静态腐蚀的腐蚀形式主要为溶解腐蚀和氧化腐蚀,基体中的Fe、Cr元素向液态LBE中溶解,液态合金中的O、Pb和Bi元素向材料基体中扩散;高速流腐蚀条件下,快速流动的LBE会对试样表面造成摩擦磨损,引起氧化层的脱落,加剧试样的腐蚀。从氧化层的厚度对比来看,当焊缝中钒元素含量增加时,氧化层的厚度随之降低,试样的腐蚀程度减弱,钒含量为0.6 wt.%时,相同腐蚀条件下焊缝试样腐蚀程度最弱,其耐LBE腐蚀性能最好。
二、轻水反应堆核电站热交换器的运行经验（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、轻水反应堆核电站热交换器的运行经验（论文提纲范文）
（1）核电厂开式循环冷却水系统机械老化管理应用（论文提纲范文）
| 1 管理实施方法 |
| 1.1 界定与筛选 |
| 1.2 老化管理大纲 |
| 1.2.1 老化效应识别 |
| 1.2.2 老化管理大纲 |
| 1.2.3 有效性自查 |
| 1.2.4 经验反馈分析 |
| 1.3 老化管理数据库 |
| 2 管理实施结果和讨论 |
| 2.1 老化管理范围 |
| 2.2 老化管理内容 |
| 2.2.1 老化管理自查 |
| 2.2.2 老化管理大纲 |
| 2.2.3 老化管理大纲有效性自查 |
| 2.2.4 经验反馈分析 |
| 2.3 老化管理数据库 |
| 3 总结 |
（3）小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环与钍利用方案 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环 |
| 1.2.2 钍利用方案 |
| 1.3 熔盐堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的特点 |
| 1.3.2 熔盐堆的发展历程与现状 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 SCALE6.1 |
| 2.2 临界搜索和在线后处理程序 |
| 2.2.1 临界搜索计算程序(CSCC) |
| 2.2.2 在线后处理程序(MSR-RS) |
| 2.3 核热耦合程序 |
| 2.3.1 中子动力学模型 |
| 2.3.2 热工水力学模型 |
| 2.3.3 群常数加工和耦合方法 |
| 2.4 本章总结 |
| 第3章 小型重水慢化熔盐堆堆芯设计 |
| 3.1 堆芯设计目标和标准 |
| 3.2 小型重水慢化熔盐堆(S-HWMSR)系统 |
| 3.3 初始临界自动搜索与目标参数 |
| 3.4 初始中子学性能分析 |
| 3.4.1 能谱分析 |
| 3.4.2 钍铀转换性能 |
| 3.4.3 初始装载量 |
| 3.4.4 温度反应性系数 |
| 3.5 合适的堆芯栅格参数 |
| 3.6 钍铀循环性能分析 |
| 3.6.1 能谱 |
| 3.6.2 熔盐管道对初始装载量的影响 |
| 3.6.3 ~7Li对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.4 Si C和隔热层厚度对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.5 钍铀过渡性能 |
| 3.7 本章总结 |
| 第4章 堆外钍铀过渡方法及性能研究 |
| 4.1 现有堆外过渡方法和问题 |
| 4.2 重金属核素浓度恒定的堆外过渡方法 |
| 4.2.1 堆外过渡方案设计 |
| 4.2.2 重金属核素恒定的现有堆外过渡方案 |
| 4.2.3 重金属核素恒定的改进型堆外过渡方案 |
| 4.3 改进型堆外过渡分析 |
| 4.3.1 第一阶段的临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.2 第二阶段临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.3 转换比和净产量 |
| 4.3.4 堆内TRU的演化 |
| 4.3.5 毒性分析 |
| 4.4 本章总结 |
| 第5章 安全特性分析 |
| 5.1 堆芯参数和网格划分 |
| 5.2 稳态计算 |
| 5.2.1 隔热层厚度和重水速度 |
| 5.2.2 中子通量、功率和熔盐/重水温度分布 |
| 5.3 瞬态计算 |
| 5.3.1 入口温度驱动瞬态 |
| 5.3.2 重水速度驱动瞬态 |
| 5.3.3 熔盐流速驱动瞬态 |
| 5.4 本章总结 |
| 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 |
| 附录1 在线后处理程序(MSR-RS)验证 |
