一、基于AP600的AP1000设计（论文文献综述）
邱志民[1]（2021）在《AP1000非能动余热排出系统一、二次侧耦合传热特性实验研究》文中指出在第三代先进核反应堆AP1000及CAP1400中,非能动余热排出系统（PRHRS）的引入对反应堆的安全有着至关重要的作用。在全厂断电事故（SBO）工况下,非能动余热排出系统中非能动余热排出热交换器（PRHR HX）、内置换料水箱（IRWST）、堆芯冷却剂流道及相关管道形成自然循环回路依靠冷段与热段的密度差非能动地将一回路余热排出至二次侧热阱内置换料水箱,实现反应堆的降温、降压和长期冷却。所以,非能动余热排出系统安全、稳定、高效地运行能够保障事故工况下反应堆的安全,防止事故的扩大和升级。现有关于非能动余热排出系统的研究以工程验证试验为主,重点关注该系统在事故工况下的传热能力是否满足实际工程需求,对局部传热机理及一、二次侧耦合自然循环特性研究较少。鉴于局部传热机理和一、二次侧耦合自然循环特性在事故工况下对非能动余热排出系统安全、稳定地运行同样十分重要,将通过实验的方法对其进行研究。以AP1000为参考对象,搭建整体缩比一、二次侧耦合的自然循环回路实验台架,研究反应堆内置换料水箱及关键部件PRHRHX的传热机理、一、二次侧耦合自然循环特性,获得IRWST和PRHR HX的温度场分布和局部传热系数、自然循环过程各个参数的变化,揭示了自然循环过程的传热机理及一、二次侧耦合特性。基于缩比实验,对PRHRHX特殊形状的C型传热管束竖直段、上部水平段、下部水平段传热特性进行深入研究,并基于实验数据验证自然对流条件下C型传热管束竖直段和下部水平段的传统经验关系式,并提出了更适用于该实验数据的修正关系式。此外,实验结果表明,自然循环过程中换料水箱内竖直方向热分层现象十分明显,然而在水平方向上温度差异较小。最后,基于实验结果,对自然循环过程一、二次侧耦合自然循环特性进行分析。在自然循环建立的过程中,二次侧传热机理发生从自然对流向核态沸腾转变及传热管之间搅混作用的增强等因素会促进换热器传热性能的提升,一次侧冷却效果的增加会使得管内流体密度增加,自然循环回路冷段与热段密度差的增加会促进一回路流量的增大,而流量的增大也会进一步促进换热器换热性能的增加使得一次侧流量陡升,但一次侧流量的增加也会加大流体在自然循环回路的流动阻力,使得一次侧回路流量减小,一次侧流量交替出现升高和降低形成震荡现象,该过程中回路流量总体保持上升的趋势。以上研究对自然循环过程出现的热工水力特性进行了详细、深入研究,为C型传热管束的设计和改进提供重要的实验参考。
王悦荟[2]（2021）在《核主泵入流畸变特性及其控制方法研究》文中指出核能作为未来应对全球性的能源紧缺极具潜力的清洁能源发展迅速,核主泵是维持核岛内系统正常运行的关键设备。基于AP1000的非能动设计理念,核主泵的入口不再设置整流长管路。这种独特的布置改动由于缺乏过渡管道,从蒸汽发生器流出的高温高压流体不经整流直接倒灌进核主泵,使核主泵的入流不再是设计时假定的均匀入流,而是形成入流畸变。AP1000核主泵设计寿命60年,如此长的使役周期内蒸汽发生器引起的核主泵入流畸变始终存在。核主泵的入流受蒸汽发生器下封头的影响,其几何形状相比弯管而言更加复杂。与此同时,AP1000单台核主泵的功率为5.2 MW,每个反应堆有4台核主泵同时运转,入流畸变引起的核主泵能量损失是巨大的。因此为避免核主泵在长期使役过程中发生入流畸变导致的叶片疲劳破坏,同时指导国产化核主泵的自主设计,迫切需要揭示蒸汽发生器引起的核主泵入流畸变形成机制,以及入流畸变对核主泵叶片水力动载的影响规律。本文基于973计划研究项目,针对核主泵与蒸汽发生器间的流场耦合效应的关键问题,提出了全面表征入流畸变的方法,揭示了入流畸变的形成机制及其演化规律;研究了入流畸变特性及其对核主泵的泵内流场造成的影响。相关研究成果对于我国核电设备的自主研发和未来长期使役的安全运行具有重要的理论意义和应用价值。主要研究内容及结果如下:（1）设计并搭建了联合测试试验平台,建立了蒸汽发生器下封头与核主泵联合计算域,从试验和模拟两方面探究了由蒸汽发生器下封头引起的入流畸变对核主泵进口流场产生的影响。试验结果发现,受蒸汽发生器下封头出口脱流影响,在核主泵的入口截面存在一个近似恒定的局部低压区,局部低速区以及偏心分布的漩涡区。与此同时,沿周向和径向,核主泵的入口位置的轴向速度分布均大于平均速度的40%;验证了蒸汽发生器导致的入流畸变在泵的进口处的存在,且得到了蒸汽发生器下封头所引起的入流畸变速度分布。进一步仿真分析泵内流场细节,通过对比入流畸变和入流均匀两种情况下的主泵流场各特性得出:入流畸变降低了核主泵的扬程和效率,引起了湍动能、湍流耗散的局部高值,说明由蒸汽发生器致入流畸变恶化了核主泵的泵内流场。在入流畸变条件下,叶轮轴向力的增加了1.1倍,轴向力变化幅度增加了10.1倍,叶轮径向力增大了2.8倍,径向力的变化幅度增大了3.5倍。此外,径向力的方向改变了90度,说明入流畸变既改变了泵内流体受载值的大小又改变了受载的方向。同时说明受蒸汽发生器出口脱流影响,在核主泵的入口截面存在一个近似恒定的大范围低压区,使轴向力降低,但当旋转的叶片周期性地掠过该低压区时会受到一个轴向上的脉冲载荷,使轴向力波动增大。（2）采用正则化螺旋分析方法分析了核主泵内流向涡的运动结构,从涡角度分析了由入流畸变引起的泵内流场恶化的原因。