一、法国快中子增殖反应堆核电站的建成及发展（论文文献综述）
张广翔,金丹[1]（2021）在《苏联原子弹之父库尔恰托夫与苏联核计划》文中进行了进一步梳理苏联核计划是一项关乎苏联国家命运乃至国际政治格局的重要工程,其成功得益于数千名苏联科学家、工程师数年如一日的团结协作,其中,И.В.库尔恰托夫在科研与领导方面功不可没。在最艰难的战争年代,库尔恰托夫凭借其在核物理领域的权威性、极佳的组织能力以及对祖国的高度责任心,被任命为苏联核科研中心"2号实验室"主任。他通过组织学者开展核物理研究、分析国外核情报等工作,逐一攻克难关,创建了试验反应堆和工业反应堆,成功研制出苏联第一颗原子弹。因此,库尔恰托夫被誉为"苏联原子弹之父"。
陈灵芝[2]（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》文中指出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。
朱帆[3]（2021）在《棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究》文中认为考虑到材料的工作温度、慢化比和价格等因素,熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）一般采用石墨作为慢化剂,堆芯由四边形或六边形石墨组件排布而成,但石墨的慢化能力较弱且辐照后需定期更换。氢化锆（Zirconium hydride,ZrH）作为另一种较好的慢化剂材料,其慢化能力优于石墨且具有较好的热稳定性、耐高温和抗辐照等特点,但因其物理和材料特性,ZrH一般被制成棒状插入熔盐中。由于棒状氢化锆慢化熔盐堆（Molten Salt Reactor moderated by Zirconium Hydride,ZrH-MSR）燃料栅元间无固体边界,从而其堆芯内会存在明显的轴向和横向燃料盐流动,导致其缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursor,DNP）也产生相应的交混现象。此外,ZrH-MSR堆芯中流动的熔盐不仅作为燃料在反应堆中裂变产生能量,而且作为冷却剂将熔盐和ZrH慢化棒内热量从堆芯转移出去,这导致燃料盐运动和中子动力学之间形成了强烈的非线性耦合。针对ZrH-MSR特殊的动力学行为,本课题开发了一套三维中子/热工水力耦合分析程序,以模拟其在轴向和横向燃料盐流动共同作用下的功率场、流场和温度场,并考虑燃料盐和ZrH慢化棒之间的传热现象。接着,基于该程序开展了一系列ZrH-MSR堆芯安全性能研究。首先,针对ZrH-MSR堆芯中燃料盐既是内热源也是冷却剂,且相邻通道间燃料盐存在横向交混的特点,基于子通道模型开发了热工水力学分析程序SubTH,并以Fluent计算结果作为验证基准,分别对比了4棒束矩形燃料组件、7棒束六边形燃料组件和7棒束圆形燃料组件的子通道温度分布,证明了该程序的正确性和可行性。其次,基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP5与子通道热工水力学程序SubTH,开发了稳态核热耦合程序MCNP-SubTH。MCNP-SubTH通过外耦合方式进行程序间的数据交换,分模块验证了其准确性,并采用该程序对简单的六边形燃料组件进行了初步模拟,进一步表明了该程序的有效性。此外,基于该程序对中子学优化完成的1800MWth ZrH-MSR堆芯设计方案进行了初步的稳态安全特性评估,计算了不同工况下keff、中子通量、熔盐温度和ZrH慢化棒温度分布,可为其进一步优化设计提供一些建议。接着,基于多群中子扩散理论完成了中子扩散程序3DN的开发,并耦合子通道热工水力学程序SubTH,开发了瞬态核热耦合程序3DN-SubTH,并通过大量的基准题校验,表明了该程序可用于ZrH-MSR动力学行为分析。采用该程序对美国Transatomic Power公司提出的25 MWth ZrH-MSR堆芯安全特性进行了初步评估。结果表明:正常工况下,控制棒全部提出时其堆芯具有最高的燃料盐子通道温度（3号子通道,1025.53 K）,对应的最热ZrH慢化棒中心线温度（3号ZrH慢化棒）为1065.21 K,可以满足H/Zr原子比为1.66时ZrH慢化棒的安全要求（1073.15 K）。