| 附录2 核热耦合程序验证 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（4）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 |
（5）多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 多模块式核反应堆发展现状 |
| 1.2.2 多模块式核反应堆运行控制研究现状 |
| 1.3 研究的目的与意义 |
| 1.4 论文研究内容与结构 |
| 第2章 多模块式核反应堆的系统结构与仿真平台 |
| 2.1 多模块式核反应堆基本介绍 |
| 2.2 CLEAR-I铅基反应堆 |
| 2.2.1 CLEAR-I铅基反应堆系统特点 |
| 2.2.2 反应堆本体 |
| 2.2.3 反应堆冷却剂系统 |
| 2.3 全范围实时仿真平台CLEAR模拟机 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 多模块式核反应堆的数学模型 |
| 3.1 网络化结构模型 |
| 3.2 堆芯中子动力学模型 |
| 3.3 堆芯及上下腔室的流动换热模型 |
| 3.3.1 堆芯和各腔室的质量、能量守恒方程 |
| 3.3.2 燃料、冷却剂的物性参数及相关换热系数的确定 |
| 3.4 回路自然循环模型 |
| 3.4.1 一回路热工水力方程 |
| 3.4.2 堆芯单通道压降模型 |
| 3.4.3 一回珞管道和换热器的压降模型 |
| 3.5 换热器的多节块模型 |
| 3.5.1 节块换热方程 |
| 3.5.2 方程中的参数 |
| 3.6 换热器一次侧出口下降管段模型 |
| 3.7 空冷器模型 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 面向负荷跟踪多模块运行控制策略 |
| 4.1 多模块式核反应堆的运行方式 |
| 4.1.1 多模块式核反应堆的运行特点 |
| 4.1.2 多模块式核反应堆的负荷跟踪特点 |
| 4.2 多模块式核反应堆的运行控制方案 |
| 4.2.1 多模块式核反应堆负荷跟踪控制策略 |
| 4.2.2 负荷因子分配策略 |
| 4.3 多模块式核反应堆协调控制方案的分析验证 |
| 4.3.1 反应堆停堆工况 |
| 4.3.2 反应堆变负荷工况 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于多变量频域的协调控制方法 |
| 5.1 多变量控制系统频域设计 |
| 5.1.1 多变量控制系统的结构分析 |
| 5.1.2 多变量控制系统的性能要求 |
| 5.2 多模块式核反应堆系统的频域辨识 |
| 5.3 基于逆奈奎斯特阵列法的多变量系统频域设计 |
| 5.3.1 多变量系统结构设计 |
| 5.3.2 系统的对角优势及其实现 |
| 5.3.3 对角优势的判别 |
| 5.3.4 反馈系统的回路增益矩降的设计 |
| 5.3.5 闭环控制系统的频域设计 |
| 5.4 仿真验证 |
| 5.4.1 反应堆降负荷工况 |
| 5.4.2 反应堆升负荷工况 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 全文总结 |
| 6.1.2 论文创新点 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其它研究成果 |
（6）一种镍铁基变形高温合金化学成分和热处理制度的优化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 概述 |
| 1.2 高温合金介绍 |
| 1.2.1 高温合金的发展经历 |
| 1.2.2 高温合金分类 |
| 1.3 镍铁基变形高温合金的发展 |
| 1.3.1 镍基变形高温合金涡轮盘应用的发展 |
| 1.3.2 镍基变形高温合金核电机组的用的发展 |
| 1.4 镍基高温合金的元素以及作用 |
| 1.5 高温合金的强化方式 |
| 1.5.1 固溶强化方式 |
| 1.5.2 第二相强化方式 |
| 1.5.3 晶界强化方式 |
| 1.5.4 工艺强化方式 |
| 1.6 本文研究的背景、意义以及主要内容 |
| 第2章 实验方法与分析方式 |
| 2.1 本文应用的材料 |
| 2.2 实验方法以及实验设备 |
| 2.2.1 金相及腐蚀 |
| 2.2.2 电子背散射衍射技术 |
| 2.2.3 高温拉伸实验 |
| 第3章 Nb元素对GH1059合金的组织和力学性能的影响 |
| 3.1 研究材料及方法 |
| 3.2 不同百分含量的Nb元素对合金金相组织的影响 |
| 3.2.1 不同热处理制度下,Nb元素的百分含量对合金金相组织转变的影响 |
| 3.2.2 相同热处理制度、不同保温时间时下,Nb元素百分含量对合金金相组织转变的影响 |
| 3.3 不同Nb元素的百分含量对合金微观组织变化的影响 |