由入流畸变产生的涡,跟随着流体向叶轮方向运动,叶轮各流道产生不对称的、甚至旋向相反的涡核区域,说明入流畸变对主泵流场产生了不利的影响,叶轮流道内流场的对称性被打破,降低了叶轮的稳定性。进一步地,提出了一种基于伴随求解的复杂几何域与入流畸变间影响关系的分析方法,揭示了对入流畸变影响最显着的区域集中在蒸汽发生器下封头与核主泵入水管的相贯区。提出了速度畸变度、平均偏流角、漩涡畸变度三个指标全面评价由蒸汽发生器下封头导致的入流畸变,量化了核主泵的入流畸变现象,全面反映了入流畸变的流态特征,为全面评价入流畸变特性提供了重要参考。（3）基于对入流畸变形成机制的分析,提出了改善入流畸变对核主泵的泵内流场负面影响的方案思路。提出了一种基于抑制转角脱流的低入流畸变抑制控制方法。通过计算和试验比较叶轮出口的流场情况,验证了优化方案的可行性,该方案达到了降低入流畸变进而减小叶轮载荷的目的。并基于准牛顿优化算法得到了挡板装置的参数计算经验公式,便于在短时间内确定最佳化的设计关键尺寸。
袁永龙[3]（2020）在《C型热交换器一、二次侧双自然循环耦合特性实验研究》文中研究表明AP1000作为具有代表性的第三代核电技术,主要依靠非能动安全系统来达到预防和缓解事故的目的。非能动余热排出热交换器（PRHRHX）和内置换料水箱（IRWST）作为非能动余热排出系统（PRHRS）最核心的设备,其安全、高效运行对于堆芯余热的排出非常重要。本实验研究以第三代先进压水堆AP1000核电站的非能动余热排出系统为主要参考对象,根据比例分析结果,尽可能地按照原型系统的结构布置形式,设计和搭建了 PRHR自然循环换热实验台架,其中C型热交换器一次侧、二次侧工质均为自然循环流动。依托该实验台架,模拟C型热交换器在内置换料水箱中的传热过程,完成了 C型热交换器在不同水位工况下的换热实验。本实验研究重点关注了 C型热交换器一次侧的温度变化情况、水箱内整体温度场分布及热分层现象,实验结果表明,不同压力下一次侧温度变化趋势类似,换热过程中,水箱内的热分层现象逐渐明显,但在水平方向上,同一高度位置处的流体温度变化不大。另外,还研究了换热管束一次侧的自然循环特性、内外壁面的温度变化规律,换热管束二次侧在单相自然对流阶段和两相沸腾阶段的传热特性。通过计算发现C型热交换器换热管内传热系数随着传热过程的推进变化不大,二次侧不同管束区域的传热形式并不相同,不同换热阶段,换热管束的传热形式也会发生转变,水箱内同时存在着自然对流传热和过冷沸腾传热两种传热形式。
胡文祥[4]（2019）在《基于WBS的AP1000核电核岛建设项目施工进度研究与应用》文中指出随着国际能源供应形势日趋紧张,为了满足电力需求的快速增长和更好地保护环境,核能发电再一次引起了各国的关注。AP1000作为第三代先进压水堆技术,较第二代核电,其安全性能提高、设计简化、施工量减少,已成为未来核电发展的主流趋势。在AP1000核电的建造过程中,采用先进工艺,建安开顶法平行施工及模块化施工特点,给AP1000建安施工管理提出了更高的管理要求,如何做好各单位、各专业间的管控,保证各专业合理、有序、准确地对接,提高管理效率,是对施工管理的重要挑战。为解决上述问题,项目采用工作分解结构（Work Breakdown Structures,简称WBS）对工作分解,进行合理最小施工单元划分,引入施工工作包管理流程,从而实现对项目的全局管控。项目管理的WBS必须分解为最佳的管理单元,使其成为有效的管理工具,最小实施单元是WBS的最底层元素。本文依照AP1000核电项目合同工作包范围,结合各个合同工作包的WBS层级及其施工特点,逐一分析项目分解结构,引入施工工作包的概念,实现对项目进行施工总体管控,确保完成工程建造目标。
孔浩铮[5]（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》文中认为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。
谷宁馨[6]（2019）在《支管角度对大尺寸T型管的夹带特性影响研究》文中指出T型管结构广泛存在于核电站系统中,如AP1000反应堆第四级自动降压系统管道与主管形成的T型管结构及反应堆失水事故中破口与主管道形成的结构等,为保证核电厂的运行安全性,对T型管结构中可能发生的夹带现象的正确预测尤为关键。国内外学者对此进行了分析,然而现有的研究大多都是以小尺寸支管的T型管为研究对象,由此建立的模型无法对大尺寸支管的夹带起始与稳态夹带进行准确预测,同时对于多角度支管的夹带研究少之又少,因而本文主要针对多角度大尺寸支管的液相与气相夹带过程来展开探究,拟合出在一定的支管角度范围内的液相与气相的夹带模型,为核电厂安全提供理论分析及模型参考。本文采用空气和水作为两相介质,实验段支管与主管内径比为0.387,对300≤θ≤60°的大尺寸支管液相夹带过程进行研究,对-45°<θ<-90°的大尺寸支管气相夹带过程进行研究,找寻支管角度对大尺寸T型管夹带的普遍规律。多角度大尺寸T型管的液相夹带起始是以上升液膜的形式沿支管内壁进入支管。液相夹带起始点与支管气相Frg、无量纲气腔高度hb/d及支管角度θ有关。hb/d随Frg的增加而减小,hb/d随θ的增加而增大,Frg随θ的减小而增大。液相稳态夹带有两种夹带流型即波状流和间歇流。液相稳态夹带与支管气相Frg、无量纲气腔高度h/d及支管角度θ有关。随着θ的逐渐减小,支管质量含气率x也会逐渐减小;随着Frg的增大,x将逐渐减小;随着h/d的增大,x将会逐渐减小。多角度大尺寸T型管的气相夹带起始是以漩涡的形式进入支管。气相夹带起始点与支管液相Frf、无量纲液位高度hb’/d及支管角度θ有关。hb’/d随Frf的增加而增大,hb’/d随θ的增加而增大,Frf随θ的减小而增大。气相稳态夹带有两种形式即有旋夹带和无旋夹带。气相稳态夹带与支管液相Frf、无量纲液位高度h*/d*及支管角度θ有关。随着θ的逐渐减小,支管质量含气率x也会逐渐减小;随着Frf的增大,x也将逐渐增大;随着h*/d*的增大,x将会逐渐减小。本文拟合出适用于30°<θ<60°支管的液相夹带起始及支管质量含气率模型,模型的最大误差分别为±21%和±37%。同时拟合出适用于-45°<θ≤-90°支管的气相夹带起始及支管质量含气率模型,模型的最大误差分别为±28%和±26%,模型预测结果基本良好。
