一、先进CANDU型反应堆慢化剂流场和温度场的数值研究（论文文献综述）
尹茜[1]（2021）在《水在5×5燃料棒束内流动传热特性数值研究》文中进行了进一步梳理中国土地辽阔,能源储备高,但是分布不均衡,能源利用率低,消耗速度快,能源危机日益严峻。因此,发展新能源技术迫在眉睫。核能作为人类历史上的重大发现,是一种可持续发展能源,也是人类最具希望的未来能源之一。如今,利用核能发电是最常见的核能使用方式,故关注核电站的发展变得很有必要。燃料组件在核电站组成中占据十分重要的位置,它的性能好坏会影响核电站运行是否安全可靠、是否经济适用。近年来,人们追求开发使用寿命长,燃烧消耗少,热工性能高的新型燃料组件。所以对燃料棒束间流场的研究十分有意义。本文利用商业计算软件FLUENT对水在不带定位格架和带有定位格架的5×5燃料棒束间的流动传热情况进行数值分析,通过对比利用不同湍流模型计算燃料棒束间水的速度变化,温度变化和压力变化,与实验数据进行比较,确定SST k-ω湍流模型为最佳计算模型。模拟计算水在有无定位格架的棒束通道间的流动情况,结果表明:无格架通道中,横向速度几乎为0,轴向速度呈抛物线状规律分布;有格架通道中,定位格架使水产生横向速度,形成二次涡流,促进更多的流体与燃料棒束接触,中和棒束表面较高的热量,降低棒束表面温度,加快温度的传递,提高均匀性,进而提高安全性。定位格架下游轴向速度分布更均匀。搅混叶片的扰流作用是产生横向速度的主要原因,刚突和弹簧会使轴向速度发生变化,并产生比搅混叶片大得多的阻力。当距离一定、格架数量一定时,格架间距越小,出口温度越低;格架使流体降低的最大温度与格架间距不是线性关系;压降与定位格架间距无关,与定位格架数量有关。
张亚朋[2]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中研究说明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[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。
朱帆[4]（2021）在《棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究》文中研究说明考虑到材料的工作温度、慢化比和价格等因素,熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）一般采用石墨作为慢化剂,堆芯由四边形或六边形石墨组件排布而成,但石墨的慢化能力较弱且辐照后需定期更换。氢化锆（Zirconium hydride,ZrH）作为另一种较好的慢化剂材料,其慢化能力优于石墨且具有较好的热稳定性、耐高温和抗辐照等特点,但因其物理和材料特性,ZrH一般被制成棒状插入熔盐中。由于棒状氢化锆慢化熔盐堆（Molten Salt Reactor moderated by Zirconium Hydride,ZrH-MSR）燃料栅元间无固体边界,从而其堆芯内会存在明显的轴向和横向燃料盐流动,导致其缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursor,DNP）也产生相应的交混现象。此外,ZrH-MSR堆芯中流动的熔盐不仅作为燃料在反应堆中裂变产生能量,而且作为冷却剂将熔盐和ZrH慢化棒内热量从堆芯转移出去,这导致燃料盐运动和中子动力学之间形成了强烈的非线性耦合。针对ZrH-MSR特殊的动力学行为,本课题开发了一套三维中子/热工水力耦合分析程序,以模拟其在轴向和横向燃料盐流动共同作用下的功率场、流场和温度场,并考虑燃料盐和ZrH慢化棒之间的传热现象。接着,基于该程序开展了一系列ZrH-MSR堆芯安全性能研究。首先,针对ZrH-MSR堆芯中燃料盐既是内热源也是冷却剂,且相邻通道间燃料盐存在横向交混的特点,基于子通道模型开发了热工水力学分析程序SubTH,并以Fluent计算结果作为验证基准,分别对比了4棒束矩形燃料组件、7棒束六边形燃料组件和7棒束圆形燃料组件的子通道温度分布,证明了该程序的正确性和可行性。其次,基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP5与子通道热工水力学程序SubTH,开发了稳态核热耦合程序MCNP-SubTH。MCNP-SubTH通过外耦合方式进行程序间的数据交换,分模块验证了其准确性,并采用该程序对简单的六边形燃料组件进行了初步模拟,进一步表明了该程序的有效性。此外,基于该程序对中子学优化完成的1800MWth ZrH-MSR堆芯设计方案进行了初步的稳态安全特性评估,计算了不同工况下keff、中子通量、熔盐温度和ZrH慢化棒温度分布,可为其进一步优化设计提供一些建议。接着,基于多群中子扩散理论完成了中子扩散程序3DN的开发,并耦合子通道热工水力学程序SubTH,开发了瞬态核热耦合程序3DN-SubTH,并通过大量的基准题校验,表明了该程序可用于ZrH-MSR动力学行为分析。采用该程序对美国Transatomic Power公司提出的25 MWth ZrH-MSR堆芯安全特性进行了初步评估。结果表明:正常工况下,控制棒全部提出时其堆芯具有最高的燃料盐子通道温度（3号子通道,1025.53 K）,对应的最热ZrH慢化棒中心线温度（3号ZrH慢化棒）为1065.21 K,可以满足H/Zr原子比为1.66时ZrH慢化棒的安全要求（1073.15 K）。由于25 MWth ZrH-MSR的堆芯功率和燃料盐入口流速极低,堆芯内横向流动效应引起的中子通量和DNP变化不大,但它对25 MWth ZrH-MSR堆芯温度有显着影响,考虑堆芯横向燃料盐流动效应的最热燃料盐子通道和ZrH慢化棒中心线的最高温度分别比不考虑横向燃料盐流动效应的堆芯低5.21 K和7.35 K。此外,各种瞬态情况模拟结果表明该反应堆具有较好的负温度反应性系数,可以保证其堆芯在事故情况下安全停堆。最后,提出了以TRU嬗变为目标的ZrH-MSR堆芯设计方案,并分别从燃料循环和核热耦合层面对其进行了初步分析。燃料循环层面计算结果表明,采用LiF燃料盐和SVF=0.5的ZrH-MSR能在50年运行期间满足TRU溶解度的要求,且有最大TRU嬗变比消耗,约为252.0 kg/（GWth·year）,对应的嬗变支持比为2.9。优化后的ZrH-MSR经过50年运行后,其堆芯卸料后总TRU放射性毒性比未经TRU嬗变的小63.9%,且运行期间堆芯一直保持负温度反应性系数。核热耦合计算结果则表明,优化后ZrH-MSR的最热子通道和ZrH慢化棒分别为3号子通道（1045.50 K）和31号ZrH慢化棒（1085.63 K）,其最热ZrH慢化棒仍低于H/Zr原子比为1.6时ZrH的最高破坏温度（1100 K）,但剩余安全裕度较小,需进一步展平堆芯功率或提高堆芯质量流量以满足其安全需求。
