一、我国将建设快堆核电站（论文文献综述）
李莹,孙玉兵[1]（2021）在《我国核电发展现状、问题和建议》文中认为目前,我国能源结构主要以化石能源为主,但是化石能源使用过程中造成环境污染。核电作为一种高能源密度和安全可靠的清洁能源,我国在和平利用核电和核技术领域得到了飞快的发展。本文简单介绍了我国核电发展存在的问题提出一些可行性建议,协调解决核电设备设计与制造、安装分割问题,对设备的设计制定相关标准,促进核电的经济效益、社会效益和环境效益协调发展。高效安全利用核能对于我国实现"双碳"目标,特别是在2060年前实现"碳中和"具有重要推动作用。
郭慧芳,仇若萌,高寒雨[2]（2021）在《俄罗斯核电发展现状及启示》文中进行了进一步梳理俄罗斯是传统的核电大国,始终将核电发展作为保障能源安全、经济发展和维持国际地位的重要战略决策。稳步促进本国核电发展、努力推动核电科研与管理创新,以及积极开拓国际市场成为近年来俄罗斯核电发展的重中之重。俄罗斯国家原子能公司统一负责整个核电产业的规划、发展与运营,这也为我国核电管理体制与技术创新,以及推行核电产业化的发展模式提供了值得借鉴的经验。本文从俄罗斯核电发展的历史概况、发展现状以及未来发展趋势方面进行了总结和分析,并提出核电发展的两点启示。
张馨玉,郭慧芳,袁永龙[3]（2021）在《全球小型模块化反应堆发展综述》文中研究说明随着全球能源需求的日益增长,核能作为低碳清洁能源在全球受到高度重视。发电功率低于300MWe的小型模块化反应堆,因其模块化建造体积小、建造周期短、安全性能高、易并网、选址成本低、适应性强、多用途等优点,在全球广受追捧。美、俄等主要国家积极推进小型模块化反应堆的研发与部署,全球约有20多种小型模块化反应堆的设计,首座小型模块化反应堆有望在2023年投入运行。根据冷却剂和中子谱的不同,小型模块化反应堆可以分为陆上模式堆、海上模式堆、高温气冷堆、快堆和熔盐堆。小型模块化反应堆具有智能灵活的运用特性,可为中小型电网和偏远地区供电,在分布式发电中有重要应用,可以较好的替代退役火电机组,在核能供热领域有广阔的应用前景,有能力给偏远军事基地、海岛、海上平台的能源供应带来革命性变化。小型模块化反应堆,无论是军事领域还是民用领域,都有广泛需求,将是核反应堆技术未来发展的重点方向,具有战略意义,有重大的潜在军、民用价值。
程竹静,李磊,张诗悦[4]（2021）在《世界先进核能与核安全技术发展及其对我国的启示》文中进行了进一步梳理核能可持续发展与核安全是保障国家总体安全的战略性需求,核能科技事关国家安全、经济发展、国防建设、能源革命,是国家科技水平和综合国力的重要标志。本文梳理分析美国、俄罗斯、法国等主要核能强国在先进核能与核安全技术方面的发展,提出世界核能强国核能发展战略对我国先进核能与核安全技术发展的启示。
陈平,张瑞谦,段振刚,高士鑫,杜沛南,邱玺,周毅,尹春雨,何琨,何梁[5]（2021）在《面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展》文中认为作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳材料研制等方面取得的成果。面向未来不同需求的先进反应堆,这些自主研发的新型不锈钢包壳材料将为我国实现由核电大国向核电强国的转变提供有力支撑。
刘晓楠[6]（2021）在《基于AP1000核电站屏蔽厂房TMD减震结构的铅基堆隔震研究》文中提出
张廷克[7]（2021）在《核能：从研发原子弹到跻身核电大国》文中研究指明我国核能的开发利用始于上个世纪50年代,60多年来,在党中央几代领导集体的亲切关怀和领导下,我国核能事业从无到有、从小到大,取得了世人瞩目的成就,为国家安全和经济建设作出了突出贡献。强核强军,建立新中国核工业体系。1955年1月15日,毛泽东主席主持召开中共中央书记处扩大会议,作出发展原子能事业的战略决策。随后,成立了第二机械工业部（核工业部）,标志着我国核工业建设开始起步。
