一、SSBWR-200非能动余热排出系统设计（论文文献综述）
刘展,戚展飞,王国栋,王伟伟,张国胜[1]（2020）在《国内外小堆专设配置和CAP200专设论证》文中进行了进一步梳理针对国际原子能机构定义的电功率300MW以下的小型核电机组,本文较为完整地梳理了国内外研究机构主要开发的小堆,对于各型号小堆专设安全配置的特点,进行了用于缓解事故的合理分析。结合上海核工程研究设计院（SNERDI）研发的CAP200紧凑型小堆的特征,提出有效缓解非丧失冷却剂事故、丧失冷却剂事故和安全壳的专设配置措施,梳理挑战其专设配置的卡关事故,开展定量事故评价,确保CAP200紧凑型小堆专设安全配置可保证反应堆堆芯和安全壳的完整性。
王晨阳[2]（2020）在《船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究》文中进行了进一步梳理船用核动力装置的固有安全性是评价其性能的重要指标。复杂的海洋运动会引入非稳态力场,改变非能动安全系统的热工水力特性,使系统偏离预期运行状态。量化非能动安全系统可靠性有助于提高公众的接受程度,是将非能动系统广泛应用于船用核动力装置中的重要环节。本文主要针对现有研究中的不足,展开了适用于船用核动力非能动安全系统可靠性分析方法研究。本文开发了适用于海洋条件下非能动安全系统可靠性分析的热工水力程序,并通过与参考值比对验证了程序的适用性;在程序中增加不确定性分析功能,为进一步开展可靠性分析奠定基础。在不同海洋条件下,对船用一体化压水堆IP200非能动余热排出系统展开运行特性分析。结果指出倾斜条件会使左、右两侧环路流量分布不均,流量偏移值随倾斜角度增加而增大。堆芯自然循环流量有所降低,冷却剂温度有明显的上升。摇摆运动的振幅越大或周期越小,环路自然循环流量波动越大,由于环路的抵消作用,堆芯冷却剂流量波动幅度较小,且波动周期为摇摆周期的一半。当摇摆运动较为剧烈时,堆芯冷却剂时均流量有所下降,冷却剂温度升高,摇摆运动会使非能动余热排出系统的流量高频率振荡。起伏条件下,冷却剂流量与非能动余热排出系统流量均出现与起伏周期相同的流量波动。堆芯总流量的振幅接近于各环路振幅之和。在较大的起伏幅度和周期下,系统流量波动增大,起伏振幅比起伏周期的影响更加明显。为了解决现有非能动安全系统可靠性分析方法中计算成本过高,精度不够等缺点,本文以Kriging模型为基础展开高精度代理模型研究。计算结果表明:采用粒子群优化算法代替传统Kriging模型常用的模式搜索法,能够有效降低超参数求解过程中对初始点的依赖性,多点并行的方式有效避免了陷入局部最优的可能,粒子群优化求解超参数能够提高模型的鲁棒性。基于多项式混沌展开作为趋势函数的Kriging模型,能够发挥多项式混沌展开的全局逼近能力强的特点,显着提高Kriging模型的全局近似能力,进一步地改善了Kriging模型的精度。为了进一步提高非能动系统可靠性分析的效率,基于方差缩减的思想展开先进抽样策略研究。根据候选样本池内学习函数值确定添加到试验设计中的新样本点,并以此更新Kriging模型。在此基础上,改进基于元模型的重要度抽样法,使用自适应Kriging模型代替真实函数求解重要样本集内的指示函数值,以此减少真实数值计算程序的调用次数。结果显示自适应Kriging模型通过U函数值确定最优试验点,能够有效地将抽样点转移至预测不确定性较大的区域以及极限状态函数附近,能够更策略性地选取样本,从而提高计算效率。基于自适应Kriging模型改进后的元模型重要抽样法解决了重要度抽样法无法分析多失效区域问题的不足,同时避免了传统元模型重要抽样方法中求解修正因子时需要反复调用真实数值分析程序的缺陷,通过迭代完善策略使构建的重要抽样概率密度函数趋近于最优,能够充分识别不同失效区域的同时提高失效样本点的数目,显着地减少了计算成本。改进后的算法对于小失效概率问题、多失效区域问题以及高维问题都具有良好的适用性。对海洋条件下IP200的非能动余热排出系统展开可靠性分析。使用改进后的元模型抽样算法进行功能失效概率计算。结合代理模型技术与全局敏感性分析方法对系统关键参数进行敏感性分析,识别影响系统功能的关键参数。并将物理过程失效整合到概率安全分析模型中。改进后的元抽样算法能显着地减少RELAP5程序的调用次数。通过将Kriging模型与Sobol方法结合的全局敏感性分析,解决了局部敏感性分析无法考虑参数间交互作用影响的不足,同时避免了全局敏感性分析方法计算量庞大的不足。