崔勇[5]（2021）在《基于物理热工耦合的通道式熔盐堆动力学分析方法研究》文中研究说明为解决核能发展面临的安全性、乏燃料处理和核燃料短缺等问题,世界范围内广泛开展了新型反应堆的设计与分析研究。作为第四代核能系统的六种候选堆型之一,熔盐堆使用液体燃料,具有本征安全、无水冷却、物理防核扩散、适合钍铀燃料循环及易于小型模块化等特点。然而,熔盐堆特有的燃料流动性和堆芯自冷却等特点,使得其临界性能和动力学特性与传统固态燃料堆有着本质区别。相比于传统堆型,熔盐堆内中子通量、温度、流量、应力和核素浓度等多个物理场的耦合效应更加显着。中子学与热工水力学是熔盐堆多物理耦合分析的基础。因此,开展基于物理热工耦合的动力学分析方法研究,对于熔盐堆的设计和安全许可具有重要的学术意义和工程价值。针对通道式熔盐堆,本文在中子学和热工水力学的耦合中采用隐式策略。为满足动力学分析对中子通量反复求解的需求,采用基于确定论的“组件-堆芯”两步法进行中子学计算。基于组件少群参数的反馈模型是核热耦合计算的关键。针对不同类型组件,建立了合适的等效均匀化模型,并基于最小二乘方法实现了一系列离散工况点下宏观截面的参数化。在中子动力学方面,考虑燃料的流动效应,基于四阶多项式节块展开法求解中子通量,采用无条件稳定的全隐式向后差分格式和指数变换方法对时间相关的中子扩散方程进行离散和求解。以上各方法在有效提高计算精度的同时节省了计算成本。考虑到通道式熔盐堆特有的流动-传热特性,采用并联多通道模型及单通道传热模型进行热工水力学计算。稳态下,基于“预估-修正”思想实现压力-速度方程的脱耦,求解得到燃料的流量分布、压力分布和温度分布。同时,根据熔盐与石墨之间的对流换热关系,得到石墨温度分布的解析解;瞬态下,利用拟牛顿法迭代求解压力和流量变量构成的非线性方程组,并引入有效传热系数方法求解石墨热传导方程。基于上述理论模型和数值方法,开发了通道式熔盐堆动力学分析程序TMSR3D。无流动情形下,对固体燃料堆稳态与瞬态扩散基准题的验证过程表明了所开发的程序在临界计算和中子动力学计算中的有效性;基于熔盐实验堆MSRE运行数据的验证与确认过程表明了TMSR3D程序中的少群参数模型、缓发中子先驱核流动模型、多通道热工水力学模型及核热耦合模型的正确性,该程序可对通道式熔盐堆的动力学行为提供合理描述;对MSRE的进一步分析也证明了其堆芯设计的固有安全性。最后,利用TMSR3D程序对2MWth钍基熔盐实验堆（TMSR-LF）进行了稳态与瞬态分析。稳态计算结果表明:TMSR-LF在额定工况下的最高温度、缓发中子损失比例等关键参数均在设计限值以下;瞬态计算结果表明:当一回路燃料流量发生变化时,堆芯的动力学响应不仅与流量变化引起的温度反馈效应有关,也与流量变化直接引起的反应性变化相关。由于TMSR-LF的负温度反馈设计,在热阱丧失和堆芯入口过冷事故中,即使保护系统无动作,反应堆也可从瞬态过渡至稳态或实现自动安全停堆。在反应性引入事故中,堆芯的动力学响应主要由所引入的反应性与有效缓发中子份额的比值（ρ/β）、温度反馈效应和堆芯冷却性能等诸多因素共同决定。ρ/β越大,功率变化越剧烈。在一定范围内,堆芯初始功率越高,反应性引入越多,温度反馈效应更加显着,堆芯过渡至稳态所需的时间也更短。总的来说,针对通道式熔盐堆,本文开展了等效均匀化参数模型、基于节块展开法和指数变换的中子动力学模型和基于并联多通道近似的热工水力学模型等方面的方法研究,开发了基于核热耦合的动力学分析程序TMSR3D。采用相关基准题和MSRE实验数据完成了程序的验证与确认过程,并对我国首座钍基熔盐堆TMSR-LF的概念设计进行了稳态与瞬态分析,研究了其核热耦合机制和动力学特性。本文所建立的数值模型和计算方法,可以用于系列熔盐堆设计与安全分析。
刘超[6]（2021）在《板状燃料组件流道局部堵塞事故研究》文中指出板状燃料组件是由若干块弥散体燃料板组成的核反应堆组件,其设计结构紧凑,运行时燃料芯体温度较低,且换热面积体积比较大,具有换热效率较高、燃耗较深等优点,被广泛应用于一体化小型核反应堆或者实验用研究堆中。由于每盒组件内安置燃料板的数量较多而相邻板的间距狭窄,外部异物落入堆芯或者自身材料受到辐射照射后发生膨胀,都可能导致冷却剂流道发生堵塞,并造成燃料板局部失冷和温度升高,严重时将引起冷却剂的蒸干和燃料包壳的解体,造成放射性物质外泄,对堆芯运行的安全性产生严重威胁。在此背景下,本文基于COMSOL Multiphysics多场耦合程序,采用计算流体动力学方法（Computational Fluid Dynamics,简称CFD）,以国际原子能机构（International Atomic Energy Agency,简称IAEA）10 MW材料测试堆（Material Test Reactor,简称MTR）的堆芯标准燃料组件为研究对象,对燃料组件发生局部堵流事故进行数值建模和分析研究。结果显示出正常运行工况下的温度场特征与参考值对比验证具有良好的一致性,验证该模型可靠。通过建立了板状燃料组件局部堵流事故的二维和三维空间下的稳态模型和瞬态模型,分别研究了冷却剂入流速度、单通道入口堵塞份额、侧边堵塞和中心堵塞、堵塞位于不同的轴向位置等因素对事故后果的影响,重点研究了单流道完全堵塞时组件温度的分布规律。在正常运行的稳态计算结果的基础上,对发生单流道完全堵塞和相邻两流道均发生完全堵塞两种事故工况进行瞬态计算分析,研究堵塞工况发生后温度场的瞬态变化。以上研究表明,冷却剂入流速度过小将直接导致组件得不到足够冷却而使堆芯组件发生过热;单个冷却剂流道发生不同份额堵塞将影响通道冷却剂流速分布和温度场分布,堵塞面积占比越大,堵塞面下方漩涡的面积也越大,并且堵塞通道内温度升高越明显,完全堵塞时,温度最高;建模时采用不同的边界条件来模拟堵塞面也会对结果产生影响,上游流量被隔绝的完全堵塞与流量不完全隔绝的完全堵塞相比,导致的温度变化程序有较大差异;发生堵塞事故时,组件内与被阻塞通道相接的燃料板的温度对事故响应迅速,而冷却剂温度达到稳定状态所需时间相对较慢;当相邻的两流道同时被堵塞时,保守认为,事故将导致中间的燃料板温度在短时间内上升到使包壳材料熔毁的程度。