| 3.3.1 1050℃/30min标准热处理下固溶处理后,不同百分含量的Nb元素对合金微观组织的影响 |
| 3.3.2 模拟渗铬氮化固溶处理后,不同百分含量的Nb元素对合金微观组织的影响 |
| 3.4 不同Nb元素的百分含量对合金高温拉伸力学性能的影响 |
| 3.4.1 1050/30min标准热处理后,不同Nb元素的百分含量对合金的力学性能影响 |
| 3.4.2 模拟渗铬氮化热处理后,Nb元素的百分含量对合金的力学性能影响 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 N元素和C元素对GH1059合金的组织和力学性能的影响 |
| 4.1 不同N元素和C元素的百分含量对合金金相组织影响 |
| 4.1.1 不同热处理制度下,不同成分的样品对合金金相组织转变的影响 |
| 4.1.2 相同热处理温度、不同保温时间时下,不同编号的样品对合金金相组织转变影响 |
| 4.2 不同N元素和C元素的的百分含量对合金微观组织变化影响 |
| 4.2.1 1050℃/30min标准热处理下固溶处理后,不同编号的合金微观组织的影响 |
| 4.2.2 模拟渗铬氮化固溶处理后,不同编号的样品对合金微观组织影响 |
| 4.3 不同N元素和C元素的百分含量对材料高温拉伸的力学性能的影响 |
| 4.3.1 1050/30min标准热处理后,不同编的样品对合金的力学性能影响 |
| 4.3.2 模拟渗铬氮化热处理后,不同编号的样品对合金力学性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 W元素对GH1059 合金的组织和力学性能的影响 |
| 5.1 W元素的百分含量对合金金相组织的影响 |
| 5.1.1 不同热处理制度下,W元素的百分含量对合金金相组织转变的影响 |
| 5.1.2 相同热处理制度、不同保温时间时下,W元素百分含量对合金金相组织转变的影响 |
| 5.2 不同W元素的百分含量对材料高温拉伸的力学性能的影响 |
| 5.2.1 1050/30min标准热处理后,W元素的百分含量对合金的力学性能影响 |
| 5.2.2 模拟渗铬氮化热处理后,W元素的百分含量对合金的力学性能影响 |
| 5.3 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和获得的科研成果 |
| 致谢 |
（7）核电结构材料的硼酸腐蚀与铅致应力腐蚀行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 硼酸腐蚀研究现状 |
| 1.2.1 硼酸在核电站中的作用 |
| 1.2.2 核电站硼酸腐蚀 |
| 1.2.3 硼酸腐蚀影响因素 |
| 1.2.4 国外硼酸腐蚀事故分析 |
| 1.2.5 国内硼酸腐蚀事故分析 |
| 1.3 镍合金铅致应力腐蚀研究现状 |
| 1.4 课题研究的目的、意义和内容 |
| 1.4.1 课题研究的目的和意义 |
| 1.4.2 课题研究的内容 |
| 第2章 研究方法 |
| 2.1 实验材料 |
| 2.2 实验试剂与设备 |
| 2.2.1 实验试剂和仪器 |
| 2.2.2 实验所用溶液的配置 |
| 2.2.3 电化学试样制备 |
| 2.2.4 电化学测试系统 |
| 2.3 电化学测试方法 |
| 2.3.1 开路电位 |
| 2.3.2 动电位极化曲线 |
| 2.3.3 交流阻抗法 |
| 2.3.4 失重法 |
| 2.4 电偶腐蚀速度的测量 |
| 2.5 表面膜表面形貌、元素成分及晶体结构分析 |
| 第3章 低合金钢在硼酸环境中的腐蚀行为研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验部分 |
| 3.2.1 实验的前期准备 |
| 3.2.2 实验溶液 |
| 3.2.3 电化学实验 |
| 3.3 实验结果与讨论 |
| 3.3.1 腐蚀失重实验 |
| 3.3.2 开路电位 |
| 3.3.3 动电位扫描 |
| 3.3.4 交流阻抗 |
| 3.3.5 SEM及EDS |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 不锈钢在硼酸环境中的腐蚀行为研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验部分 |
| 4.3 电化学实验结果与分析 |
| 4.3.1 开路电位 |
| 4.3.2 极化曲线 |
| 4.4 形貌及成分分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 低合金钢/不锈钢电偶对在硼酸环境中的电偶腐蚀行为研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验部分 |