结果显示海洋条件对非能动余热排出系统功能失效具有重要影响,倾斜角度、摇摆振幅以及运动周期对非能动系统功能具有显着影响。概率安全安全分析结果表明非能动系统功能失效对系统可靠性起主导作用,止回阀失效与换热器堵塞也对系统可靠性具有较大影响。本文中所提出的船用非能动安全系统可靠性分析方法,考虑了海洋条件不确定性因素对船用核动力装置的影响,填补了船用核动力非能动系统可靠性分析领域的空白。解决了传统分析方法分析效率低、精度不足等缺陷。对于提高核动力装置的安全、可靠性以及非能动安全系统广泛应用于船用核动力装置具有重要的意义。
孙建闯,曹夏昕,冉旭,张卓华,米争鹏,丁铭[3]（2019）在《低流量下等高差自然循环系统倒流现象实验研究》文中研究说明自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并不常见。对等高度差自然循环系统的上水平段倒流特性进行了可视化实验研究。实验结果表明,上水平段倒流长度随流量的增加而减小,随着加热段出口流体与倒流流体温差的增大而增加。研究发现,上水平段倒流现象主要受加热段出口流体惯性力和与倒流流体形成的浮升力共同影响,并且倒流现象的发生可以通过Richardson数来判定。
彭超[4]（2018）在《压水堆机组和示范快堆机组重要厂用水系统设计方案对比分析》文中进行了进一步梳理通过对比压水堆机组和示范快堆机组中重要厂用水系统的功能和流程,说明两种堆型中重要厂用水系统设计方案的差异,而这些差异的产生是由于系统在不同堆型中承担的功能不同。在压水堆机组中,重要厂用水系统是最终热肼,而在快堆机组中,重要厂用水系统是部分最终热肼之一,而且系统运行工况也完全不同。系统的功能决定系统的设计基准和设计方案。快堆中重要厂用水系统按安全级别不同分开设计,这样不仅降低了本系统的设备投资,还对核电厂中相关建构筑物产生影响,节省土建费用。所以无论从系统本身还是从相关影响来看,快堆机组中重要厂用水系统分级设计都更为合理。
张庆为[5]（2018）在《海洋条件下非能动余热排出系统的可靠性分析》文中指出随着核科学技术的不断发展及三次核电站严重事故带来的教训,核能领域对安全性的要求也相应地提高。目前,越来越多的新型反应堆和船舶核动力装置采用了非能动安全系统的设计以提高其安全性。理论上非能动安全系统具有更高的可靠性,但缺乏有说服力的安全分析报告是制约非能动安全系统大量投入应用的因素之一。通过科学的方法给出非能动系统的安全分析数据对核能的发展和应用具有十分重要的意义。非能动系统的可靠性分析的重点和难点是物理过程失效概率的计算。目前国际上对该问题还没有形成统一的科学分析方法,需要根据针对的研究对象和需求不同来设计具体的分析方案。本文针对海洋条件下IP200小型一体化压水堆非能动余热排出系统,将热工水力分析和非能动可靠性分析方法相结合对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的功能可靠性进行计算分析和评价,其目的是能够较为精确、全面地评估IP200非能动余热排出系统在海洋条件影响下的可靠性。本文在最佳估算程序RELAP5/MOD3.1平台的基础上,考虑海洋条件引入的非稳态力场对系统的热工水力特性造成的影响,建立一体化压水堆IP200的物理可靠性模型。首先确定系统不确定性的来源,然后应用以蒙特卡罗思想为基础的拉丁超立方抽样方法对不确定性进行量化,以模拟不同的海洋条件工况。以不确定性量化的结果作为输入参数,应用物理可靠性模型对系统的不确定性进行传递计算,模拟全厂断电事故的进程。利用不确定性进行传递计算的结果计算非能动余热排出系统物理过程失效的概率,结合概率安全分析方法计算分析非能动余热排出系统在全厂断电事故下的功能可靠性。计算结果表明,在全厂断电事故工况下,一体化压水堆IP200非能动余热排出系统在海洋条件影响下仍然能够完成导出堆芯余热,维持堆芯的长期冷却的功能,具有极高的可靠性。
邵世威,王凯,曲世祥,何兆忠,陈堃[6]（2016）在《基于层次分析法选取影响硝酸盐自然循环回路性能的关键参数》文中研究指明硝酸盐自然循环回路（Nitrate natural circulation loop,NNCL）中驱动力和阻力在量级上非常接近,由于环境、材料参数、结构参数和运行参数的波动都可能对NNCL系统性能造成不可忽略的影响,因此需要寻找出影响NNCL系统性能的关键参数。层次分析法是一种采用专家经验构造判断矩阵,通过计算参数不同权重供人们决策的系统分析方法。利用层次分析法对影响NNCL系统性能的40个参数进行建立层次结构模型和判断矩阵,通过权重计算从而选出12个关键参数,这些参数既包括物性参数、结构参数,也包括运行参数。通过分析得出NNCL系统运行阶段应关注的关键参数依次为空气入口温度、加热功率和空气流量。