王亚辉[7]（2021）在《中子输运与传热流动耦合的格子Boltzmann数值建模》文中进行了进一步梳理核反应堆精细中子输运-传热-流动（Neutron Transport-Thermal-Hydraulics,NTH）耦合计算是先进反应堆数值模拟的研究重点之一,涉及中子物理、流体力学以及传热学等多学科交叉。由于中子输运模拟的复杂性以及不同物理过程之间的差异性,堆芯内部耦合NTH过程的精细模拟仍需深入研究。本文基于实现简单,具有强并行性和多场耦合优势的格子Boltzmann（Lattice Boltzmann,LB）方法,发展了中子输运高精度LB模型,建立了中子输运LB模型的自适应、非结构网格以及大规模GPU并行加速方法,并在此基础上构建了NTH模拟的统一LB框架。建立了中子输运高精度LB模型并编制了相应的计算程序。针对中子输运SN方程、SP3方程以及中子扩散方程,建立了高精度LB模型。通过高阶Chapman-Enskog展开建立了高精度中子扩散LB模型,在不明显提高计算复杂度的前提下有效提高计算精度;采用耦合双分布LB模型通过高阶Chapman-Enskog展开建立了中子输运SP3方程高精度LB模型,保持了标准LB模型所有优势并有效提高计算精度;从离散速度Boltzmann方程出发,建立了中子输运SN方程有限差分LB模型,提高了准确性和稳定性。数值结果表明,以上高精度LB模型具有比标准LBM更高的精度和稳定性,同时对多维非均匀堆芯以及时空动力学问题具有较高的精度和良好的适应性。将中子输运LB模型发展到自适应网格和非规则网格条件,建立了中子输运自适应网格和非结构网格LB模型并编制了相应的计算程序。针对先进反应堆内部复杂中子分布,发展了自适应调整网格分布同时网格之间关系明确的迁移流分块自适应网格优化（Streaming-Based Block-Structured Adaptive-Mesh-Refinement,SSAMR）中子输运LB模型。消除了传统自适应网格技术的复杂树状数据结构,并克服了多块网格技术灵活性差的问题。为提高复杂堆芯几何适应性,发展了非结构网格有限体积中子输运LB模型,能灵活模拟复杂几何中子输运问题。模拟结果表明,基于SSAMR的中子输运LB模型能准确模拟多群中子输运问题,同时能灵活而简单地自适应调整网格结构;非结构网格中子输运LB模型能准确而灵活地适用于不同几何堆芯结构。对中子输运LB模型开展了并行加速技术研究,建立了GPU并行加速的中子输运LBM技术并编制了相应的计算程序。针对精细反应堆数值模拟耗时长的特点,发展了GPU集群并行加速的中子输运LB模型。由于中子输运LB计算简单且局部性强,极适合于GPU多线程并行加速计算。针对中子输运SN方程的角度离散特性,发展了空间-角度二级并行的GPU加速中子输运SN方程LB模型。结果表明,GPU并行加速中子输运LB模型能有效提高计算效率,同时空间-角度二级并行加速能进一步提高中子输运SN方程LB模型的计算速度。在以上研究的基础上,针对反应堆堆芯多物理耦合条件,建立了中子输运-传热-流动耦合LB计算框架并编制了多物理耦合LB计算程序。在中子输运LB数值计算方法的基础上,耦合传热、流动计算过程,建立了细致求解反应堆核、热、流耦合过程的统一LB框架lbm NTH。将中子输运SN、SP3以及扩散方程等三种常用中子输运控制方程,导热及对流换热等传热形式,以及Navier-Stokes和LES方程等流动控制方程统一到LB框架下进行求解,并在统一的数据结构及离散格式下考虑其耦合关系。为适用于液态核燃料堆芯,基于有限Boltzmann形式发展了液态燃料缓发中子先驱核守恒LB模型。数值结果表明,lbm NTH框架可以灵活而准确地模拟耦合NTH过程;小尺度条件下中子输运SP3近似比中子扩散近似能更准确地模拟中子输运过程;温度反馈在高温条件下有很强的作用;提高慢化剂流速能有效改善传热并展平温度分布,有利于堆芯安全稳定运行。综上,为实现核反应堆内中子输运过程与传热、流动过程的耦合求解,本文建立了中子输运过程高精度LB数值模拟方法,并在统一LB框架下实现了中子输运、传热、流动过程耦合模拟。本文工作是工程热物理理论在核工程领域的有效应用和拓展,可以为反应堆多物理耦合研究及大规模工程应用提供一种新的思路。
刘思佳[8]（2020）在《小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究》文中认为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。
贾国斌[9]（2020）在《基于DRAGON与DONJON的熔盐堆堆芯燃料管理与优化研究》文中提出在满足功率输出以及核电厂安全运行的前提下,为了降低核电厂的单位度电成本,需要确定合理的燃料管理方案。2011年中国科学院上海应用物理研究所承担研究“钍基熔盐堆核能系统”先导专项,主要研究石墨慢化的液态熔盐堆,以及球形组件的氟盐冷却球床高温堆。液态熔盐堆的燃料以液态的形式溶解在熔盐中,燃料盐中各种核素在一回路中均匀混合,具有连续后处理的燃料管理模式;氟盐冷却球床高温堆的燃料组件为具有双重非均匀性的燃料球,其在堆芯内连续移动,并且可以多次通过堆芯,在达到卸料燃耗深度后卸出堆芯。这些特征给熔盐堆的燃料管理计算带来新的挑战,因此开展熔盐堆的燃料管理研究,对于熔盐堆的设计及优化具有重要的学术意义和应用价值。首先,针对液态熔盐堆燃料均匀混合与连续后处理的特征,开发了燃料管理分析程序LMSR并进行了验证。开展了均匀化、连续后处理、加料搜索方面的研究。具体包括:1)针对2 MW液态熔盐堆建立合适的均匀化模型,在使用7群少群结构时,给出不同控制棒组的反应性积分价值、功率分布以及温度反应性系数;2)对六边形组件的液态模块化熔盐堆进行均匀化与燃耗计算,使用等效能谱的方法给出燃料均匀混合有效增殖因子随燃耗的演化;3)通过修改原有DRAGON程序的燃耗模块,计算液态熔盐堆在连续去除裂变气体以及连续添加燃料的工况;4)为了使堆芯的重金属质量守恒以及有效增殖因子保持在（1.0,1.005）之间,开发了液态熔盐堆的加料搜索模块,用来搜索液态熔盐堆运行在批次后处理与连续后处理两种模式下Th-232与U-233的加料质量。基于液态熔盐堆燃料管理程序LMSR,对150MWth小型模块化熔盐堆进行中子学分析,计算结果显示:1)当使用U-235与U-238启堆,连续加入的燃料为Th-232与U-233的条件下,批次燃料后处理提取重金属的效率至少需要90%;2)为了维持堆芯有效增殖因子在（1.0,1.005）之间,连续加入的（Th-232,U-233）中,U-233占重金属的摩尔份额在40%附近;3)钍的利用率在刚开始的两个周期内快速上升到43%,随后缓慢下降到38%,从第五个周期缓慢上升最终达到45%;4)表征堆芯安全性的温度反应性系数在整个60年寿期内都为负值。其中,在启堆时负值较大,随后逐步上升并稳定在-3pcm/K左右。其次,针对氟盐冷却球床高温堆中燃料球连续移动与多次通过堆芯的特征,开发了燃料管理分析程序PBMSR并进行验证。开展了均匀化、燃料球移动方面的研究。具体包括:1)为解决均匀化出现的泄漏效应问题以及得到下腔室熔盐的群常数,使用三步法的均匀化流程;2)基于程序PBMSR,计算氟盐冷却球床高温堆在不换料条件下的燃耗性能,计算结果显示PBMSR与文献符合很好,从而验证了PBMSR计算氟盐冷却球床高温堆的正确性;3)建立燃料球在不同流道内连续移动与燃料球卸出堆芯后的燃料管理模型。考虑到高温气冷堆与氟盐冷却球床高温堆的燃料管理模式类似,使用PBMSR计算高温气冷堆在一次通过与多次通过燃料管理模式下的卸料燃耗,以及轴向功率分布,并通过与文献进行对比,结果显示两者符合较好,从而验证了程序PB-MSR的正确性。