导读:本文包含了非能动论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:余热,系统,核电厂,热交换器,特性,破口,重力。
非能动论文文献综述
袁添鸿,蔡琦,于雷,郝建立[1]（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）
陆道纲,张钰浩,李向宾,周世梁,曹琼[2]（2019）在《大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述》一文中研究指出第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS 1～3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年10期）
庄少欣,王娅琦,孙微,贾斌,刘宇生[3]（2019）在《基于TRACE的大功率非能动核电厂SBLOCA事故计算及敏感性分析》一文中研究指出采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷却剂系统水装量等参数的变化曲线。在此基础上,根据M310电厂共性问题调研,选取泵延迟工况和小破口工况作为敏感性分析工况,同基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况在某些时间段可能造成冷却剂系统水装量低于基准工况,但最小的冷却剂系统水装量均高于限值,没有出现堆芯裸露,验证了大功率非能动核电厂发生破口事故后的安全性。(本文来源于《核安全》期刊2019年04期）
孔鹏飞[4]（2019）在《AP1000核电机组非能动特性概述》一文中研究指出AP系列核电技术经历了从AP600到AP1000的逐步发展,因其独特的第叁代核电非能动特性,得到了全世界核工业界的普遍关注,本文首先对AP1000核电机组的背景及非能动理念进行了介绍,后通过具体的非能动设备对AP1000机组非能动特性进行详细讲解。(本文来源于《科技经济导刊》期刊2019年23期）
庄少欣,孙微,刘宇生,靖剑平,安婕铷[5]（2019）在《基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算》一文中研究指出基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年04期）
任帅,钱虹[6]（2019）在《基于预警系统的反应堆非能动设备故障的研究》一文中研究指出在已有的核电智能诊断方法研究的基础上,为提高核电故障诊断的及时性,提出了以专家系统置信规则库技术为基础的基于时间周期性触发的预警系统。在运行过程中,预警参数超过阈值,系统进入预警状态,应用预警系统中的专家系统置信规则库,完成故障的定位与识别。采用故障机理模型与核电模型相结合的方式,通过报警时刻核电运行参数的研究,构建置信规则库。以此为基础进一步构建预警参数集合及预警阈值集。预警系统的研究对象为反应堆非能动设备故障,通过在核电模型中人为引入故障,预警系统能够在故障发生时进入预警状态,故障识别结果与引入的故障一致,验证了预警系统的有效性和可靠性。(本文来源于《哈尔滨理工大学学报》期刊2019年04期）
文学,侯晓宇,杜鹏程[7]（2019）在《汽动给水泵非能动控制机理与脱扣试验调整》一文中研究指出辅助给水系统(ASG)是核电厂的专设安全设施,关系着核电厂的安全可靠运行。汽动辅助给水泵作为ASG系统的主要能动设备之一,它在特殊工况下为蒸汽发生器供应足够的冷却水。阐述汽辅泵的结构一体化设计、非能动控制机理等主要特点,有利于准确掌握汽辅泵的运行原理和维护技巧。汽辅泵调试期间产生了机械脱扣动作失准故障。经现场测试分析,找到根本原因,提出脱扣试验调整的优化方法,最终成功实现准确脱扣,可为同类故障处理提供参考。(本文来源于《设备管理与维修》期刊2019年15期）
黄婉珏,徐博,周翀,邹杨,徐洪杰[8]（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）
孟现珂,费立凯,高彬,张圣君,何丹丹[9]（2019）在《DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析》一文中研究指出AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故(DBA)条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年04期）
李峰,刘昌文,吴清,冷贵君,张晓华[10]（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）
非能动论文开题报告
（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：
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS 1～3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。
（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。
非能动论文参考文献
[1].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
[2].陆道纲,张钰浩,李向宾,周世梁,曹琼.大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述[J].原子能科学技术.2019
[3].庄少欣,王娅琦,孙微,贾斌,刘宇生.基于TRACE的大功率非能动核电厂SBLOCA事故计算及敏感性分析[J].核安全.2019
[4].孔鹏飞.AP1000核电机组非能动特性概述[J].科技经济导刊.2019
[5].庄少欣,孙微,刘宇生,靖剑平,安婕铷.基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算[J].核科学与工程.2019
[6].任帅,钱虹.基于预警系统的反应堆非能动设备故障的研究[J].哈尔滨理工大学学报.2019
[7].文学,侯晓宇,杜鹏程.汽动给水泵非能动控制机理与脱扣试验调整[J].设备管理与维修.2019
[8].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
[9].孟现珂,费立凯,高彬,张圣君,何丹丹.DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析[J].核动力工程.2019
[10].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
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