代守宝[7]（2012）在《核动力装置仿真评价平台NPPSEP研究》文中研究表明核电的快速发展,对核动力装置的安全性和经济性提出了更高的要求。仿真在核电领域发挥着越来越重要的作用,它广泛地应用于反应堆设计安全分析、独立安全评价、先进主控室设计验证、事故缓解措施、操纵员培训以及教学等方面的研究,有效地提高了核动力装置的安全性和经济性。为此,本文基于受到国际认可和广泛使用的反应堆热工水力估算程序,扩展其二回路系统模型,并与可视化的人机交互界面有机集成,自主研究和开发了核动力装置仿真评价平台NPPSEP（Nuclear Power Plant Simulation Estimate Platform）,并用于相关领域研究。二回路蒸汽系统作为核动力装置实时、全范围、全功能仿真研究工作的重要组成部分,与反应堆一回路系统具有很大的耦合性,在分析系统运行安全性时须考虑二回路系统动态过程对反应堆的影响。尤其对船用核动力装置而言,受船体空间布置的局限及海洋机动条件下负荷剧烈变化的影响,核动力系统的安全与二回路热力系统运行状态的关系更为密切。而NPPSEP的反应堆热工水力程序选用了国际认可的最佳估算程序RELAP5,该程序原开发目的主要应用于反应堆一回路瞬态仿真计算,因此建立能够准确反映系统动态运行特性的汽轮机和冷凝器模型成为本文工作的主要组成部分之一。开发的汽轮机模型是基于级内蒸汽的流动和做功特点,充分考虑了汽轮机结构参数以及核汽轮机湿蒸汽流的非平衡两相凝结而形成的凝结冲波现象的影响。同时根据冷凝器的结构和换热特点,建立一个在凝汽式汽轮发电机组中被广泛应用的单压表面式水冷冷凝器的动态数学模型。RELAP5与新模型的耦合是NPPSEP开发的另一主要组成部分,本文对RELAP5程序进行多项改造包括新模型输入文件的格式制定和读入、程序间的耦合以及计算结果的动态输出,完成了 RELAP5二回路系统模型的扩展。程序改造工作的验证结果表明:改造后的RELAP5能够实现核动力装置一、二回路的仿真计算,改造工作对RELAP5程序的核心数学模型没有影响。可视化的人机交互界面是NPPSEP的第三个主要组成部分,为用户提供图形化的系统建模、窗口式的数据输入以及参数的动态交互。NPPSEP可视化人机界面采用MVC（Model-View-Controller）设计模式进行设计,利用开源的对象数据库db4o、矢量图形编辑控件VectorControl.Net3.0 SDK和定制控件结合图形设备接口 + GDI+（Graphics Device Interface Plus）技术,在.Net3.5框架上应用C#语言进行开发。用户可通过平台界面提供的绘图工具和图形部件库建立核动力装置系统仿真节点图,并利用各部件的参数输入窗口进行参数输入,忽略了 RELAP5输入文件的复杂编写规则,从而高效、准确的生成仿真对象的输入卡,以被RELAP5程序调用进行瞬态计算。瞬态计算过程中,用户可动态的对程序进行输入控制,同时程序以动态曲线的形式将用户定义的进行显示。NPPSEP利用工程管理SVG图元文件、数据文件和输入文件,满足多人分工和可间断性操作,支持工作的保存和复用。基于上述平台开发的功能,本文利用NPPSEP以一体化压水堆IP200概念设计方案为对象对其进行如下应用研究:在双恒定运行方案（主冷却剂平均温度不变和蒸汽压力不变）快速变负荷工况下,IP200 一、二回路系统动态特性的仿真;满负荷运行状态下动态的插入事故工况的仿真。研究表明,NPPSEP在研究领域和工程领域可以发挥重要作用。本文自主改造国际认可的反应堆最佳估算程序RELAP5,并对其二回路系统模型进行扩展,开创性的在RELAP5程序内部建立耦合接口实现与其它程序的耦合,为RELAP5其它系统设备的模块化提供理论基础,以实现RELAP5的快速建模。同时与开发的可视化的人机交互界面有机集成,形成核动力装置仿真评价平台NPPSEP,用于核动力装置一、二回路的仿真研究,该平台全部基于普通微机,具有一定的先进性。
