导读:本文包含了快堆堆容器论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:316型不锈钢,钠冷快堆,持久强度,持久塑性
快堆堆容器论文文献综述
燕春光,李雅平,王明政[1]（2018）在《钠冷快堆堆容器堆内构件用316型不锈钢及其持久断裂性能》一文中研究指出316型不锈钢用于钠冷快堆堆容器堆内构件的制造已成为各发展快堆国家的共识,如何提高持久断裂性能成为快堆用316型不锈钢的研究重点。概述了316型不锈钢在国外快堆中的应用现状,总结了成分(C、N、Mo、P)、组织(晶粒度和铁素体)及环境介质(中子辐照环境和高温钠介质)等因素对其持久强度和持久伸长率的影响规律和机理,介绍了目前中国示范快堆用316不锈钢的发展现状,最后提出了快堆用316不锈钢的发展建议。(本文来源于《钢铁研究学报》期刊2018年12期）
李朝君[2]（2011）在《中国实验快堆堆容器温度场数值模拟及热应力分析》一文中研究指出与传统能源相比，核能具有高效、清洁的特点，可以弥补正在迅速减少的化学能源。核能在各个国家的电力发展中起着越来越重要的作用，作为第四代反应堆的快堆具有可增殖、热效率高、安全等优点，未来可以广泛应用。堆内有很多涉及到反应堆安全的重要部件，为了对这些大型零部件和堆容器结构的安全性分析提供温度载荷，必须对整个冷热钠池的热工水力有清楚的了解。本文根据快堆的国内外研究现状，结合中国实验快堆的自身特点，应用CFD软件对中国实验快堆堆容器的内部流场和堆容器壁面进行了数值模拟，通过数值模拟研究了冷热钠池的温度场和多孔介质区域，对堆容器壁面的温度场和热应力场进行分析，对简化模型进行流固耦合计算，主要目的是更系统深入的研究中国实验快堆（CEFR）堆容器内部流动的特点及规律，并进一步推动流固耦合研究结果在工程实践中得到应用。具体内容如下：（1）应用Fluent软件对中国实验快堆堆容器内部流场进行模拟，并利用多孔介质模型得出额定工况下冷热钠池的整体温度分布，并根据得出的温度值与已有值进行比较分析，验证整体模拟的可行性，为今后的全厂断电工况下整体模型的温度场分析提供依据。（2）根据已有的堆容器温度场分布，应用ANSYS软件对CEFR反应堆容器冷却系统中的主容器、氩气层、保护容器和保温层进行热应力分析，得出额定工况和全厂断电事故工况下的热应力分布，为堆容器的结构优化设计提供依据。（3）利用Workbench对堆容器简化模型的流固耦合问题进行模拟研究，完成了简化模型载荷的施加、温度场和热应力的计算分析，并对厂房内空气的自然循环流动过程进行了研究。改变了以往将流体和固体分开计算的方式，这样就大幅度地提高了数值模拟的准确性和可靠性。根据计算分析可得出以下结论：CEFR热钠池温度变化比较剧烈，冷钠池温度基本保持不变；堆容器热应力最大值出现在最内侧主容器壁面的-4.5m处。因此在实际工程应用过程中，要加强该区域的应力监测。本论文所做工作与实际应用紧密结合，具有较高的工程实践意义。(本文来源于《哈尔滨工程大学》期刊2011-12-27）
李朝君,薛若军[3]（2011）在《中国实验快堆堆容器温度场及热应力分析》一文中研究指出应用Fluent软件对中国实验快堆堆容器内部流场进行模拟,得出额定工况下冷热钠池的整体温度分布,并根据得出的温度值与实验值进行比较分析,验证了整体模拟的可行性,为今后的全场断电工况下整体模型的温度场分析提供依据。根据已有的堆容器温度场分布,应用ANSYS软件对CEFR(中国实验快堆)反应堆容器冷却系统中的主容器、氩气层、保护容器、保温层进行热应力分析,得出额定工况和全场断电事故工况下的应力分布,为堆容器的结构优化设计提供依据。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第2册（铀矿冶分卷、核能动力分卷（上））》期刊2011-10-11）
[4]（2010）在《中国实验快堆堆容器及堆内构件、旋转屏蔽塞创新成果显着》一文中研究指出一、中国一重快堆项目简介1998年12月25日中国一重与中国原子能科学研究院签定了《中国实验快堆堆容器及堆内构件和旋转屏蔽塞联合施工设计技术协议》,1999年1月11日签定了《中国实验快堆堆容器及堆内构件联合施工设(本文来源于《中国科技产业》期刊2010年11期）
董建丽[5]（2008）在《十年磨剑掬心香——中国实验快堆堆容器及堆内构件、旋塞制造安装纪事》一文中研究指出当新年的第一缕霞光洒向大地的时候,回首过去的一年,快堆人不免心潮起伏。就在这一年,堆容器安装的完成使大家看到了胜利的曙光。穿越时空的隧道,自从1998年和中国第一重型机械集团(以下简称一重)签订堆容器及堆内构件、旋塞设计合同以来,近10个春秋转瞬即逝。或许,只有静默的堆容器和它内部形状各异、纷繁复杂的5万多个零件能够作(本文来源于《中国军转民》期刊2008年01期）
