导读:本文包含了余热排出论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:维修停堆模式,完全丧失RRA,时间裕量
余热排出论文文献综述
刘建昌,沈永刚,陈韵茵,卢向晖,欧阳勇[1]（2019）在《维修停堆模式下完全丧失余热排出系统事故分析》一文中研究指出针对CPR1000,本文采用CATHARE程序分析了维修停堆(Maintenance Cold Shutdown,MCS)模式下完全丧失余热排出系统(Residual Heat Removal System,RRA)事故。事故发生后,若不采取任何缓解措施,堆芯衰变热将无法及时导出,使一回路冷却剂温度上升直至沸腾,然后一回路冷却剂装量下降,导致堆芯裸露。分析结果表明,从事故发生到堆芯出现裸露经历的时间为4480 s,操纵员具有足够的时间采取相应的缓解手段。(本文来源于《核安全》期刊2019年05期）
袁添鸿,蔡琦,于雷,郝建立[2]（2019）在《旁流对一回路非能动余热排出系统运行特性影响分析》一文中研究指出非能动余热排出(PRHR)系统是反应堆安全运行的重要保障,但现有研究表明,一回路系统存在旁流现象,其提高了堆芯活性区流量,在增强堆芯换热的同时也增加了系统的流动阻力,使系统运行情况更加复杂,因此,需对旁流的影响进行建模分析。本文基于一维N-S方程,建立了考虑旁流的PRHR系统运行特性分析模型;在对模型进行验证的基础上,揭示了旁流存在的机理,分析了其对PRHR系统运行特性的影响规律。研究结果表明,旁流的存在降低了PRHR系统的排热能力,影响了反应堆的非能动安全性,在反应堆余热排出系统设计和安全分析过程中需考虑旁流的影响。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年11期）
黄婉珏,徐博,周翀,邹杨,徐洪杰[3]（2019）在《373 MW熔盐堆非能动余热排出系统换热元件的优化设计》一文中研究指出熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。排盐罐非能动余热排出系统是熔盐堆非能动安全系统的重要组成部分。本文针对373 MW熔盐堆的非能动余热排出系统进行优化设计研究。通过对比MATLAB程序和CFD分析软件FLUENT对美国橡树岭国家实验室设计的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)模型的计算结果,完成了二者作为熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统设计与分析软件的论证。针对373 MW熔盐堆的排盐罐非能动余热排出系统提出了初步设计方案,并基于FLUENT仿真结果针对核心部件换热元件进行了一系列分析优化。分析结果表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4 K最高设计温度的前提下,换热元件采用正方形排布,间距值取95.0 mm可以实现经济最大化;减小气隙层对传热强化作用有限,因此气隙层宽度仍采用4.3 mm。(本文来源于《核技术》期刊2019年07期）
李峰,刘昌文,吴清,冷贵君,张晓华[4]（2019）在《华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证》一文中研究指出为提升华龙一号安全水平,响应最新法规要求,幵充分吸收福岛核事故经验反馈,华龙一号设计了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(PRS),用于应对和缓解全厂断电迭加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,实现事故后堆芯余热的长期有效导出。本文通过理论分析全厂断电迭加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,确认了设计方案的有效性。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年S1期）
刘乐[5]（2019）在《AP1000非能动余热排出热交换器导热能力分析》一文中研究指出本文基于AP1000非能动余热排出热交换器(PRHRHX)自然循环试验,对AP1000非能动余热排出热交换器的导热能力进行了评估和分析,为后续叁代核电项目非能动安全专设系统的设计和建设奠定了良好基础。(本文来源于《电力设备管理》期刊2019年06期）
刘延斌,王学生,门启明,王大伟[6]（2019）在《缩比非能动余热排出热交换器管外过冷池沸腾实验研究》一文中研究指出搭建了缩比非能动余热排出热交换器C型管实验模型,利用导热油作为管内加热介质,脱盐水作为管外冷却介质开展了一系列传热实验。根据壁温及脱盐水主流温度判断在加热过程中出现明显的温度分层现象并经历自然对流、过冷池沸腾最终达到饱和池沸腾。对存在过冷池沸腾阶段的几个代表性时刻对应上、下水平及竖直段单元分别进行传热计算并与文献经验公式进行比对,验证了Rohsenow饱和沸腾经验公式和McAdams自然对流经验公式的适用性,针对过冷池沸腾阶段实验热流密度与Rohsenow过冷沸腾公式的偏差,采用多自变量自定义非线性拟合方法得到了更准确的加权公式。(本文来源于《科学技术与工程》期刊2019年16期）
王严冬,陈永东,吴晓红,于改革[7]（2019）在《钠冷堆非能动余热排出系统建模研究》一文中研究指出非能动余热排出系统是核电站堆芯安全性的重要保障,为优化钠冷堆余热排出系统的热工设计方法,明确环境温度及空气冷却器结构变化对余热排出系统的影响。在考虑拔风烟囱自然循环影响的情况下建立完整的钠冷堆非能动传热模型,得到通用的余热排出系统通风量方程,并基于流动平衡和能量平衡对一定设计传热量的余热排出系统进行流程优化并分析环境温度、烟囱高度及翅高变化对系统热力参数的影响规律。结果显示,系统的总驱动压和总传热系数随着环境温度升高逐渐减小,且环境温度对驱动压力的影响更为明显;拔风烟囱高度增加,系统总驱动压和总传热系数均增大,且增大趋势不断变缓,存在设计最优值;翅片管翅片高度减小,系统总传热系数及单位压降传热系数大幅增加,对系统的传热性能影响明显。(本文来源于《热能动力工程》期刊2019年07期）