陈灵芝[8]（2021）在《新型含Al铁基合金在铅基液态金属中的腐蚀行为及机理研究》文中进行了进一步梳理为解决能源紧缺和环境污染问题,必须开发利用清洁环保的新能源。核能作为一种可调度和大规模应用的清洁能源受到各国重视。铅冷快堆是重点发展的第四代反应堆之一。其使用液态铅或铅基合金（铅铋合金,LBE）作为主冷却剂,堆芯部件工作于高温、强中子辐照和强腐蚀环境中,对结构材料的高温力学性能和抗辐照性能,尤其是抵抗液态金属腐蚀的能力要求很高。具有较强抗氧化能力的含Al铁基合金是铅冷快堆包壳的重要候选材料,包括新型含Al奥氏体（Alumina forming austenitic,AFA）钢和含Al纳米氧化物弥散强化（Oxide dispersion strengthened,ODS）钢。当前对于这两类材料在液态铅中的腐蚀行为研究还不多。本论文针对铅冷快堆对耐腐蚀材料的迫切需求,研究了两类新型含Al铁基合金,即AFA钢和ODS钢在液态铅中的腐蚀行为。对比研究了液态金属氧含量、合金成分、温度等对合金腐蚀行为的影响。结果表明,Ni含量为18 wt.%、Al含量为3 wt.%,Cr含量为16 wt.%时,AFA钢具有奥氏体/铁素体双相组织。在550℃的铅铋合金中,随着液态金属中氧浓度从10-12 wt.%升高到10-6 wt.%,其抗腐蚀能力逐渐增强。氧浓度为10-12 wt.%时主要发生溶解腐蚀,在10-9 wt.%到10-8 wt.%区间,溶解腐蚀逐渐减轻,且铁素体相对于抗腐蚀能力起到积极作用;氧浓度为1 0-6 wt.%时,腐蚀模式转变为氧化为主,合金表面生成了保护性氧化膜。腐蚀初期Ni在液态金属中的溶解较少,双相中的奥氏体相发生轻微的铁素体化,B2-NiAl相先于氧化膜形成,其可作为Al的储蓄池,有助于富铝氧化膜的形成及长期稳定性的提高。所形成的氧化膜厚度小于200 nm,为复杂的多层结构,可大致分为三层:富Cr/Fe的最外层,富Al/Cr的中间层,富Al的最内层。Ni、Al含量不变,当Cr含量由16 wt.%降至12 wt.%左右,AFA钢组织从双相转变为奥氏体单相,其抗液态金属腐蚀的能力略有下降,Nb的加入又可以明显加强其防腐蚀能力。在550℃、氧含量为1 0-6wt.%的LBE中,含Nb的单相奥氏体AFA钢表面亦形成了保护性的富Al氧化膜。当液态金属的温度提升到700℃时,材料受到的腐蚀明显加重,且腐蚀形态与550℃时相比有所不同,此时奥氏体基体中能观察到明显的Laves、B2-NiAl析出相及富Cr相。Laves相在腐蚀过程中较稳定。对9Cr、9CrAl、9CrAlZr及14CrAl-ODS钢进行了 600℃液态铅中氧浓度10-6 wt.%条件下不同时间的腐蚀,其表面保护性区域所占比率依次为42%、42%、80%和100%。Al、Cr及Zr的协同作用对ODS钢抗腐蚀能力的提高表现明显。从9Cr到9CrAl,Al的加入虽然对材料表面保护性面积的影响很小,但能明显降低腐蚀深度;当Al的量保持不变,Cr的含量升高到14 wt.%时,超过了临界浓度NCrCri,此时,Cr的“第三元素效应”明显,促进了表面致密连续的Al2O3膜的形成。添加了一定量Zr的9CrAlZr相比于9CrAl-ODS钢,表面腐蚀区域所占比例减少了 38%,第二相粒子Y-Zr-O相比Y-Al-O发挥了更强的“活性元素效应”,可促进保护性氧化膜的形成。总结而言,9Cr和9CrAl-ODS钢均以溶解腐蚀为主,溶解腐蚀方程式呈类抛物线;9CrAlZr-ODS钢部分区域发生溶解腐蚀,部分区域则形成了保护性氧化膜;14CrAl-ODS钢未发生明显溶解腐蚀,表面形成了保护性的氧化层。AFA双相钢在700℃液态铅中腐蚀1000 h后时效析出明显且与腐蚀相互作用,结果比大气时效更为复杂。