王炜波[7]（2019）在《竖直大尺寸矩形通道内混合对流换热的实验与数值研究》文中提出非能动安全壳冷却系统是先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分,其基本原理是在事故工况下,安全壳顶端的储水箱会在重力作用下自动放水来冷却安全壳的外壁。但是假若事故持续时间过长,导致储水箱内的冷却水流尽之后,系统只能通过类矩形通道内空气的自然循环与安全壳外壁产生对流换热带走热量。而通常情况下空气与壁面的对流换热能力较差,因此是该系统安全与否的关键。本文通过搭建两平行平板模拟安全壳的双壳壁结构,进行实验来研究他们的换热情况。通过获得的实验数据在原理上分析了自然对流在混合对流中所占的份额在一定雷诺数范围内不能忽略,并拟合出了一个经验关系式,从该关系式可以预测一定雷诺数范围内混合对流换热量与强迫对流以及自然对流换热量的定量关系。以实验为基础,选取了数值模型对矩形通道内的换热进行了模拟,并对孔板的作用作了验证,发现孔板确实能一定程度地增强对流换热,在小雷诺数条件下自然对流对混合对流的影响较大,在一定雷诺数范围下在流道截面处会产生涡流,极大减弱对流换热能力。
徐鹏,张正,张建普[8]（2018）在《AP1000乏燃料贮存设施研究》文中进行了进一步梳理本文根据中国和美国乏燃料贮存设施相关的法规和标准要求,同时对AP1000和AP600的乏燃料贮存设施相关参数进行对比,从乏燃料贮存容量、乏燃料贮存格架设计、乏燃料水池的冷却以及操作平台辐照剂量4个方面来研究AP1000乏燃料贮存设施,并据此得出AP1000乏燃料贮存设施有待优化的地方。
李乐[9]（2017）在《基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析》文中认为AP型先进压水堆采用非能动安全设计理念,其安全壳系统应用大量的非能动安全技术,具有诸多不同于传统安全壳的特有重要物理现象。如何精确模拟重要物理现象,针对缩比试验装置提出系统科学的模化分析方法,合理设置几何比例是急需解决的问题。本文以AP型非能动安全壳为研究对象,对系统特有重要物理现象进行试验研究和模拟计算,开展多物理过程耦合的模化分析工作。基于分级两层次模化分析（H2TS）方法,结合非能动安全壳系统的特点,提出适合复杂系统、超大空间、多物理过程耦合的顺序平行相互补充的模化分析方法（SPIC）。首先采用该方法对安全壳系统进行分解和层次划分,并对顶层系统进行模化分析。建立非能动安全壳外部冷却的简化物理模型,对稳态条件下安全壳外部空气自然循环和热工水力现象进行模拟计算。为了理解非能动安全壳外部冷却的重要物理现象,计算得到沿流动方向的空气温度、空气速度、液膜过冷度、热流密度、自然循环驱动力等参数的变化规律,还分析了下降段结构对传热特性的影响。在此基础上对安全壳外部空气自然循环现象进行模化分析,得到相应的无量纲数和相似准则。针对壳外水膜蒸发流动现象,分别进行试验研究和理论分析。利用国家核电技术公司的非能动安全壳耦合传热试验台架,对逆流空气作用下的降膜流动行为进行试验研究,获得不同温湿度条件下水膜的厚度、瞬态波动特性和平均速度。试验还分析了空气流速及试验板角度对水膜厚度的影响,并对试验数据进行拟合,得到水膜厚度的关系式。另一方面,对壳外降膜蒸发过程进行理论分析,得到不同水温和接触角下的水膜覆盖特征和计算公式。据此,针对AP1000壳外水膜蒸发过程,计算得到不同水膜线流率下的水膜覆盖率。基于以上对水膜蒸发流动现象的研究,开展壳外水膜蒸发的模化分析,并得到相似准则。最后,对安全壳壳体导热现象进行深入分析,重点考虑壳外水膜覆盖率对导热的影响,采用FLUENT软件对壳体二维导热进行数值仿真,获得温度和热流密度的分布规律。根据AP1000安全壳的水膜覆盖范围,模拟分析了不同覆盖率和宽度对壳体导热的影响,得到传热增强因子的拟合关系式。在此基础上对壳体导热现象进行模化分析,得到相应的相似准则。