黄婉珏[8]（2019）在《373MW熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统换热元件设计与优化研究》一文中研究指出熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。安全问题是熔盐堆设计的重要环节之一。熔盐堆的余热排出系统是保障熔盐堆停堆后安全的重要系统之一。本文以百兆瓦级熔盐堆的余热排出系统为研究对象,在大量阅读国内外相关文献后,分析总结了一些典型反应堆的余热排出系统设计方案与特点,并参考MSRE排盐罐余热排出系统与Mark-1的DRACS介绍了一种适用于百兆瓦级熔盐堆排盐罐的非能动余热排出系统初始设计方案。针对排盐罐非能动余热排出系统的核心部件——换热元件进行了优化设计研究。换热元件是一个采用了叁套管设计的部件,套管内部流动的冷却水与套管外部的高温熔盐进行换热,冷却水受热气化后产生的密度差成为换热元件内形成自然循环的驱动力。本文对熔盐-套管的换热过程和套管内部冷却水的自然循环过程进行了分析,使用MATLAB和FLUENT建立了换热元件的模型,将哈尔滨工程大学的实验结果和FLUENT的仿真结果与MATLAB程序的计算结果进行对比,验证了模型的适用性。使用MATLAB计算模型对换热元件进行敏感性分析,为后续优化设计提供了计算基础。根据MATLAB模型的计算结果,使用FLUENT软件对换热元件进行设计优化研究。在加入熔盐衰变热曲线的情况下,分析了不同排布方案下熔盐与换热元件关键部位温度的变化情况,分析了气隙层厚度、换热元件高度和气隙层壁面发射率的变化以及排盐罐边缘效应对换热元件设计方案产生的影响。结论表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4K最高设计温度的前提下,单位高度换热元件采用间距值为0.095m的正方形排布方案时,换热元件数量为2536根才能满足保守性假设的最低要求;减小气隙层厚度对传热强化影响较小,因此仍采用0.0043m的设计;换热元件外壁面最高温度与换热元件换热段高度呈正相关;圆柱体排盐罐的圆形边缘会对换热元件的排布产生影响,增大换热元件的需求数量;考虑寿期内气隙层发射率的变化,发射率与换热元件排热能力呈正相关。当采用半径与高度均为2m的排盐罐、寿期换热元件气隙层壁面最低发射率为0.5时,满足保守性假设的换热元件数量为1721根。(本文来源于《中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)》期刊2019-05-01）
贾斌,李爱娟,史强,高新力,庄少欣[9]（2019）在《基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析》一文中研究指出非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年02期）
陈振佳,杨红义,余华金,侯斌,朱丽娜[10]（2019）在《小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究》一文中研究指出针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2 000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年08期）
余热排出论文开题报告
（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：
非能动余热排出(PRHR)系统是反应堆安全运行的重要保障,但现有研究表明,一回路系统存在旁流现象,其提高了堆芯活性区流量,在增强堆芯换热的同时也增加了系统的流动阻力,使系统运行情况更加复杂,因此,需对旁流的影响进行建模分析。本文基于一维N-S方程,建立了考虑旁流的PRHR系统运行特性分析模型;在对模型进行验证的基础上,揭示了旁流存在的机理,分析了其对PRHR系统运行特性的影响规律。研究结果表明,旁流的存在降低了PRHR系统的排热能力,影响了反应堆的非能动安全性,在反应堆余热排出系统设计和安全分析过程中需考虑旁流的影响。
（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。
余热排出论文参考文献
[1].刘建昌,沈永刚,陈韵茵,卢向晖,欧阳勇.维修停堆模式下完全丧失余热排出系统事故分析[J].核安全.2019
[2].袁添鸿,蔡琦,于雷,郝建立.旁流对一回路非能动余热排出系统运行特性影响分析[J].原子能科学技术.2019
[3].黄婉珏,徐博,周翀,邹杨,徐洪杰.373MW熔盐堆非能动余热排出系统换热元件的优化设计[J].核技术.2019
[4].李峰,刘昌文,吴清,冷贵君,张晓华.华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证[J].核动力工程.2019
[5].刘乐.AP1000非能动余热排出热交换器导热能力分析[J].电力设备管理.2019
[6].刘延斌,王学生,门启明,王大伟.缩比非能动余热排出热交换器管外过冷池沸腾实验研究[J].科学技术与工程.2019
[7].王严冬,陈永东,吴晓红,于改革.钠冷堆非能动余热排出系统建模研究[J].热能动力工程.2019
[8].黄婉珏.373MW熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统换热元件设计与优化研究[D].中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所).2019
[9].贾斌,李爱娟,史强,高新力,庄少欣.基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析[J].核科学与工程.2019
[10].陈振佳,杨红义,余华金,侯斌,朱丽娜.小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究[J].原子能科学技术.2019