大气时效初期,奥氏体相中几乎没有明显析出,铁素体相中则大量析出Laves相和和B2-NiAl相;时效时间为360 h时,奥氏体相开始有大量析出相出现,包括Laves相和B2-NiAl相,其形貌与铁素体相中的析出明显不同,至1000 h时,这些析出相进一步增多,时效析出使得AFA钢的拉伸强度明显提高,但是塑韧性下降。700℃液态铅中远离与液态铅接触界面的的基体处未受腐蚀影响,其析出行为与大气中类似;与液态铅接触界面处由于受到元素溶解的影响,奥氏体中的NiAl会发生变形聚集;NiAl析出在两个相区均不能稳定存在;铁素体中富Cr相会分解成小块状;Laves在腐蚀过程中较为稳定。
刘少华[9]（2021）在《快堆小栅板联箱内七盒组件流量分配特性实验研究与数值模拟》文中指出池式钠冷快堆一回路内部包含大、小栅板联箱及多种堆芯组件,部件繁多且结构复杂,导致内部冷却剂的流动状况复杂。此外堆芯组件种类繁多,发热功率及其分布位置各不相同,尤其是燃料组件,若通过其中的冷却剂流量偏大,堆芯出口冷却剂温度低,影响反应堆经济性;而冷却剂流量偏小,则会导致燃料组件得不到充分的冷却,威胁反应堆安全。因此合理的流量分配对于反应堆安全性和经济性十分关键。目前的研究工作多针对快堆堆内构件如小栅板联箱、燃料组件、带绕丝棒束等部件进行研究,针对快堆堆芯组件流量分配特性的研究较少;部分研究是对大、小栅板联箱内的流量分配情况进行了数值模拟,但是未采用完整组件,且管脚类型单一,数值结果缺少多样性,且缺乏充分的实验数据加以验证。因此有必要针对快堆堆芯组件流量分配特性进行进一步探究,采用完整组件模型并增加组件类型。本文根据快堆一回路结构,建立了一个由大栅板联箱套筒、小栅板联箱和七根燃料组件构成的七盒组件实验段,该实验段1:1比例全尺度模拟堆芯内冷却剂的流动情况,针对该实验段开展了水力实验研究。基于实验结果对小栅板联箱内七盒组件流量分配特性展开机理性研究,利用CFD软件对实验结果开展验证计算,验证了 k-ε模型和多孔介质参数在七盒组件模型高雷诺数工况下的合理性和有效性。随后进行了不同组件类型和管脚漏流情况七盒组件模型的计算。结合以上水力实验与数值模拟结果,细致分析了七盒燃料组件类型、安装位置及管脚漏流等因素对流量分配特性的影响,为快堆全堆芯流量分配的计算和实验提供技术支撑。研究结果表明:不同安装位置（中间和外围位置）下燃料组件的流动特性差异小于2%,证明了安装位置对组件流动特性的影响较小;改变模型七根组件的组合类型,组件间耦合作用对燃料组件流动特性影响有限,不同组合下各类组件流动特性表现一致;管脚漏流对组件流动特性的影响不明显,但是管脚漏流可以显着降低管脚接头受力,有利于组件流动稳定;七盒组件的实验流量分配系数在0.96-1.08之间,数值模拟流量分配系数在0.97-1.01之间,证明了现有小栅板联箱结构设计合理性,流量分配结果较为均匀。
梁秋莹[10]（2021）在《压水堆核电站流出物源项计算研究》文中进行了进一步梳理气液态放射性流出物的排放问题一直是核电厂安全评审与环境影响评价所关注的焦点。开展流出物源项的计算研究对于保证核电厂的安全运行、放射性废物优化管理以及环境影响评价等具有重要的意义。首先,本文对压水堆核电厂的放射性核素在不同系统中的物理过程进行研究与分析。根据核素初始来源以及其在一回路或二回路中放射性活度浓度,结合反应堆其自身设计特征、运行模式、处理工艺,再考虑放射性核素在相关系统迁移过程中各项设备对其总的去除情况,建立与之相对应的反映具体设计和工艺流程特点的核岛厂房通风系统、废气处理系统、硼回收系统、废液处理系统以及二回路系统中的气液态放射性流出物源项的计算模型,并通过解析求解方法得出的气液态放射性流出物源项。其次,基于流出物源项理论模型与求解方法,采用Fortran计算机编程语言和结构化程序设计方法,完成流出物源项程序PWR-RST的开发。PWR-RST程序在设计开发过程中考虑不同系统对放射性核素不同评估模式,用户可选择、设置以及修改相应参数,以适应不同系统的正常运行状态下排放源项预测以及评估需求。