李亚冰[10]（2016）在《大型非能动压水堆氢气风险控制研究》文中认为安全壳内的氢气风险是引起核电厂安全壳失效的重要因素,尤其是在福岛事故之后,引起了更加广泛的关注。由于氢气风险很大程度上依赖于核电厂的设计,因此,本文针对大型先进非能动压水堆（LAPPWR）,研究其严重事故下的氢气风险与控制。通过利用一体化程序建立LAPPWR模型,分析其典型严重事故下的氢气源项与风险控制,讨论严重事故缓解策略对氢气风险的影响,研究乏燃料厂房由于安全壳卸压引起的输入性氢气风险,以优化LAPPWR核电厂氢气风险控制策略。本文的主要研究内容与结论包括:（1）以大功率先进非能动压水堆为研究对象,利用一体化程序建立耦合反应堆冷却剂系统（RCS）与安全壳的分析模型,细化安全壳大空间节点划分,通过对比分析,讨论细化节点对氢气流动分布的影响,表明细化节点能够模拟安全壳内蒸汽/空气的混合与分层现象。通过满功率计算、与AP600&AP1000事故序列分析的关键参数及热工水力现象的对比,说明所建模型的可靠性。引入浮力对流模型以模拟浮力对于氢气流动分布的影响,通过典型严重事故序列分析,讨论浮力对流模型对安全壳内氢气流动计算的影响。通过与三维计算流体动力学（CFD）程序的比分析,表明浮力对流模型能够模拟安全壳大空间的氢气分层现象,与CFD程序符合较好。（2）选取典型严重事故序列,研究LAPPWR核电厂严重事故下由于不同产氢速率、不同氢气释放位置而产生的隔间之间的氢气流动分布特性。在氢气源项分析的基础上,分析氢气控制系统对安全壳氢气风险控制的有效性,表明LAPPWR现有的氢气控制系统能够有效控制严重事故下的氢气风险。针对福岛事故后核安全局要求各电厂进行氢气控制的改进,对增加PAR台数应对氢气风险的能力进行了分析,表明增加PAR台数能够提高核电厂应对安全壳氢气风险的能力。（3）研究了安全壳外部喷淋对氢气风险控制的负面影响。开发了LAPPWR核电厂严重事故管理导则（SAMG）的氢气可燃性判断辅助计算（CA）,作为分析安全壳内氢气风险判断的基础。进而,研究了非能动安全壳冷却系统（PCCS）不同流量对氢气风险控制的影响,表明:以50%流量开启PCCS,能够维持安全壳压力,且内部环境处于惰化状态,定量给出了控制安全壳压力实现缓解安全壳氢气风险、平衡安全壳冷却与氢气风险导则之间的矛盾的建议,能够为技术支持中心（TSC）制定相关缓解策略提供参考,提高SAMG的可执行性。（4）防火喷淋系统（FPCS）是非能动核电厂SAMG中严重事故缓解措施的备选系统。参考AP1000核电厂FPCS系统设计,将相关系统参数直接应用于LAPPWR核电厂,对该系统的正面作用与负面效应进行了评价。从氢气风险的角度出发,提出了严重事故缓解中可采用的最小喷淋流量,在实现短期的安全壳降温降压的同时,不会在极端工况下引起安全壳失去惰化而带来氢气风险的负面效应,为SAMG中FPCS的实施提供流量参考,实现策略最优化的实施。（5）福岛事故后,乏燃料厂房的输入性氢气源项导致的风险也引起了广泛关注。对于LAPPWR核电厂,通过正常余热排出系统（RNS）向乏燃料水池卸压是实施安全壳卸压策略的一种方式,但是,安全壳卸压过程中,氢气随着水蒸气排入乏燃料厂房,会带来潜在的氢气风险。通过建立乏燃料厂房隔间模型,耦合安全壳分析,研究典型严重事故序列下输入性氢气源项可能带来的乏燃料厂房内的氢气风险,表明,在安全壳内氢气控制系统有效的情况下,通过安全壳卸压不会引起乏燃料厂房内明显的氢气积聚;在氢气控制系统失效的情况下,有可能使乏燃料厂房出现一定的氢气风险。提出了实施安全壳卸压策略的优化建议,以降低由于卸压引起的乏燃料厂房氢气风险。
二、基于AP600的AP1000设计（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AP600的AP1000设计（论文提纲范文）
（1）AP1000非能动余热排出系统一、二次侧耦合传热特性实验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 PRHR换热器相似模化方法 |
| 2.1 PRHR换热器一次侧相似比例分析 |
| 2.2 PRHR换热器二次侧相似比例分析 |
| 2.3 PRHR传热管模型参数 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 实验系统与实验方法 |
| 3.1 实验系统与关键设备 |
| 3.1.1 堆芯模拟件 |
| 3.1.2 内置换料水箱 |
| 3.1.3 PRHR换热器 |
| 3.1.4 其它设备 |
| 3.2 PRHR自然循环实验热工参数测量方法 |
| 3.3 实验数据处理方法及不确定度分析 |
| 3.4 实验内容与实验方法 |
| 3.4.1 PRHR自然循环换热实验工况设置 |
| 3.4.2 实验流程 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 PRHR自然循环换热实验结果分析 |
| 4.1 一、二次侧传热机理和流动特性 |
| 4.1.1 一、二次侧温度分布 |
| 4.1.2 一、二次侧流动特性分析 |
| 4.2 传热机理分析 |
| 4.2.1 管束不同部分的平均换热系数 |
| 4.2.2 管束不同部分的自然对流换热机理分析 |
| 4.3 一、二次侧动态特性分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 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 |
（2）核主泵入流畸变特性及其控制方法研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 符号表 |
| 1.绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 核主泵的结构发展情况 |
| 1.1.2 AP1000核主泵性能与设计要求 |
| 1.1.3 AP1000核主泵特殊点及存在的问题 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 入流畸变对常规泵水力特性的影响研究进展 |