石琦,陈景,高祖瑛[8]（2003）在《SSBWR-200非能动余热排出系统设计》文中进行了进一步梳理介绍了用于模块化沸水堆的先进非能动余热排出系统（RHRS）的设计,比较了两种具有不同回路结构的RHRS方案,并对主换热器置于不同位置时对RHRS排热能力的影响进行了分析。对主蒸汽阀关闭和给水管破裂两类事故的分析表明:设计的非能动余热排出系统能有效地将余热从堆中排出,保证堆芯始终不发生裸露。
二、SSBWR-200非能动余热排出系统设计（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、SSBWR-200非能动余热排出系统设计（论文提纲范文）
（1）国内外小堆专设配置和CAP200专设论证（论文提纲范文）
| 1 国内外小堆专设配置研究 |
| 1.1 国内外小堆 |
| 1.2 国内外小堆专设配置 |
| 2 CAP200专设配置论证 |
| 2.1 CAP200主要技术参数 |
| 2.2 CAP200专设配置 |
| 2.3 CAP200专设配置论证 |
| 3 结论 |
（2）船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 博士学位论文创新成果自评表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 非能动安全系统研究现状 |
| 1.2.2 海洋条件下热工水力特性研究现状 |
| 1.2.3 非能动系统可靠性研究现状 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 非能动安全系统可靠性评估方法 |
| 2.1 非能动安全系统可靠性分析方法概述 |
| 2.1.1 非能动系统可靠性分析特点 |
| 2.1.2 非能动系统中的不确定性 |
| 2.2 非能动可靠性分析框架与方法 |
| 2.3 可靠性分析相关理论 |
| 2.3.1 蒙特卡洛方法 |
| 2.3.2 一次二阶矩法(FORM) |
| 2.3.3 重要抽样法 |
| 2.3.4 子集模拟法 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 海洋条件下非能动余热排出系统运行特性分析 |
| 3.1 海洋条件仿真程序开发与验证 |
| 3.1.1 RELAP5程序简介 |
| 3.1.2 程序框架与模型修改 |
| 3.1.3 程序验证 |
| 3.2 研究对象介绍 |
| 3.2.1 IP200简介 |
| 3.2.2 IP200非能动余热排出系统 |
| 3.2.3 RELAP5建模 |
| 3.3 海洋条件下非能动系统运行特性 |
| 3.3.1 倾斜对非能动系统运行影响 |
| 3.3.2 摇摆对非能动系统运行影响 |
| 3.3.3 起伏对非能动系统运行影响 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 基于Kriging的代理模型优化研究 |
| 4.1 代理模型应用简介 |
| 4.2 Kriging模型 |
| 4.3 基于粒子群算法的Kriging模型优化 |
| 4.3.1 PSO-Kriging模型 |
| 4.3.2 粒子群优化算法 |
| 4.3.3 算法验证 |
| 4.4 基于多项式混沌展开的Kriging模型优化 |
| 4.4.1 多项式混沌展开 |
| 4.4.2 PC-Kriging |
| 4.4.3 算法验证 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 基于优化META-IS的先进抽样策略研究 |
| 5.1 自适应抽样策略研究 |
| 5.1.1 自适应抽样算法 |
| 5.1.2 学习函数与停止准则 |
| 5.1.3 自适应Kriging模型测试 |
| 5.2 优化的META-IS算法 |
| 5.3 算法测试 |
| 5.3.1 单失效区域算例 |
| 5.3.2 多失效区域算例 |
| 5.3.3 多维问题算例 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 IP200 非能动余热排出系统可靠性分析 |
| 6.1 功能失效概率计算 |
| 6.1.1 不确定性参数量化 |
| 6.1.2 不确定性传递 |