为了验证开发的PWR-RST程序准确性,以CRP1000核电机组的设计参数来建立测试算例,并将本程序计算结果与中广核开发CPGale程序的计算结果进行对比,两者吻合很好。最后,以反应堆厂房气载放射性流出物源项为研究目标,建立了基于抽样统计方法的不确定性与敏感性分析的计算平台。首先选取对流出物源项计算结果产生影响的输入参数,并确定参数的概率分布函数、不确定范围和抽样次数,通过拉丁抽样的方法对输入参数进行随机抽样;然后通过PWR-RST源项程序将输入参数不确定性传播到流出物源项不确定性;最后对流出物源项计算结果进行统计分析。研究结果表明:对于惰性气体流出物源项,其与主冷却剂泄漏率表现为很强的正相关且受到输入因子的影响,其不确定度为3.34%;对于气载碘和气溶胶流出物源项,其与主冷却剂泄漏率以及相应的汽水分配因子都表现为较强的正相关,与其相应的去污因子表现为较强的负相关且受到输入因子的影响,其计算结果不确定度分别为5.69%、5.66%。
二、我国将建设快堆核电站（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、我国将建设快堆核电站（论文提纲范文）
（1）我国核电发展现状、问题和建议（论文提纲范文）
| 1.引言 |
| 2.我们核电的发展现状、问题和建议 |
| (1)我国核电发展现状 |
| (2)核电发展过程存在的问题 |
| ①铀资源严重短缺 |
| ②核电技术人才缺乏 |
| ③安全处理核废料技术有限 |
| ④核电的具体设计、设备、建造等行业标准不完整 |
| (3)相关的建议 |
| ①安全高效发展核电 |
| ②建立健全相关法律法规 |
| ③各种清洁能源均衡发展 |
| ④加快建设核事故的应急救援体系 |
| ⑤加强核电科普知识的普及和宣传 |
| 3.结论与展望 |
（2）俄罗斯核电发展现状及启示（论文提纲范文）
| 前言 |
| 1 历史概况 |
| 1.1 机构设置（组织机构和研究机构） |
| 1.2 核电发展历史 |
| (1）核电起步阶段（1950s～1960s) |
| (2）蓬勃发展阶段（1970s～1980s初期） |
| (3）近乎停滞阶段（1980s中期～1990s) |
| (4）复苏阶段（2000s～) |
| 2 发展现状 |
| 2.1 积极开拓国际核电市场 |
| 2.2 努力推进核电技术创新 |
| 2.2.1 开发新型快中子堆（BREST-OD-300) |
| 2.2.2 建造世界上功率最大的钠冷快中子研究堆（MBIR) |
| 2.2.3 开发三代+压水堆（VVER-TOI) |
| 2.2.4 开创首座浮动核电站（FNPP) |
| 3 启示与建议 |
| 3.1 探寻完整的运营管理模式，推进产学研协同创新发展，加强核电技术创新 |
| 3.2 坚持“走出去”战略，推进核电国际化发展 |
| 4 小结 |
（3）全球小型模块化反应堆发展综述（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 SMR发展现状 |
| 1.1 SMR发展历史 |
| 1.2 主要国家SMR发展现状 |
| 1.2.1 美国SMR发展现状 |
| 1.2.2 俄罗斯SMR发展现状 |
| 1.2.3 英国SMR发展现状 |
| 1.2.4 加拿大SMR发展现状 |
| 1.2.5 其他国家SMR发展现状 |
| 2 SMR分类及技术路线 |
| 2.1 陆上水冷堆 |
| 2.2 海上水冷堆 |
| 2.3 高温气冷堆 |
| 2.4 小型模块化快堆 |
| 2.5 熔盐堆 |
| 3 SMR应用前景分析 |
| 3.1 SMR为中小型电网及偏远地区供电 |
| 3.2 SMR在分布式发电中有重要应用 |
| 3.3 SMR替代火电机组节能减排 |