| 1.2.2 入流畸变对常规泵水动力特性的影响研究进展 |
| 1.2.3 入流畸变对核主泵性能的影响研究进展 |
| 1.3 本文研究的主要内容 |
| 2.核主泵入流畸变的试验研究 |
| 2.1 下封头与核主泵联合试验测试平台的搭建 |
| 2.1.1 联合测试平台设备组成 |
| 2.1.2 联合测试平台测量方法 |
| 2.1.3 联合测试平台数据采集 |
| 2.2 蒸汽发生器换热管内流量分配试验研究 |
| 2.3 联合测试平台压力脉动试验研究 |
| 2.4 联合测试平台入流畸变试验研究 |
| 2.5 本章小结 |
| 3.核主泵入流畸变对泵性能影响的研究 |
| 3.1 联合模型过流部件建模及网格划分 |
| 3.1.1 水力部件设计参数 |
| 3.1.2 联合模型网格划分 |
| 3.2 联合模型数值计算方法 |
| 3.2.1 控制方程及湍流模型 |
| 3.2.2 参数设置及边界条件 |
| 3.2.3 网格无关与时间无关验证 |
| 3.2.4 仿真模型与试验结果对比 |
| 3.3 联合模型水力特性分析 |
| 3.4 联合模型水动力特性分析 |
| 3.5 联合模型长期高温蠕变预估分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 4.核主泵入流畸变形成机制及变化规律的研究 |
| 4.1 核主泵入流畸变涡结构辨识 |
| 4.2 核主泵入流畸变的形成机制研究 |
| 4.2.1 入流畸变数值计算与试验验证 |
| 4.2.2 入流畸变叶轮进口流场的不均匀特性分析 |
| 4.2.3 入流畸变下叶轮进出口轴面速度分布规律分析 |
| 4.2.4 入流畸变基于伴随求解的复杂几何域分析 |
| 4.3 核主泵入流畸变的变化规律研究 |
| 4.4 本章小结 |
| 5.基于抑制转角脱流的低入流畸变抑制控制方法 |
| 5.1 多孔挡板结构的设计 |
| 5.1.1 设计思路 |
| 5.1.2 挡板结构 |
| 5.2 流场优化前后对比 |
| 5.2.1 优化前后水力特性的对比分析 |
| 5.2.2 优化前后水动力特性的对比分析 |
| 5.2.3 优化前后的核主泵模型试验对比验证 |
| 5.3 挡板设计经验公式 |
| 5.4 本章小结 |
| 6.总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 作者简介与攻读博士期间取得的科研成果 |
（3）C型热交换器一、二次侧双自然循环耦合特性实验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 非能动安全系统整体研究现状 |
| 1.2.2 非能动余热排出热交换器传热特性研究现状 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 实验系统与实验方法 |
| 2.1 PRHR自然循环实验比例分析 |
| 2.2 实验系统与关键设备 |
| 2.2.1 电加热器 |
| 2.2.2 内置换料水箱模拟件 |
| 2.2.3 C型热交换器 |
| 2.2.4 其它设备 |
| 2.3 PRHR自然循环实验热工参数测量方法 |
| 2.4 实验内容与实验方法 |
| 2.4.1 PRHR自然循环换热实验工况设置 |
| 2.4.2 实验方法 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 PRHR自然循环换热实验研究 |
| 3.1 IRWST温度场分析 |
| 3.1.1 C型热交换器一次侧温度分布 |
| 3.1.2 水箱内整体温度分布 |
| 3.1.3 热分层特性分析 |
| 3.2 C型热交换器传热特性分析 |
| 3.2.1 一次侧传热特性分析 |
| 3.2.2 二次侧传热特性分析 |
| 3.2.3 一、二次侧耦合特性 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（4）基于WBS的AP1000核电核岛建设项目施工进度研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究目的与意义 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 国外研究现状 |
| 1.3.2 国内研究现状 |
| 1.4 研究的方向与原理 |
| 1.4.1 研究方向 |
| 1.4.2 研究原理 |
| 2 相关理论综述 |
| 2.1 WBS概述 |
| 2.2 WBS主要用途 |
| 2.3 WBS分解元素 |
| 2.4 施工企业项目管理项目的WBS分解 |
| 2.5 施工项目WBS分解特征 |
| 2.6 进度计划管理要点 |
| 2.6.1 进度计划制定要点 |
| 2.6.2 进度计划控制要点 |
| 2.6.3 进度计划管理平台 |
| 3 AP1000核电建设核岛工程进度管理现状 |
| 3.1 工程项目概况 |
| 3.1.1 AP1000的总体概况和技术特点 |
| 3.1.2 AP1000的安全性、经济性与成熟性 |
| 3.1.3 AP1000核岛建设项目组织结构 |
| 3.1.4 项目进度计划分级管理体系 |
| 3.2 AP1000堆型与第二轮国内核电项目范围划分分析 |