| 6.1.3 功能失效分析 |
| 6.2 全局参数敏感性分析 |
| 6.3 设备失效结合 |
| 6.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
（3）低流量下等高差自然循环系统倒流现象实验研究（论文提纲范文）
| 引言 |
| 1 实验装置及实验方法 |
| 2 实验结果与分析 |
| 2.1 自然循环流量影响 |
| 2.2 加热段出口流体与倒流流体温差影响 |
| 2.3 上水平段倒流机理和判据 |
| 2.3.1 倒流机理分析 |
| 2.3.2 上水平段倒流判据 |
| 3 结论 |
（4）压水堆机组和示范快堆机组重要厂用水系统设计方案对比分析（论文提纲范文）
| 1 压水堆重要厂用水系统设计方案 |
| 1.1 系统功能 |
| 1.2 系统流程 |
| 2 快堆重要厂用水系统设计方案 |
| 2.1 系统功能 |
| 2.2 系统流程 |
| 3 对比分析 |
| 3.1 热负荷对比 |
| 3.2 工况对比 |
| 4 相关影响 |
| 4.1 对主要设备的影响 |
| 4.2 对取水构筑物的影响 |
| 4.3 对泵房布置的影响 |
| 4.4 对抗震廊道的影响 |
| 5 结论 |
（5）海洋条件下非能动余热排出系统的可靠性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景及研究意义 |
| 1.2 相关研究成果综述 |
| 1.2.1 国外非能动可靠性方法 |
| 1.2.2 国内相关研究成果 |
| 1.2.3 国内外相关研究成果的评述 |
| 1.3 本文主要工作内容 |
| 第2章 非能动系统可靠性分析方法 |
| 2.1 非能动系统可靠性分析的概念和特点 |
| 2.2 非能动系统的不确定性分析方法 |
| 2.3 非能动系统可靠性分析思路 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 IP200反应堆物理可靠性建模 |
| 3.1 Relap5程序简介 |
| 3.2 IP200反应堆系统建模 |
| 3.2.1 IP200反应堆简介 |
| 3.2.2 IP200非能动余热排出系统简介 |
| 3.2.3 IP200反应堆模型节点划分 |
| 3.3 海洋条件的数学物理模型 |
| 3.3.1 附加力模型 |
| 3.3.2 流动换热模型 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 非能动余热排出系统的不确定性分析 |
| 4.1 不确定性来源的确定和量化 |
| 4.1.1 不确定性来源的确定 |
| 4.1.2 不确定性量化 |
| 4.2 海洋条件下的自然循环特性 |
| 4.2.1 倾斜对自然循环的影响 |
| 4.2.2 摇摆对自然循环的影响 |
| 4.2.3 起伏对自然循环的影响 |
| 4.3 基于层次分析法的不确定性来源评价 |
| 4.3.1 层次分析法的步骤和方法 |
| 4.3.2 不确定性来源评价 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 非能动余热排出系统的可靠性数据计算 |
| 5.1 陆基条件下的全厂断电事故分析 |
| 5.1.1 全厂断电事故简介 |
| 5.1.2 陆基条件下全厂断电事故分析 |
| 5.2 基于不确定性传递计算结果的物理过程失效概率计算 |
| 5.2.1 不确定性传递计算结果 |
| 5.2.2 不确定性传递计算结果分析 |
| 5.3 基于故障树方法的系统失效概率计算 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（7）核动力装置仿真评价平台NPPSEP研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外核能领域仿真研究现状 |
| 1.2.1 核电厂仿真研究发展和现状 |
| 1.2.2 反应堆热工水力建模方法研究现状 |
| 1.2.3 反应堆热工水力分析程序研究现状 |
| 1.2.4 二回路蒸汽系统分析程序研究现状 |
| 1.2.5 程序人机界面发展现状 |
| 1.3 本文的工作内容 |
| 第2章 RELAP5二回路系统模型的开发 |