| 3.4 SMR在核能供热领域应用前景广泛 |
| 3.5 SMR可用于核能制氢 |
| 4 SMR发展问题分析 |
| 4.1 SMR安全性问题 |
| 4.2 SMR监管经济性问题 |
| 5 分析与结论 |
（4）世界先进核能与核安全技术发展及其对我国的启示（论文提纲范文）
| 1 美俄法核能技术发展现状 |
| 1.1 美国核能发展 |
| 1.2 俄罗斯核能发展 |
| 1.3 法国核能发展 |
| 2 世界先进核能和核安全技术发展趋势 |
| 3 我国核能技术发展及存在不足 |
| 3.1 发展现状 |
| 3.2 存在不足和短板 |
| 4 发展建议 |
（5）面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展（论文提纲范文）
| 引言 |
| 1 不锈钢包壳的类别 |
| 2 国外不锈钢包壳研发进展 |
| 2.1 奥氏体不锈钢 |
| 2.2 F/M钢 |
| 3 国内不锈钢包壳研发进展 |
| 3.1 Fe Cr Al合金 |
| 3.1.1 成分设计 |
| 3.1.2 制备工艺 |
| 3.1.3 堆外试验 |
| 3.1.4 辐照行为 |
| 3.1.5 中子经济性评价 |
| 3.1.6 氚渗透性能研究 |
| 3.2 奥氏体不锈钢 |
| 3.3 F/M钢 |
| 3.4 ODS钢 |
| 4 总结与展望 |
（7）核能：从研发原子弹到跻身核电大国（论文提纲范文）
| 强核强军，建立新中国核工业体系。 |
| 和平利用，开启核能发展新篇章。 |
| 实现跨越，核能发展取得辉煌成就。 |
| 一、跻身世界核电大国行列，核电安全运行业绩保持国际先进水平 |
| 二、率先实现由二代向三代核电技术的全面跨越，先进核能技术研发取得重要突破 |
| 三、自主化、国产化水平稳步提高，核能产业链保障能力全面提升 |
| 四、核能国际合作持续深化，核电“走出去”成果丰硕 |
| 再续辉煌，开启迈向核能强国建设新征程。 |
（8）新型含Al铁基合金在铅基液态金属中的腐蚀行为及机理研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 引言 |
| 2 文献综述 |
| 2.1 核能系统的发展 |
| 2.2 铅冷快堆 |
| 2.2.1 铅冷快堆的发展及其服役环境 |
| 2.2.2 液态铅腐蚀的主要模式 |
| 2.2.3 保护性氧化膜的设计依据 |
| 2.3 铅冷快堆包壳材料的发展 |
| 2.3.1 包壳材料的要求 |
| 2.3.2 传统包壳材料的研究现状 |
| 2.3.3 新型包壳材料的提出与研究现状 |
| 2.3.4. 包壳材料研发的挑战与对策 |
| 2.4 本论文主要研究工作及思路 |
| 3 实验方法及分析测试方法 |
| 3.1 实验材料 |
| 3.1.1 AFA钢的制备及其显微组织 |
| 3.1.2 ODS钢的制备及其显微组织 |
| 3.2 腐蚀实验及表征方法 |
| 3.2.1 样品加工 |
| 3.2.2 腐蚀实验设备及过程 |
| 3.2.3 腐蚀后样品的处理及测试 |
| 4 AFA钢在铅基液态金属中的腐蚀行为及机理 |
| 4.1 氧浓度对腐蚀的影响 |
| 4.1.1 液态铅中氧浓度的控制 |
| 4.1.2 不同氧浓度条件下的腐蚀结果 |
| 4.1.3 不同氧浓度条件下的腐蚀机制 |
| 4.2 成分对腐蚀的影响 |
| 4.3 温度对腐蚀的影响 |
| 4.4 氧化膜的结构及抗腐蚀机理 |
| 4.4.1 保护性氧化膜的结构 |
| 4.4.2 抗腐蚀机理 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 ODS钢在液态金属铅中的腐蚀行为及机理 |
| 5.1 腐蚀动力学过程 |