| 3.2.1 工作范围概述 |
| 3.2.2 合同工作范围划分 |
| 3.2.3 建安工作范围分解 |
| 3.2.4 工作范围对WBS影响 |
| 4 WBS在AP1000核岛建设工程项目进度管理中应用 |
| 4.1 WBS与AP1000施工工作包的关系 |
| 4.2 AP1000核电WBS结构 |
| 4.3 基于AP1000核电WBS结构下施工工作包的划分 |
| 4.4 WBS在进度计划中的应用 |
| 4.4.1 WBS及AP1000计划管理 |
| 4.4.2 WBS在计划编制方面的应用 |
| 4.4.3 WBS在计划调整及分析方面应用 |
| 5 WBS为关联平台的AP1000项目计划与控制体系 |
| 5.1 管控思路及实现方法 |
| 5.2 管理平台概述 |
| 5.3 AP1000核岛WBS责任矩阵及工作流程 |
| 5.4 以WBS为关联平台的项目计划与控制平台 |
| 5.5 以WBS为关联平台的项目计划与控制平台效率应用 |
| 5.5.1 机组现状分析 |
| 5.5.2 机组应用效果 |
| 6 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 6.3 创新点 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 作者简介 |
| 作者在攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
| 致谢 |
（5）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 |
（6）支管角度对大尺寸T型管的夹带特性影响研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 研究现状与进展 |
| 1.2.1 夹带现象 |
| 1.2.2 夹带模型 |
| 1.3 课题研究内容 |
| 第2章 实验装置及实验方法 |
| 2.1 实验系统及设备 |
| 2.1.1 实验系统 |
| 2.1.2 实验段设计 |
| 2.1.3 主要测量仪器及设备 |
| 2.2 实验内容 |
| 2.3 实验步骤与数据处理分析 |
| 2.3.1 液相夹带实验步骤 |
| 2.3.2 气相夹带实验步骤 |
| 2.3.3 数据处理 |
| 2.3.4 误差分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 液相夹带起始特性研究 |
| 3.1 液相夹带起始现象研究 |
| 3.2 影响液相夹带起始的因素 |
| 3.3 夹带起始模型 |
| 3.3.1 模型假设与理论推导 |
| 3.3.2 不同液相夹带起始模型对比分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 液相稳态夹带特性研究 |
| 4.1 液相稳态夹带流型研究 |
| 4.2 液相稳态夹带影响因素 |
| 4.2.1 支管角度的影响 |
| 4.2.2 气腔高度和气相弗劳德数的影响 |
| 4.3 支管质量含气率模型 |
| 4.3.1 模型建立过程 |
| 4.3.2 不同支管质量含气率模型的对比分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 气相夹带起始特性研究 |
| 5.1 气相夹带起始现象研究 |
| 5.2 影响气相夹带起始的因素 |
| 5.3 夹带起始模型 |
| 5.3.1 模型假设与理论推导 |
| 5.3.2 不同气相夹带起始模型对比分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 气相稳态夹带特性研究 |
| 6.1 气相稳态夹带现象研究 |
| 6.2 气相稳态夹带影响因素 |
| 6.2.1 支管角度的影响 |
| 6.2.2 无量纲液位高度和支管液相弗劳德数的影响 |
| 6.3 支管质量含气率模型 |
| 6.3.1 模型建立过程 |
| 6.3.2 不同支管质量含气率模型的对比分析 |
| 6.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（7）竖直大尺寸矩形通道内混合对流换热的实验与数值研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究情况 |
| 1.3 研究内容 |
| 第二章 实验系统及实验方法 |
| 2.1 实验系统 |
| 2.1.1 实验台架 |
| 2.1.2 供风系统 |
| 2.1.3 供热系统 |
| 2.2 测量系统 |
| 2.2.1 温度的测量 |
| 2.2.2 流量的测量 |
| 2.2.3 矩形通道内风速测量 |
| 2.2.4 数据采集系统 |
| 2.3 实验内容 |
| 2.3.1 实验设备调试 |
| 2.3.2 实验步骤 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 竖直矩形通道内混合对流换热的实验研究 |
| 3.1 原始数据及计算公式 |
| 3.2 误差分析 |
| 3.3 实验工况 |
| 3.4 孔板效应 |
| 3.5 结果分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 竖直矩形通道内混合对流换热的数值模拟 |