基于程序PBMSR对1GWth氟盐冷却球床高温堆进行燃料管理方案的优化分析。考虑到燃料球在多次通过的条件下,卸出堆芯的最深燃耗依赖于单个燃料球的设计参数,因此首先对单个燃料球进行优化。优化的参数主要包含几何参数与材料参数两类。几何参数包括:（a）燃料球的直径。包括3、4、5、6cm四种直径燃料球;（b）triso在燃料球的体积填充率;（c）triso内kernel的几何形式,包括Th-232与U-233均匀混合、Th-232在内层,以及U-233在内层的三种kernel结构。优化结果显示:1)按照燃料球的浮力大于重力的要求,选择triso体积填充率在13%以内;2)根据温度反应性系数为负的要求,选择U-233占重金属的份额为14%-20%;3)根据燃耗计算的计算结果,选择U-233占重金属摩尔份额为14%,以及选择Th-232与U-233的均匀混合kernel结构;4)根据燃料球燃耗检测装置的能力,选择6cm直径的燃料球;5)考虑到轴向功率分布的均匀性,选择燃料球在堆芯内循环31次再卸出堆芯的燃料管理方案。最后,为了计算熔盐堆的经济性能,开展了理论模型与成本单价方面的研究,开发了适用于熔盐堆的经济性分析程序MSR-ECONS并进行验证。理论模型方面具体包括:1)增加小型模块化反应堆的计算模型;2)根据液态熔盐堆特有的燃料循环模式,建立相应的燃料成本的计算模型。成本单价方面具体包括:1)针对液态熔盐堆特有的燃料循环前道与后道,给出相应工艺流程较为准确的成本单价。为了验证MSR-ECONS的正确性,与四代堆论坛开发的经济性分析程序G4-ECONS进行对比,结果显示两者符合很好,从而验证了程序MSR-ECONS的正确性。基于程序MSR-ECONS对150MWth小型模块化液态熔盐堆与1GWth氟盐冷却球床高温堆核能系统开展全生命周期的成本分析。计算结果显示:1)十五个模块化液态熔盐堆堆芯组合成的核能系统SMMSRs的单位度电成本为$48.44/MWh;2)三个PB-FHR模块化熔盐堆组合成的核能系统,单位度电成本为$53.12/MWh。相比较成熟的压水堆（$47.97/MWh）成本较高的原因为,上面两种堆芯在运行过程中都是用了成本较高的燃料U-233。但是小型模块化熔盐堆SMMSRs通过批次后处理有效降低了燃料循环前道U-233的需求,因此单位度电成本比氟盐冷却球床高温堆低。总之,本文对液态熔盐堆与氟盐冷却球床高温堆两种堆型开展了燃料管理方法的研究,开发了液态熔盐堆燃料管理分析程序LMSR与氟盐冷却球床高温堆燃料管理分析程序PB-MSR并进行验证。为了给出以上两种堆型的全生命周期成本,开发了适用于熔盐堆的经济性分析程序MSR-ECONS并进行验证。在此基础上,针对150MWth小型模块化熔盐堆以及1GWth氟盐冷却球床高温堆开展了相应的分析,所得出的结论对于制定熔盐堆的燃料管理方案具有重要的参考价值,所开发的程序也可用于熔盐堆的优化设计。
杨伟峰[10]（2020）在《ADS上旋式无窗散裂靶模拟设计与热工流体特性研究》文中研究指明散裂靶是加速器驱动的次临界系统（ADS）中的关键耦合部件,决定着整体系统的功率水平,并维持着系统的安全性与稳定性。液态金属无窗散裂靶（简称无窗靶）在热输运性能方面具有潜在的优势,是适用于ADS的更为先进的候选靶型。无窗靶自由液面的形成方式影响着靶件内部的流场分布特性,进而决定了靶系统的功率水平。上旋式液态金属无窗散裂靶（简称上旋靶,UST）是一种新型的ADS无窗靶概念设计,它使用一个固定式叶轮产生上旋流,上旋流在离心作用下向外喷散而形成自由液面。本论文工作使用计算机辅助设计建模和计算流体力学分析相结合、数值模拟和实验验证相结合的研究方法,主要开展了新型上旋靶的模拟设计与热工流体特性研究。通过研究上旋靶结构型式和结构参数对自由液面下方滞止区的调控作用,确定了上旋靶优选靶型结构及参数,最终建立了优化设计靶型。相比于初始靶型,优化靶型具有更小的滞止区及更好的热输运性能。论文的主要研究内容如下:1、研究了上旋靶各功能段结构参数对靶件内部流场分布和滞止区分布的调控作用。针对起旋叶轮的分析表明,起旋叶轮对上旋靶流场分布的调控作用非常显着,叶轮中轴主要为导流作用,叶轮叶片主要为起旋作用。针对过渡段的分析表明,过渡段长度选取为跟束流入射深度一致即可。针对出流段的分析表明,扩口结构参数对流场分布的影响较小,可以根据靶型设计需要灵活选取。经过对比分析确定了各功能段的优选结构参数,由此建立了上旋靶初步靶型UST-A。相比于初始靶型,UST-A可以减小滞止区体积约79%。2、基于靶型UST-A加工1:1尺寸的实验测试靶件,并搭建可视化水模拟实验回路,开展了上旋靶水力学实验测试,对模拟设计方法进行了实验验证。对实验和模拟结果进行对比发现,在当前工况条件下,自由液面位置分布的实验结果与模拟结果基本一致,实验观察到的流动状态也与模拟预测的比较符合。虽然数值模拟存在一定的误差,但模拟方法仍然可以较好地再现实际的自由液面流动过程,这说明目前的模拟计算方法具有一定的有效性和可靠性。3、为了进一步减小滞止区,针对上旋靶过渡段及出流段进行结构优化。通过在出流段扩口前增加缩口,形成“缩口+扩口”的优化靶型结构,使流体先在缩口处提速,再经扩口向外喷散。研究表明,这种优化靶型可以显着改善自由液面区域的流场分布,极大地缩小了滞止区。针对缩口的分析表明,缩口直径取入口直径的80%,既减小了滞止区,也能保证束流有效作用区域不会太小。针对扩口的分析表明,扩口结构参数对流场和滞止区分布的影响较小,可以根据靶型设计需要选取。最终基于优化结构及参数建立了上旋靶优化靶型UST-B。相比于UST-A,UST-B可以进一步减小滞止区体积约69%。4、针对靶型UST-A和UST-B,在入口流量6～9 m3/h范围内,随着流量的增大,自由液面区域的整体流速增大,滞止区尺寸相应地有所减小,该流量范围适合上旋靶形成稳定的自由液面及流场分布,可认为靶型具有较好的流动工况适用性。靶型UST-B的尺寸扩展后流场分布和滞止区分布的变化很小,反映出靶型具有较好的尺寸扩展性。基于靶型UST-B进行外靶管和内靶管对流场分布的协同分析,在内靶管扩口处增加导流片,用于约束流体喷散方向,从而减弱了外靶管对流动的影响,减小了整体靶型尺寸,使靶件结构更紧凑,由此建立了UST-B整体靶型结构。5、使用GEANT4计算了不同束流条件下靶型UST-A和UST-B内发生散裂反应的沉积热分布,然后加载沉积热进行“流场-温度场”耦合计算分析。结果表明,束流能量和束流分布决定了束靶耦合区范围和沉积热分布;使用圆形束时高温流体区位于滞止区内,使用环形束可大幅降低了流体温升;在同等束流功率下,UST-A比UST-B适用的束斑直径更大,从而具有较低的沉积热功率密度和较低的温升;在同等沉积热功率密度下,UST-B比UST-A具有较低的温升;要保证相同的束流条件,UST-B需要扩展靶型尺寸,会增加靶件的空间占位。总体来说,本论文通过研究上旋靶结构对流场及滞止区分布的调控作用,确定了上旋靶优化靶型,并分析了优化靶型的流场分布性能及热输运性能,评估了靶型适用的流动工况条件和束流条件,具有一定的工程应用前景。