乔雪冬,杨红义,冯预恒[6]（2006）在《中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析》一文中研究指出堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)一回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却。本文利用国际通用的计算流体力学软件STAR-CD对CEFR堆容器冷却系统进行叁维数值模拟,得到了在全厂断电事故发展过程中堆容器冷却系统的温度场和流场的瞬态分析结果,为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提供了数据,对快堆优化设计和安全分析提供了重要的理论支持。(本文来源于《核动力工程》期刊2006年S1期）
端传兵,程勇,陈立苏,李正良,魏晓汉[7]（2006）在《中国实验快堆工程(CEFR)堆容器用补偿器设计制造》一文中研究指出本文介绍了中国实验快堆工程堆容器用Φ8228波纹补偿器的设计、制造、试验、包装。该波纹管的制造成功标志着我国在大口径、厚壁波纹管方面已经达到了世界一流水平。(本文来源于《第九届全国膨胀节学术会议膨胀节实用技术精选集》期刊2006-11-01）
余华金[8]（2003）在《中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定》一文中研究指出概述了中国实验快堆(CEFR)堆容器应力强度的计算与评定过程,重点介绍了在计算与评定中遇到的等效热导率、温度场热应力计算、热冲击计算、套管接管力施加及复杂结构的粗细网格过渡等设计中需解决的问题。计算与评定结果表明:CEFR堆容器的应力强度满足《ASME规范》和《核电厂抗震设计规范》(GB50267 95)要求。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2003年02期）
快堆堆容器论文开题报告
（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：
与传统能源相比，核能具有高效、清洁的特点，可以弥补正在迅速减少的化学能源。核能在各个国家的电力发展中起着越来越重要的作用，作为第四代反应堆的快堆具有可增殖、热效率高、安全等优点，未来可以广泛应用。堆内有很多涉及到反应堆安全的重要部件，为了对这些大型零部件和堆容器结构的安全性分析提供温度载荷，必须对整个冷热钠池的热工水力有清楚的了解。本文根据快堆的国内外研究现状，结合中国实验快堆的自身特点，应用CFD软件对中国实验快堆堆容器的内部流场和堆容器壁面进行了数值模拟，通过数值模拟研究了冷热钠池的温度场和多孔介质区域，对堆容器壁面的温度场和热应力场进行分析，对简化模型进行流固耦合计算，主要目的是更系统深入的研究中国实验快堆（CEFR）堆容器内部流动的特点及规律，并进一步推动流固耦合研究结果在工程实践中得到应用。具体内容如下：（1）应用Fluent软件对中国实验快堆堆容器内部流场进行模拟，并利用多孔介质模型得出额定工况下冷热钠池的整体温度分布，并根据得出的温度值与已有值进行比较分析，验证整体模拟的可行性，为今后的全厂断电工况下整体模型的温度场分析提供依据。（2）根据已有的堆容器温度场分布，应用ANSYS软件对CEFR反应堆容器冷却系统中的主容器、氩气层、保护容器和保温层进行热应力分析，得出额定工况和全厂断电事故工况下的热应力分布，为堆容器的结构优化设计提供依据。（3）利用Workbench对堆容器简化模型的流固耦合问题进行模拟研究，完成了简化模型载荷的施加、温度场和热应力的计算分析，并对厂房内空气的自然循环流动过程进行了研究。改变了以往将流体和固体分开计算的方式，这样就大幅度地提高了数值模拟的准确性和可靠性。根据计算分析可得出以下结论：CEFR热钠池温度变化比较剧烈，冷钠池温度基本保持不变；堆容器热应力最大值出现在最内侧主容器壁面的-4.5m处。因此在实际工程应用过程中，要加强该区域的应力监测。本论文所做工作与实际应用紧密结合，具有较高的工程实践意义。
（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。
快堆堆容器论文参考文献
[1].燕春光,李雅平,王明政.钠冷快堆堆容器堆内构件用316型不锈钢及其持久断裂性能[J].钢铁研究学报.2018
[2].李朝君.中国实验快堆堆容器温度场数值模拟及热应力分析[D].哈尔滨工程大学.2011
[3].李朝君,薛若军.中国实验快堆堆容器温度场及热应力分析[C].中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第2册（铀矿冶分卷、核能动力分卷（上））.2011
[4]..中国实验快堆堆容器及堆内构件、旋转屏蔽塞创新成果显着[J].中国科技产业.2010
[5].董建丽.十年磨剑掬心香——中国实验快堆堆容器及堆内构件、旋塞制造安装纪事[J].中国军转民.2008
[6].乔雪冬,杨红义,冯预恒.中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析[J].核动力工程.2006
[7].端传兵,程勇,陈立苏,李正良,魏晓汉.中国实验快堆工程(CEFR)堆容器用补偿器设计制造[C].第九届全国膨胀节学术会议膨胀节实用技术精选集.2006
[8].余华金.中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定[J].原子能科学技术.2003