| 5.3 电偶腐蚀实验结果与分析 |
| 5.3.1 腐蚀失重分析 |
| 5.3.2 阴阳面积比对电偶腐蚀的影响 |
| 5.4 成分分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 高温水中微量铅对不锈钢和铁镍基合金氧化行为的影响 |
| 6.1 试验意义 |
| 6.2 实验方法 |
| 6.3 实验结果 |
| 6.3.1 氧化膜形貌观察 |
| 6.3.2 氧化膜的成分分析 |
| 6.4 分析讨论 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 创造性成果 |
| 7.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（8）核能集中供热系统优越性分析（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 发展核能集中供热系统的必要性 |
| 1.1 低效率燃煤锅炉是空气污染的重要源头 |
| 1.2 发展利用清洁能源的集中供热系统的必要性 |
| 1.3 核能是高效清洁能源 |
| 1.4 国内外典型实例分析 |
| 1.5 我国发展核能集中供热系统的时机已成熟 |
| 2 几种典型核供热堆型的安全性分析 |
| 2.1 清华核研院低温核供热堆 |
| 2.2 原子能院“燕龙”游泳池式低温供热堆 |
| 2.3 ACP100小堆 |
| 3 核能集中供热系统的经济性和社会价值 |
| 4 核能集中供热系统运行性能提升可能性分析 |
| 4.1 与添加剂湍流减阻技术相结合 |
| 4.2 基于深度学习技术的系统优化 |
| 4.3 与多热源联合供热技术结合 |
| 4.4 与相变储热技术结合 |
| 4.5 智能集中供热 |
| 5 结束语 |
（9）小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 氟盐冷却高温堆 |
| 1.1.2 小型模块化反应堆(SMR) |
| 1.2 SMR国内外发展现状 |
| 1.2.1 NuScale |
| 1.2.2 SmAHTR |
| 1.2.3 MK1 PB-FHR |
| 1.2.4 Thor Con |
| 1.3 本文的研究内容 |
| 第2章 计算方法与软件 |
| 2.1 中子输运与燃耗计算 |
| 2.2 包覆燃料颗粒失效概率计算 |
| 2.2.1 TRISO颗粒失效机制 |
| 2.2.2 TRISO颗粒失效概率计算模型 |
| 2.3 热工水力分析 |
| 2.3.1 计算流体力学(CFD)基本原理 |
| 2.3.2 Fluent软件 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 SM-FHR堆芯设计 |
| 3.1 堆芯选型 |
| 3.1.1 组件结构 |
| 3.1.2 堆芯物质材料 |
| 3.2 单组件分析 |
| 3.2.1 燃耗深度 |
| 3.2.2 反应性温度系数 |
| 3.2.3 小结 |
| 3.3 全堆芯中子分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 SM-FHR反应性控制 |
| 4.1 可燃毒物布置方案研究 |
| 4.1.1 可燃毒物模型及计算方法 |
| 4.1.2 可燃毒物装载量 |
| 4.1.3 可燃毒物颗粒大小 |
| 4.1.4 可燃毒物堆芯空间分布 |
| 4.1.5 可燃毒物分布对功率及燃耗影响 |
| 4.1.6 可燃毒物方案布置小结 |
| 4.2 控制棒布置方案研究 |
| 4.2.1 控制棒布置原则 |
| 4.2.2 控制棒结构 |
| 4.2.3 控制棒的空间布置 |
| 4.2.4 控制棒棒位变化下的堆芯参数优化 |
| 4.2.5 控制棒布置小结 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 SM-FHR热工水力与安全特性研究 |
| 5.1 SM-FHR堆芯热工水力分析 |
| 5.1.1 堆本体结构及计算模型 |
| 5.1.2 堆芯流场及温度分布 |
| 5.2 TRISO包覆燃料失效概率分析 |
| 5.3 SM-FHR主回路初步自然循环建立分析 |
| 5.3.1 单通道模型 |
| 5.3.2 结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间论文发表和获奖情况 |
（10）钒元素对316L/T91焊接接头力学性能及在液态LBE中腐蚀行为的影响（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 钒元素在金属中的作用 |
| 1.2.1 钒元素在钢中的强化机理与应用 |
| 1.2.2 钒元素对材料焊接性的影响 |
| 1.2.3 钒元素对焊缝金属组织和性能影响的研究现状 |