二、先进CANDU型反应堆慢化剂流场和温度场的数值研究（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、先进CANDU型反应堆慢化剂流场和温度场的数值研究（论文提纲范文）
（1）水在5×5燃料棒束内流动传热特性数值研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 核反应堆介绍 |
| 1.1.2 核反应堆分类 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 国内研究现状 |
| 1.2.2 国外研究现状 |
| 1.3 研究内容及方法 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 研究方法 |
| 2 数值计算方法和湍流模型 |
| 2.1 数值传热学 |
| 2.1.1 控制方程 |
| 2.1.2 数值方法 |
| 2.2 湍流模型 |
| 2.2.1 湍流运动概述 |
| 2.2.2 湍流的数值研究方法 |
| 2.3 湍流模型介绍 |
| 2.3.1 标准k-ω模型 |
| 2.3.2 RNG k-ω模型 |
| 2.3.3 k-ω模型 |
| 2.3.4 SST k-ω模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 数值模型建立 |
| 3.1 物理模型 |
| 3.2 网格划分 |
| 3.3 边界条件设置 |
| 3.4 网格无关性验证 |
| 3.5 湍流模型验证 |
| 3.6 初始段验证 |
| 3.7 本章小结 |
| 4 通道内流场流动特性 |
| 4.1 无格架流场速度分布 |
| 4.2 有格架流场速度分布 |
| 4.2.1 截面速度分布 |
| 4.2.2 二次流 |
| 4.3 通道内压力和阻力分布 |
| 4.3.1 压力分布 |
| 4.3.2 阻力损失 |
| 4.4 格架各部件对流场影响分析 |
| 4.4.1 各结构速度比较 |
| 4.4.2 各结构压降比较 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 通道内流场传热特性 |
| 5.1 无格架通道温度分布 |
| 5.2 有格架通道温度分布 |
| 5.3 格架间距对流场影响分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表学术论文情况 |
| 致谢 |
（2）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 |
（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）棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 钍铀燃料循环 |
| 1.2 氢化锆慢化反应堆研究现状 |
| 1.2.1 氢化锆慢化剂 |
| 1.2.2 氢化锆慢化剂在固态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.2.3 氢化锆慢化剂在液态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.3 液态燃料熔盐堆动力学程序研究现状 |
| 1.4 主要研究内容及及论文框架 |
| 第2章 子通道热工水力学程序开发及验证 |
| 2.1 子通道分析方法 |
| 2.2 子通道热工水力学程序开发 |
| 2.3 子通道热工水力学程序验证 |
| 2.3.1 子通道热工水力学程序稳态验证 |
| 2.3.2 子通道热工水力学程序瞬态验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 稳态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 3.1 MCNP-SubTH耦合方法 |
| 3.2 MCNP-SubTH耦合程序验证 |
| 3.3 MCNP-SubTH稳态核热耦合研究 |
| 3.3.1 燃料组件层面 |
| 3.3.2 堆芯层面 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 瞬态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 4.1 群常数计算模块 |
| 4.2 三维中子扩散程序3DN |
| 4.2.1 稳态计算流程 |
| 4.2.2 瞬态计算流程 |
| 4.2.3 程序验证 |
| 4.3 多物理耦合程序3DN-SubTH |
| 4.3.1 耦合方法 |
| 4.3.2 耦合程序验证 |
| 4.4 小型氢化锆慢化熔盐堆多物理耦合特性分析 |
| 4.4.1 小型氢化锆慢化熔盐堆模型 |
| 4.4.2 稳态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.2.1 控制棒效应 |
| 4.4.2.2 燃料盐入口流速效应 |
| 4.4.2.3 燃料盐堆外回路停留时间效应 |
| 4.4.3 瞬态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.3.1 入口温度过冷 |
| 4.4.3.2 阶跃反应性引入 |
| 4.4.3.3 主泵失效事故 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 棒状氢化锆慢化熔盐堆TRU嬗变性能与安全特性初步研究 |
| 5.1 计算模型与分析方法 |
| 5.2 燃料循环性能分析 |
| 5.2.1 燃料盐 |
| 5.2.2 熔盐体积比 |
| 5.2.3 温度反应性系数 |
| 5.3 核热耦合分析 |
| 5.3.1 正常工况 |
| 5.3.2 燃料盐入口流速 |
| 5.3.3 堆芯功率 |
| 5.4 本章小结 |
| 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 |
| 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）基于物理热工耦合的通道式熔盐堆动力学分析方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 主要符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 熔盐堆动力学特性 |