| 5.1.1 长时间腐蚀后的量化结果 |
| 5.1.2 腐蚀动力学方程式模拟 |
| 5.1.3 不同时间下腐蚀产物的形貌 |
| 5.2 Al及Cr对腐蚀行为的影响 |
| 5.2.1 腐蚀产物形貌及成分分析 |
| 5.2.2 9CrAl-ODS钢的腐蚀产物结构分析 |
| 5.3 Zr对腐蚀行为的影响 |
| 5.4 抗腐蚀机理 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 700℃高温腐蚀及时效对AFA析出相稳定性的影响 |
| 6.1 时效实验与方法 |
| 6.1.1 时效过程 |
| 6.1.2 时效样品的测试方法 |
| 6.2 时效下的显微组织稳定性 |
| 6.2.1 A1812Nb的显微组织稳定性 |
| 6.2.2 A1816Nb的显微组织稳定性 |
| 6.2.3 时效过程中力学性能的变化 |
| 6.3 腐蚀中的显微组织稳定性 |
| 6.3.1 低氧浓度(5×10~(-9)wt.%) |
| 6.3.2 高氧浓度(10~(-6)wt.%) |
| 6.4 本章小结 |
| 7 总结 |
| 7.1 全文总结 |
| 7.2 特色与创新 |
| 参考文献 |
| 作者简历及在学研究成果 |
| 学位论文数据集 |
（9）快堆小栅板联箱内七盒组件流量分配特性实验研究与数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 本文的主要研究内容 |
| 第2章 实验装置和实验方法 |
| 2.1 实验原理 |
| 2.2 实验台架介绍 |
| 2.2.1 实验系统 |
| 2.2.2 单根组件实验段 |
| 2.2.3 七盒组件实验段 |
| 2.3 实验方法 |
| 2.4 不确定度分析 |
| 第3章 实验结果与分析 |
| 3.1 单根组件实验结果 |
| 3.1.1 无管脚实验结果 |
| 3.1.2 内置涡轮管脚实验结果 |
| 3.2 七盒组件实验结果及分析 |
| 3.2.1 整体实验结果分析 |
| 3.2.2 组件流动特性 |
| 3.2.3 组件耦合影响分析 |
| 3.2.4 流量分配结果分析 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 数值模拟方法及验证 |
| 4.1 数值计算理论 |
| 4.1.1 标准k-ε湍流模型 |
| 4.1.2 多孔介质 |
| 4.2 计算参数 |
| 4.3 棒束段多孔介质模拟 |
| 4.3.1 模型介绍 |
| 4.3.2 棒束段多孔介质 |
| 4.3.3 网格无关性分析 |
| 4.3.4 计算结果 |
| 4.4 单根组件数值模拟 |
| 4.4.1 模型介绍 |
| 4.4.2 网格无关性分析 |
| 4.4.3 计算结果 |
| 4.5 管脚密封多孔介质数值模拟 |
| 4.5.1 模型介绍 |
| 4.5.2 网格无关性分析 |
| 4.5.3 计算结果 |
| 4.6 七盒组件模型 |
| 4.6.1 模型介绍 |
| 4.6.2 网格无关性分析 |
| 第5章 七盒组件流量分配特性数值模拟 |
| 5.1 模拟Ⅰ类组合组件计算结果 |
| 5.2 管脚漏流影响分析 |
| 5.3 组件耦合影响分析 |
| 5.3.1 组件位置影响分析 |
| 5.3.2 耦合作用影响分析 |
| 5.4 流量分配结果 |
| 第6章 总结 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读硕士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（10）压水堆核电站流出物源项计算研究（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 国内外研究现状 |