| 4.1 计算程序与数值模型介绍 |
| 4.1.1 计算程序 |
| 4.1.2 数值模型 |
| 4.1.3 网格敏感性分析 |
| 4.2 数值模拟工况 |
| 4.3 孔板效应 |
| 4.4 数值模拟结果分析 |
| 4.4.1 空气温度及换热强度分析 |
| 4.4.2 截面速度矢量图与温度场分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 结论和展望 |
| 5.1 全文结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间的学术成果 |
（8）AP1000乏燃料贮存设施研究（论文提纲范文）
| 1 AP1000和AP600乏燃料贮存设施相关参数的对比 |
| 1.1 堆芯和燃料组件参数对比 |
| 1.2 辅助厂房燃料操作区结构尺寸对比 |
| 2 AP1000乏燃料贮存设施研究 |
| 2.1 乏燃料贮存容量 |
| 2.2 乏燃料贮存格架设计 |
| 2.3 乏燃料的冷却 |
| 2.4操作平台辐照剂量 |
| 3结论 |
（9）基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 研究进展 |
| 1.2.1 安全壳分析程序 |
| 1.2.2 非能动安全壳系统试验研究 |
| 1.2.3 非能动安全壳重要物理现象研究概述 |
| 1.2.4 模化分析方法进展 |
| 1.3 非能动型安全壳特点 |
| 1.4 本文的主要研究内容 |
| 第2章 模化分析方法及顶层系统模化分析 |
| 2.1 事故瞬态描述及非能动安全壳冷却系统的响应 |
| 2.2 AP型非能动安全壳模化分析方法 |
| 2.2.1 H2TS方法 |
| 2.2.2 SPIC模化分析方法 |
| 2.3 AP1000非能动安全壳系统分级及模化分析流程 |
| 2.3.1 系统结构部件描述 |
| 2.3.2 模化分析方法流程 |
| 2.4 非能动型安全壳第一级子系统模化分析 |
| 2.4.1 控制方程及无量纲化 |
| 2.4.2 相似准则 |
| 2.4.3 失真分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 非能动型安全壳外部冷却现象研究及模化分析 |
| 3.1 安全壳外侧传热机理 |
| 3.2 非能动安全壳外部热量载出现象分析 |
| 3.2.1 计算模型 |
| 3.2.2 经验关联式的选取 |
| 3.2.3 数值计算方法 |
| 3.2.4 结果与讨论 |
| 3.2.5 结果验证 |
| 3.2.6 计算结论 |
| 3.3 安全壳外部空气循环模化分析 |
| 3.3.1 系统控制方程及无量纲化 |
| 3.3.2 相似准则 |
| 3.3.3 同热物性流体的缩比模型 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 非能动型安全壳壳外水膜覆盖和蒸发模化分析 |
| 4.1 本章引论 |
| 4.2 水膜覆盖及稳定性试验研究 |
| 4.2.1 试验装置 |
| 4.2.2 试验结果和讨论 |
| 4.2.3 试验结论 |
| 4.3 水膜蒸发过程理论分析 |
| 4.3.1 引言 |
| 4.3.2 沿着垂直大尺度壁面的水膜流动现象 |
| 4.3.3 伴随蒸发的水膜流动及其覆盖率 |
| 4.3.4 水膜覆盖对比分析 |
| 4.4 伴随蒸发的水膜流动的模化分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 非能动型安全壳壳体导热现象分析及模化 |
| 5.1 本章引论 |
| 5.2 非能动安全壳壳体导热现象分析 |
| 5.2.1 AP1000钢壳外表面水膜覆盖对壳体导热的影响 |
| 5.2.2 干湿区现象 |
| 5.2.3 数值计算方法 |
| 5.2.4 计算结果和讨论 |
| 5.2.5 小结 |
| 5.3 第二级子系统模化分析 |
| 5.3.1 壳体控制方程 |
| 5.3.2 无量纲化 |
| 5.3.3 相似准则 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 壳内相关现象研究及模化分析 |
| 6.1 本章引论 |
| 6.2 内部热阱热容的模化分析 |
| 6.3 壳内质能喷放 |
| 6.4 附壁射流 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 结论 |
| 7.1 研究总结 |
| 7.2 需进一步开展的工作 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录A 非能动安全壳 PIRT |
| 个人简历、在学期间发表的学术论文与研究成果 |
（10）大型非能动压水堆氢气风险控制研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号对照表 |
| 主要缩写对照表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 氢气行为研究 |
| 1.2.2 氢气缓解策略 |
| 1.3 论文主要研究内容与结构 |