| 1.2 熔盐堆动力学分析研究现状 |
| 1.2.1 熔盐堆动力学计算方法 |
| 1.2.2 熔盐堆动力学分析程序 |
| 1.3 主要研究内容与组织结构 |
| 第2章 熔盐堆稳态分析模型 |
| 2.1 组件少群参数 |
| 2.1.1 组件计算程序 |
| 2.1.2 组件均匀化方法 |
| 2.1.3 组件均匀化参数拟合 |
| 2.2 熔盐堆中子扩散理论 |
| 2.3 四阶多项式节块展开法 |
| 2.3.1 横向积分方程 |
| 2.3.2 中子通量的空间近似 |
| 2.3.3 横向泄漏项的拟合近似 |
| 2.3.4 节块展开法计算流程 |
| 2.4 缓发中子先驱核稳态计算方法 |
| 2.5 共轭通量计算方法 |
| 2.6 稳态热工水力学模型及计算方法 |
| 2.6.1 并联多通道模型的导出 |
| 2.6.2 熔盐控制方程的求解 |
| 2.6.3 石墨热传导方程的求解 |
| 2.6.4 上下腔室计算模型 |
| 2.7 熔盐堆稳态计算流程 |
| 2.8 本章总结 |
| 第3章 熔盐堆动力学分析模型 |
| 3.1 中子动力学模型 |
| 3.1.1 基于指数变换的熔盐堆中子动力学计算方法 |
| 3.1.2 缓发中子先驱核瞬态计算方法 |
| 3.1.3 中子动力学计算流程 |
| 3.1.4 控制棒尖齿效应的修正 |
| 3.1.5 熔盐堆动态反应性模型 |
| 3.2 瞬态热工水力学模型及计算方法 |
| 3.2.1 瞬态燃料盐控制方程数值解法 |
| 3.2.2 瞬态石墨导热方程数值解法 |
| 3.2.3 上下燃料腔室瞬态计算模型 |
| 3.2.4 瞬态热工水力学计算流程 |
| 3.3 熔盐堆动力学计算流程 |
| 3.4 本章总结 |
| 第4章 熔盐堆动力学分析程序的数值验证 |
| 4.1 组件程序验证 |
| 4.2 中子动力学求解器验证 |
| 4.2.1 稳态基准问题 |
| 4.2.2 瞬态基准问题 |
| 4.3 熔盐堆物理热工耦合模型验证 |
| 4.3.1 MSRE堆芯建模 |
| 4.3.2 DNP损失、有效增殖因数和温度反应性系数 |
| 4.3.3 最热通道内的燃料盐与石墨温度分布 |
| 4.3.4 有保护启停泵事故 |
| 4.3.5 自然对流实验 |
| 4.4 对MSRE的进一步稳态与瞬态分析 |
| 4.4.1 额定工况下堆芯中子学与热工水力学参数的三维分布 |
| 4.4.2 堆芯入口燃料流速和温度对稳态中子学特性的影响 |
| 4.4.3 燃料堆外流动时间和功率水平对稳态中子学特性的影响 |
| 4.4.4 无保护启停泵事故 |
| 4.4.5 堆芯入口过冷与热阱丧失事故 |
| 4.5 本章总结 |
| 第5章 2 MWth熔盐实验堆动力学分析 |
| 5.1 钍基熔盐实验堆TMSR-LF简介 |
| 5.2 TMSR-LF的稳态特性 |
| 5.2.1 额定工况下的中子学与热工水力学参数及其分布 |
| 5.2.2 功率峰因子与温度反应性系数 |
| 5.2.3 燃料流动对有效缓发中子份额的影响 |
| 5.3 燃料泵行为引起的瞬态 |
| 5.3.1 零功率下有保护启泵瞬态 |
| 5.3.2 额定功率下无保护停泵瞬态 |
| 5.4 熔盐入口温度变化引起的瞬态 |
| 5.4.1 零功率下入口过冷瞬态 |
| 5.4.2 零功率下入口过热瞬态 |
| 5.4.3 额定功率下入口过冷瞬态 |
| 5.4.4 额定功率下入口过热瞬态 |
| 5.5 提棒事故(反应性引入)引起的瞬态 |
| 5.5.1 不同质量流量下的提棒瞬态 |
| 5.5.2 不同功率水平下的提棒瞬态 |
| 5.5.3 不同弹起高度下的提棒瞬态 |
| 5.6 本章总结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 主要结论 |
| 6.2 论文创新点 |
| 6.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A 三维四阶节块展开法的响应矩阵 |
| 附录 B 基准问题描述 |
| B.1 熔盐堆组件基准题 |
| B.2 IAEA3D基准题 |
| B.3 DVP BWR基准题 |
| B.4 二维TWIGL基准题 |
| B.5 三维LMW基准题 |
| B.6 三维LRA基准题 |
| 附录 C 程序使用方法简介与输入卡示例 |
| 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 |
（6）板状燃料组件流道局部堵塞事故研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 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 研究内容 |
| 第2章 计算方法和计算模型 |
| 2.1 计算方法和基本原理 |
| 2.1.1 有限元(FEM)原理 |
| 2.1.2 COMSOL程序计算模型 |
| 2.1.3 计算理论方法 |
| 2.2 IAEA 10 MW MTR堆芯介绍 |
| 2.2.1 堆芯布置方案和参数 |
| 2.2.2 燃料组件结构及建模计算域 |
| 2.3 堵塞模型分类 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 板式燃料组件数值建模及验证 |
| 3.1 数值模型基础 |
| 3.1.1 计算假设 |
| 3.1.2 材料物性参数和热源 |
| 3.1.3 湍流模型和湍流参数 |
| 3.2 数值建模建立 |
| 3.2.1 几何模型 |
| 3.2.2 网格模型 |
| 3.2.3 边界条件和求解设置 |
| 3.3 正常工况的结果分析及程序验证 |
| 3.3.1 正常工况的结果分析 |
| 3.3.2 程序验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 单流道堵塞事故稳态分析 |
| 4.1 入流速度的影响分析 |
| 4.2 单流道堵塞份额的影响分析 |
| 4.2.1 堵塞面对速度场的影响 |
| 4.2.2 堵塞面对温度场的影响 |
| 4.2.3 堵塞条件下流场对燃料板温度的影响方式 |
| 4.2.4 不同堵塞条件下温度分布规律对比 |
| 4.3 流道全堵塞条件下堵塞位置的影响分析 |
| 4.3.1 不同堵塞边界条件对结果影响分析 |
| 4.3.2 全堵塞工况下堵塞位置变化的影响分析 |
| 4.4 本章小节 |
| 第5章 流道局部阻塞模型瞬态分析 |