| 1.2.1 不确定性分析的研究现状 |
| 1.2.2 排放源项的研究现状 |
| 1.3 论文的主要研究内容 |
| 第2章 流出物源项计算理论基础 |
| 2.1 核岛厂房通风系统 |
| 2.1.1 连续通风系统 |
| 2.1.2 反应堆厂房 |
| 2.2 废气处理系统 |
| 2.3 二回路系统 |
| 2.3.1 二回路冷却剂放射性核素浓度 |
| 2.3.2 二回路系统气态释放 |
| 2.3.3 二回路系统液态释放 |
| 2.4 硼回收系统 |
| 2.5 废液处理系统 |
| 2.6 硼回收处理系统和废液处理系统放射性废液释放计算修正 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 流出物源项程序开发及算例验证 |
| 3.1 程序编写语言 |
| 3.2 程序设计流程 |
| 3.3 算例验证 |
| 3.3.1 核岛厂房通风系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.3.2 废气处理系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.3.3 二回路系统流出物源项结果验证 |
| 3.3.4 硼回收系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.3.5 废液处理系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 流出物源项计算不确定性分析 |
| 4.1 不确定性分析方法 |
| 4.1.1 抽样方法 |
| 4.1.2 非参数统计方法 |
| 4.1.3 基于相关系数的敏感性分析方法 |
| 4.2 不确定性传播计算 |
| 4.3 输入参数不确定性的量化分析 |
| 4.4 输出结果统计分析 |
| 4.4.1 输出结果不确定性分析 |
| 4.4.2 输入参数敏感性分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
四、我国将建设快堆核电站（论文参考文献）
- [1]我国核电发展现状、问题和建议[J]. 李莹,孙玉兵. 当代化工研究, 2021(22)
- [2]俄罗斯核电发展现状及启示[A]. 郭慧芳,仇若萌,高寒雨. 中国核科学技术进展报告（第七卷）——中国核学会2021年学术年会论文集第8册（核情报分卷）, 2021
- [3]全球小型模块化反应堆发展综述[A]. 张馨玉,郭慧芳,袁永龙. 中国核科学技术进展报告（第七卷）——中国核学会2021年学术年会论文集第8册（核情报分卷）, 2021
- [4]世界先进核能与核安全技术发展及其对我国的启示[J]. 程竹静,李磊,张诗悦. 中国基础科学, 2021(04)
- [5]面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展[J]. 陈平,张瑞谦,段振刚,高士鑫,杜沛南,邱玺,周毅,尹春雨,何琨,何梁. 中国基础科学, 2021(04)
- [6]基于AP1000核电站屏蔽厂房TMD减震结构的铅基堆隔震研究[D]. 刘晓楠. 哈尔滨工程大学, 2021
- [7]核能：从研发原子弹到跻身核电大国[J]. 张廷克. 中国经济周刊, 2021(12)
- [8]新型含Al铁基合金在铅基液态金属中的腐蚀行为及机理研究[D]. 陈灵芝. 北京科技大学, 2021
- [9]快堆小栅板联箱内七盒组件流量分配特性实验研究与数值模拟[D]. 刘少华. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [10]压水堆核电站流出物源项计算研究[D]. 梁秋莹. 华北电力大学(北京), 2021(01)