| 第二章 核电厂一体化程序建模与浮力对流模型分析 |
| 2.1 核电厂一体化程序建模 |
| 2.1.1 一回路与专设安全设施建模 |
| 2.1.2 安全壳与氢气控制系统分析模型 |
| 2.2 核电厂模型分析 |
| 2.2.1 满功率稳态计算 |
| 2.2.2 安全壳节点对比分析 |
| 2.2.3 核电厂模型对比分析 |
| 2.3 浮力对流模型分析 |
| 2.3.1 浮力对流模型介绍 |
| 2.3.2 对比分析 |
| 2.3.3 安全壳内氢气流动分布计算的影响分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 典型严重事故下氢气源项与控制研究 |
| 3.1 事故序列选取 |
| 3.2 慢速产氢事故序列分析 |
| 3.2.1 一台第四级ADS阀门误开启叠加完全卸压失效事故 |
| 3.2.2 DVI管线断裂叠加再循环失效事故 |
| 3.3 快速产氢事故序列分析 |
| 3.3.1 热段2in破口叠加手动开启ADS事故 |
| 3.3.2 冷段双端剪切断裂叠加ACC失效事故 |
| 3.4 极端工况事故序列分析 |
| 3.5 氢气控制系统有效性分析 |
| 3.5.1 冷段双端剪切断裂叠加ACC失效事故 |
| 3.5.2 热段2in破口叠加PXS完全失效事故 |
| 3.5.3 DVI管线断裂叠加再循环失效事故 |
| 3.5.4 热段2in破口叠加手动开启ADS事故 |
| 3.6 氢气复合子系统优化分析 |
| 3.7 本章小结 |
| 第四章 安全壳外部冷却对氢气风险的影响研究 |
| 4.1 核电厂氢气风险管理 |
| 4.1.1 LAPPWR核电厂氢气风险管理策略 |
| 4.1.2 安全壳氢气可燃性判断辅助计算 |
| 4.2 PCCS对氢气风险的影响分析 |
| 4.2.1 降低PCCS流量 |
| 4.2.2 恢复PCCS冷却 |
| 4.3 PCCS相关的氢气风险管理策略优化 |
| 4.3.1 降低安全壳冷却实现惰化策略优化 |
| 4.3.2 恢复安全壳冷却策略优化 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 防火喷淋对氢气风险的影响研究 |
| 5.1 防火喷淋系统建模与事故序列选取 |
| 5.1.1 防火喷淋系统建模 |
| 5.1.2 事故序列选取 |
| 5.2 FPCS严重事故缓解有效性分析 |
| 5.2.1 减少放射性气溶胶质量 |
| 5.2.2 安全壳注水 |
| 5.2.3 安全壳降压 |
| 5.3 FPCS对氢气风险的影响研究 |
| 5.3.1 喷淋流量对氢气风险的影响 |
| 5.3.2 基于氢气风险的最小喷淋流量分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 安全壳卸压引起的乏燃料厂房氢气风险研究 |
| 6.1 乏燃料厂房建模与事故序列选取 |
| 6.2 缓解安全壳超压引起的乏燃料厂房氢气风险分析 |
| 6.2.1 快速产氢工况下乏燃料厂房氢气风险分析 |
| 6.2.2 极端工况氢气源项特性下的乏燃料厂房氢气风险分析 |
| 6.2.3 乏池冷却对乏燃料厂房氢气风险的影响分析 |
| 6.3 缓解安全壳氢气严重挑战引起的乏燃料厂房氢气风险分析 |
| 6.3.1 基于氢气可燃性控制的安全壳卸压分析 |
| 6.3.2 乏燃料厂房氢气风险分析 |
| 6.3.3 PAR对乏燃料厂房氢气风险的影响 |
| 6.4 安全壳卸压策略优化 |
| 6.5 本章小结 |
| 第七章 总结与研究展望 |
| 7.1 论文研究内容与结论 |
| 7.2 论文创新点 |
| 7.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读博士期间已发表或录用的论文 |
四、基于AP600的AP1000设计（论文参考文献）
- [1]AP1000非能动余热排出系统一、二次侧耦合传热特性实验研究[D]. 邱志民. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]核主泵入流畸变特性及其控制方法研究[D]. 王悦荟. 浙江大学, 2021(07)
- [3]C型热交换器一、二次侧双自然循环耦合特性实验研究[D]. 袁永龙. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [4]基于WBS的AP1000核电核岛建设项目施工进度研究与应用[D]. 胡文祥. 沈阳建筑大学, 2019(05)
- [5]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)
- [6]支管角度对大尺寸T型管的夹带特性影响研究[D]. 谷宁馨. 哈尔滨工程大学, 2019(04)
- [7]竖直大尺寸矩形通道内混合对流换热的实验与数值研究[D]. 王炜波. 上海交通大学, 2019(06)
- [8]AP1000乏燃料贮存设施研究[J]. 徐鹏,张正,张建普. 核科学与工程, 2018(04)
- [9]基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析[D]. 李乐. 清华大学, 2017(02)
- [10]大型非能动压水堆氢气风险控制研究[D]. 李亚冰. 上海交通大学, 2016(06)