| 5.1 三维单流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.2 二维单流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.3 二维间隔两流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.4 二维相邻两流道堵塞模型瞬态分析 |
| 5.5 本章小节 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
（7）中子输运与传热流动耦合的格子Boltzmann数值建模（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 堆芯中子输运-传热-流动耦合计算的研究 |
| 1.2.2 中子输运问题的研究 |
| 1.2.3 中子输运并行计算的研究 |
| 1.2.4 格子Boltzmann方法及其在反应堆模拟的研究 |
| 1.3 本文主要研究内容 |
| 第2章 中子输运高精度LBM模型 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 中子输运方程 |
| 2.3 中子扩散方程高精度LBM模型 |
| 2.3.1 中子扩散方程 |
| 2.3.2 中子扩散方程高精度LB模型 |
| 2.3.3 中子扩散时空动力学LBM求解 |
| 2.4 NDLBM的数值模拟与分析 |
| 2.4.1 瞬态源驱动问题 |
| 2.4.2 NDLBM与传统方法的比较 |
| 2.4.3 Biblis-PWR堆芯问题 |
| 2.4.4 TWIGL堆芯动力学问题 |
| 2.5 中子输运SP_3方程高精度LB模型 |
| 2.5.1 中子输运SP_3方程 |
| 2.5.2 中子输运SP_3方程高精度LBM模型 |
| 2.6 SP3LBM的数值模拟及分析 |
| 2.6.1 单群中子输运问题 |
| 2.6.2 Zion堆芯问题 |
| 2.6.3 非均匀C5 堆芯问题 |
| 2.6.4 C5G7 堆芯问题 |
| 2.6.5 KAIST-3A堆芯问题 |
| 2.6.6 三维微型LWR问题 |
| 2.7 中子输运S_N方程有限差分LB模型 |
| 2.7.1 中子输运S_N方程 |
| 2.7.2 中子输运S_N方程LB模型 |
| 2.7.3 中子输运S_N方程有限差分LB模型 |
| 2.7.4 Chapman-Enskog多尺度分析 |
| 2.8 SNFDLBM的数值模拟与分析 |
| 2.8.1 Heaviside源问题 |
| 2.8.2 瞬态各向异性源问题 |
| 2.8.3 半无限介质Gauss源问题 |
| 2.8.4 二维无限介质Gauss源问题 |
| 2.9 本章小结 |
| 第3章 中子输运LB模型的非规则网格方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 基于SSAMR的中子输运LB模型 |
| 3.2.1 网格细化和合并 |
| 3.2.2 网格块边界处理 |
| 3.3 非结构网格中子输运LB模型 |
| 3.4 数值模拟与分析 |
| 3.4.1 多层中子屏蔽问题 |
| 3.4.2 Reed堆芯问题 |
| 3.4.3 均匀化堆芯源驱动问题 |
| 3.4.4 C5 MOX堆芯问题 |
| 3.4.5 含内部增殖栅元的六角形组件 |
| 3.4.6 非结构IAEA堆芯 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 中子输运LBM模型的大规模GPU并行加速方法 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 基于MPI的中子输运SP_3方程LB模型粗粒度并行 |
| 4.3 基于GPU集群的中子扩散动力学LB模型细粒度并行 |
| 4.3.1 GPU-NDLBM实现 |
| 4.3.2 多GPU集群设备的GPU-NDLBM实现 |
| 4.4 基于GPU集群的中子输运S_N方程LB模型细粒度并行 |
| 4.4.1 GPU-SNLBM实现整体构架 |
| 4.4.2 多GPU集群设备的GPU-SNLBM实现 |
| 4.5 数值验证结果 |
| 4.5.1 单群中子输运问题的MPI-SP3LBM加速 |
| 4.5.2 Biblis-PWR的 GPU-NDLBM并行加速 |
| 4.5.3 铁-水屏蔽问题的GPU-SNLBM并行加速 |
| 4.5.4 Reed堆芯GPU-SNLBM的 S并行模式与S-A并行模式对比 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 中子输运-传热-流动耦合LB框架 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 中子输运-传热-流动耦合过程统一LB框架 |
| 5.2.1 中子输运-传热耦合方程组 |
| 5.2.2 中子输运-传热-流动耦合方程组 |
| 5.2.3 中子输运-传热-流动统一LB框架 |
| 5.2.4 缓发中子先驱核LB模型 |
| 5.2.5 传热温度场LB模型 |
| 5.2.6 流动速度场LB模型 |
| 5.2.7 lbmNTH模块实现 |
| 5.3 数值分析结果 |
| 5.3.1 流动速度场LBM验证 |
| 5.3.2 板型燃料元件中子输运-传热分析 |
| 5.3.3 液体熔盐堆中子输运-传热-流动分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 附录A Legendre展开多项式 |
| 附录B SP_7方程及其LB模型 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
| 个人简历 |
（8）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 |
（9）基于DRAGON与DONJON的熔盐堆堆芯燃料管理与优化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 论文选题意义及应用背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 熔盐堆的研究与发展历史 |
| 1.2.2 燃料管理方法研究现状 |
| 1.2.2.1 典型压水堆燃料管理研究现状 |
| 1.2.2.2 熔盐堆燃料管理方法研究现状 |
| 1.2.3 反应堆经济性模型研究现状 |
| 1.3 本文主要研究目标与研究内容 |
| 第2章 液态熔盐堆燃料管理方法研究 |
| 2.1 DRAGON5与DONJON5 分析程序 |
| 2.2 连续后处理模型 |
| 2.3 燃料管理模型 |
| 2.4 程序LMSR验证 |
| 2.4.1 临界验证 |
| 2.4.2 连续后处理模型验证 |