| 1.3 316L奥氏体钢和T91 马氏体钢的焊接特点 |
| 1.3.1 316L奥氏体钢和T91 马氏体钢简介 |
| 1.3.2 316L/T91 异种钢焊接的特点 |
| 1.3.3 316L/T91 异种钢焊接的研究现状 |
| 1.4 结构材料在液态铅铋中的腐蚀研究 |
| 1.4.1 世界能源现状及核能的发展 |
| 1.4.2 加速驱动次临界系统(ADS) |
| 1.4.3 铅铋共晶合晶(LBE)及其对结构材料的腐蚀 |
| 1.4.4 结构材料在液态LBE中腐蚀的研究现状 |
| 1.5 本文的研究意义及主要研究内容 |
| 1.5.1 研究意义 |
| 1.5.2 研究内容 |
| 第二章 试验材料、设备及方法 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 试验材料 |
| 2.2.1 试验用316L和 T91钢 |
| 2.2.2 试验用铅铋合金 |
| 2.3 试验过程 |
| 2.3.1 焊丝制备过程 |
| 2.3.2 焊接试验过程 |
| 2.3.3 焊缝试样表征 |
| 2.3.4 腐蚀试验过程 |
| 2.3.5 腐蚀试样表征 |
| 第三章 钒元素对316L/T91 异种钢焊接接头显微组织及力学性能的影响 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 不同钒含量的316L/T91 焊接接头的微观组织和力学性能 |
| 3.2.1 焊缝金相组织分析 |
| 3.2.2 拉伸性能 |
| 3.2.3 冲击韧性 |
| 3.2.4 显微硬度 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 钒对316L/T91 焊缝在静态LBE中腐蚀行为的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 200h静态腐蚀试验 |
| 4.2.1 表面分析 |
| 4.2.2 截面分析 |
| 4.3 500h静态腐蚀试验 |
| 4.3.1 表面分析 |
| 4.3.2 截面分析 |
| 4.4 1000h静态腐蚀试验 |
| 4.4.1 表面分析 |
| 4.4.2 截面分析 |
| 4.5 焊缝在静态LBE中的腐蚀机理及钒元素对其腐蚀行为的影响 |
| 4.5.1 静态腐蚀机理 |
| 4.5.2 钒元素对焊缝腐蚀行为的影响 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 钒对316L/T91 焊缝在高速流LBE中腐蚀行为的影响 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 200h高速流腐蚀试验 |
| 5.2.1 表面分析 |
| 5.2.2 截面分析 |
| 5.3 500h高速流腐蚀试验 |
| 5.3.1 表面分析 |
| 5.3.2 截面分析 |
| 5.4 1000h高速流腐蚀试验 |
| 5.4.1 表面分析 |
| 5.4.2 截面分析 |
| 5.5 焊缝在高速流LBE中的腐蚀机理及钒元素对其腐蚀行为的影响 |
| 5.5.1 高速流腐蚀机理 |
| 5.5.2 钒元素对焊缝腐蚀行为的影响 |
| 5.6 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间发表的学术论文及其他科研成果 |
四、轻水反应堆核电站热交换器的运行经验（论文参考文献）
- [1]核电厂开式循环冷却水系统机械老化管理应用[J]. 高超,杨广宇,蒋林中,刘亚飞,柯松长. 核安全, 2021(06)
- [2]功能对等理论视角下《轻水反应堆燃料的容错材料》（节选）翻译实践报告[D]. 谭琴超. 江西理工大学, 2021
- [3]小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究[D]. 张亚朋. 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)
- [5]多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究[D]. 杨晓. 中国科学技术大学, 2021(09)
- [6]一种镍铁基变形高温合金化学成分和热处理制度的优化研究[D]. 刘伟. 沈阳理工大学, 2021(01)
- [7]核电结构材料的硼酸腐蚀与铅致应力腐蚀行为研究[D]. 卢权. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [8]核能集中供热系统优越性分析[J]. 李小斌,张红娜,曲凯阳,李凤臣. 华电技术, 2020(11)
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