| 2.1 二回路系统概述 |
| 2.2 汽轮机模型 |
| 2.2.1 汽轮机的工作原理及特点 |
| 2.2.2 RELAP5汽轮机模型 |
| 2.2.3 开发的汽轮机模型 |
| 2.2.4 汽轮机模型的验证 |
| 2.3 冷凝器模型 |
| 2.3.1 冷凝器数学模型的建立 |
| 2.3.2 冷凝器数学模型的验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 RELAP5二回路系统模型的扩展 |
| 3.1 RELAP5程序概述及改造目标 |
| 3.2 RELAP5程序的改造 |
| 3.2.1 RELAP5程序的结构 |
| 3.2.2 二回路系统模型的扩展 |
| 3.2.3 参数的动态输入和输出 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 NPPSEP可视化人机界面开发 |
| 4.1 RELAP5部件模型及输入卡介绍 |
| 4.2 可视化人机界面开发技术简介 |
| 4.3 NPPSEP可视化人机界面设计方案 |
| 4.3.1 界面的总体设计 |
| 4.3.2 图形化系统建模 |
| 4.3.3 导航树 |
| 4.3.4 计算结果显示界面 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 NPPSEP应用研究 |
| 5.1 IP200系统介绍 |
| 5.1.1 压力容器内部结构布置 |
| 5.1.2 非能动余热排出系统设计方案 |
| 5.1.3 二回路系统设计参数 |
| 5.2 IP200系统建模 |
| 5.3 IP200变负荷工况计算 |
| 5.3.1 IP200运行控制策略 |
| 5.3.2 IP200快速变负荷运行特性分析 |
| 5.4 IP200事故工况计算 |
| 5.4.1 蒸汽流阻塞事故 |
| 5.4.2 给水丧失事故 |
| 5.4.3 给水管道破口事故 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 附录1 |
| 别尔曼传热系数的计算 |
| 附录2 |
| 1 汽轮机输入卡的说明 |
| 2 汽轮机输入卡的格式示例 |
| 3 冷凝器输入卡的说明 |
| 4 冷凝器输入卡的格式示例 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（8）SSBWR-200非能动余热排出系统设计（论文提纲范文）
| 1 引言 |
| 2 非能动余热排出系统设计 |
| 2.1 系统组成 |
| 2.2 计算假设与方法 |
| 2.2.1 计算假设 |
| 2.2.2 计算方法 |
| 2.3 系统设计 |
| 2.3.1 多回路RHRS方案比较 |
| 2.3.2 主换热器不同位置比较 |
| 2.4 设计参数 |
| 3 系统运行验证 |
| 3.1 主蒸汽隔离阀 (MSIV) 突然关闭 |
| 3.2 给水管破裂 (FWTB) 事故 |
| 4 结论 |
四、SSBWR-200非能动余热排出系统设计（论文参考文献）
- [1]国内外小堆专设配置和CAP200专设论证[J]. 刘展,戚展飞,王国栋,王伟伟,张国胜. 核科学与工程, 2020(03)
- [2]船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究[D]. 王晨阳. 哈尔滨工程大学, 2020
- [3]低流量下等高差自然循环系统倒流现象实验研究[J]. 孙建闯,曹夏昕,冉旭,张卓华,米争鹏,丁铭. 化工学报, 2019(11)
- [4]压水堆机组和示范快堆机组重要厂用水系统设计方案对比分析[J]. 彭超. 给水排水, 2018(S1)
- [5]海洋条件下非能动余热排出系统的可靠性分析[D]. 张庆为. 哈尔滨工程大学, 2018(01)
- [6]基于层次分析法选取影响硝酸盐自然循环回路性能的关键参数[J]. 邵世威,王凯,曲世祥,何兆忠,陈堃. 核技术, 2016(04)
- [7]核动力装置仿真评价平台NPPSEP研究[D]. 代守宝. 哈尔滨工程大学, 2012(05)
- [8]SSBWR-200非能动余热排出系统设计[J]. 石琦,陈景,高祖瑛. 核动力工程, 2003(S2)