| 2.4.3 全堆燃耗验证 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 氟盐冷却球床高温堆燃料管理方法研究 |
| 3.1 氟盐冷却球床高温堆的均匀化 |
| 3.2 燃料球移动模型 |
| 3.3 燃料管理策略 |
| 3.4 程序PBMSR验证 |
| 3.4.1 DRAGON5适用性分析 |
| 3.4.2 燃耗验证 |
| 3.4.3 燃料球移动换料验证 |
| 3.4.3.1 燃料球单次通过验证 |
| 3.4.3.2 燃料球多次通过验证 |
| 3.5 本章总结 |
| 第4章 熔盐堆经济性分析方法研究 |
| 4.1 G4-ECONS经济性分析程序 |
| 4.2 熔盐堆经济性分析理论模型 |
| 4.2.1 初始建设成本 |
| 4.2.2 运行与维护成本 |
| 4.2.3 燃料成本 |
| 4.2.4 退役成本 |
| 4.3 分离功计算模型 |
| 4.4 程序验证 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 150MWth液态熔盐堆燃料管理分析 |
| 5.1 燃料管理策略 |
| 5.2 燃料管理分析 |
| 5.3 经济性分析 |
| 5.3.1 计算模型 |
| 5.3.2 初始建设成本 |
| 5.3.3 运行维护成本 |
| 5.3.4 燃料成本 |
| 5.3.5 退役成本 |
| 5.3.6 全生命周期成本 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 1GWth氟盐冷却球床高温堆燃料管理分析 |
| 6.1 燃料球的优化分析 |
| 6.2 燃料管理分析 |
| 6.3 经济性分析 |
| 6.3.1 计算模型 |
| 6.3.2 初始建设成本 |
| 6.3.3 运行维护成本 |
| 6.3.4 燃料成本 |
| 6.3.5 退役成本 |
| 6.3.6 全生命周期成本 |
| 6.4 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 创新点 |
| 7.3 展望 |
| 参考文献 |
| 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 |
（10）ADS上旋式无窗散裂靶模拟设计与热工流体特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 核能安全问题 |
| 1.1.2 核废料处置方法 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 ADS散裂靶 |
| 1.2.2 液态金属无窗靶 |
| 1.2.3 新型上旋式无窗靶 |
| 1.3 论文选题意义及研究内容 |
| 第2章 研究方法及缩比建模 |
| 2.1 靶型设计分析软件 |
| 2.2 CFD基础理论 |
| 2.2.1 湍流模型 |
| 2.2.2 多相流模型 |
| 2.3 CFD模拟流程 |
| 2.4 物性参数 |
| 2.5 上旋靶模型设计 |
| 2.5.1 相似性分析 |
| 2.5.2 缩比建模 |
| 2.6 求解设置及网格分析 |
| 2.7 小结 |
| 第3章 上旋靶流动滞止区与结构参数的相关性研究 |
| 3.1 上旋靶流场与滞止区分布特点 |
| 3.2 调控流场和滞止区的结构因素分析 |
| 3.2.1 入流段结构参数分析 |
| 3.2.2 过渡段结构参数分析 |
| 3.2.3 出流段结构参数分析 |
| 3.3 上旋靶流动特性分析 |
| 3.4 模拟设计方法的水力学实验验证 |
| 3.4.1 实验回路及实验方法 |
| 3.4.2 基于自由液面的实验与模拟对比分析 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 上旋靶结构优化对流场分布的调控作用研究 |
| 4.1 上旋靶结构优化思路 |
| 4.2 优化靶型对流场的调控作用研究 |
| 4.2.1 缩口的调控作用分析 |
| 4.2.2 扩口的调控作用分析 |
| 4.3 上旋靶优化靶型流动特性分析及对比 |
| 4.4 外靶管及内靶管协同分析 |
| 4.4.1 外靶管对内部流动的影响分析 |
| 4.4.2 导流片结构对流动的调控作用分析 |
| 4.5 小结 |
| 第5章 上旋靶束靶耦合传热特性研究 |
| 5.1 束靶耦合条件 |
| 5.2 上旋靶流动传热特性研究 |
| 5.2.1 靶型的束流适用性分析 |
| 5.2.2 靶型结构与流动传热特性的对比分析 |
| 5.3 小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 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 |
四、先进CANDU型反应堆慢化剂流场和温度场的数值研究（论文参考文献）
- [1]水在5×5燃料棒束内流动传热特性数值研究[D]. 尹茜. 大连理工大学, 2021(01)
- [2]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)
- [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]棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究[D]. 朱帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [5]基于物理热工耦合的通道式熔盐堆动力学分析方法研究[D]. 崔勇. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [6]板状燃料组件流道局部堵塞事故研究[D]. 刘超. 三峡大学, 2021(01)
- [7]中子输运与传热流动耦合的格子Boltzmann数值建模[D]. 王亚辉. 哈尔滨工业大学, 2021
- [8]小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究[D]. 刘思佳. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [9]基于DRAGON与DONJON的熔盐堆堆芯燃料管理与优化研究[D]. 贾国斌. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [10]ADS上旋式无窗散裂靶模拟设计与热工流体特性研究[D]. 杨伟峰. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2020