由于25 MWth ZrH-MSR的堆芯功率和燃料盐入口流速极低,堆芯内横向流动效应引起的中子通量和DNP变化不大,但它对25 MWth ZrH-MSR堆芯温度有显着影响,考虑堆芯横向燃料盐流动效应的最热燃料盐子通道和ZrH慢化棒中心线的最高温度分别比不考虑横向燃料盐流动效应的堆芯低5.21 K和7.35 K。此外,各种瞬态情况模拟结果表明该反应堆具有较好的负温度反应性系数,可以保证其堆芯在事故情况下安全停堆。最后,提出了以TRU嬗变为目标的ZrH-MSR堆芯设计方案,并分别从燃料循环和核热耦合层面对其进行了初步分析。燃料循环层面计算结果表明,采用LiF燃料盐和SVF=0.5的ZrH-MSR能在50年运行期间满足TRU溶解度的要求,且有最大TRU嬗变比消耗,约为252.0 kg/（GWth·year）,对应的嬗变支持比为2.9。优化后的ZrH-MSR经过50年运行后,其堆芯卸料后总TRU放射性毒性比未经TRU嬗变的小63.9%,且运行期间堆芯一直保持负温度反应性系数。核热耦合计算结果则表明,优化后ZrH-MSR的最热子通道和ZrH慢化棒分别为3号子通道（1045.50 K）和31号ZrH慢化棒（1085.63 K）,其最热ZrH慢化棒仍低于H/Zr原子比为1.6时ZrH的最高破坏温度（1100 K）,但剩余安全裕度较小,需进一步展平堆芯功率或提高堆芯质量流量以满足其安全需求。
张亚朋[4]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中研究说明熔盐堆采用液态形式燃料,具有流动性,可以实现裂变产物在线去除和233Pa在线提取,被认为是实现钍资源高效利用的理想堆型之一。重水慢化熔盐堆采用液态形式燃料,以重水作为慢化剂,综合了重水堆高中子经济性与传统熔盐堆在线处理、低压运行等优势,同时避免了石墨慢化熔盐堆中石墨由于中子辐照需定期更换所带来的一系列核废料管理问题,是最近提出的一种新概念熔盐堆。小型化反应堆具有低建设成本、高部署灵活性等优势,是未来核能发展的重要堆型之一。鉴于此,本文提出了一种功率为500 MWth的小型重水慢化熔盐堆。围绕该堆型,从堆芯设计、钍铀燃料循环和安全特性分析三方面进行了系统研究。为了获得较好的钍铀增殖性能以及负温度反应性系数以确保反应堆运行安全,本文首先对小型重水慢化熔盐堆的设计目标和准则进行了梳理,并开发出初始临界搜索（critical search calculation code,CSCC）计算模块。以此为基础,通过改变对边距（P）～（5～24）cm和熔盐份额（VF）～（4～28%）,对易裂变核素初始装载量、初始转换比（CR）、温度反应性系数（TRC）等目标参数进行了优化。考虑到钍铀燃料增殖和钍铀循环过渡需要,分别选取了三种启堆燃料233U-Th、LEU-Th和TRU-Th(LEU,17.95 wt%235U/U)进行分析,以期获得较好的初始钍铀循环性能。分析结果表明,233U-Th和LEU-Th两种燃料在所选取的Ps和VFs范围内,温度反应性系数均为负。相对而言,当堆芯P及VF分别为20 cm与20%时可获得较好的初始CR以及易裂变核素初始装载量。对于TRU燃料,建议采用较小的P（～5cm）和较大的VF（～24%）的堆芯以获得负的TRC。另外,考虑到熔盐管道对钍铀循环性能的影响,Si C和隔热层的厚度应分别小于2 mm和7 mm。堆外过渡是以现有常规易裂变核素为启堆燃料,在线提取233Pa,并且在堆外衰变为233U(T1/2=27 day)后储存,直到积累足够的233U以启动新堆的钍铀循环过渡方法。由于不需消耗233U,堆外过渡是解决自然界缺乏233U问题的有效途径之一。现有的堆外过渡方案以相同的燃料为启堆燃料和添加燃料（例如LEU）,将不可避免引入非易裂变重金属核素,导致堆芯重金属核素浓度升高,从而影响燃料盐化学稳定性与堆芯运行安全,也导致堆芯运行时长受限（为避免重金属核素浓度过度增加）。为此,本文提出了维持重金属浓度不变的改进型堆外过渡方案,其中包括两个阶段。第一阶段,以LEU为启堆燃料,在线添加从轻水堆（LWRs）乏燃料所提取的超铀（TRU）核素维持堆芯临界运行,同时在线提取233Pa。为确保TRC为负值并保持一定的安全裕量,第一阶段运行时间设置为300天。第二阶段将从第一阶段增殖所获得的233U与TRU进行混合,作为添加燃料。分析结果表明,混合燃料可维持堆芯临界安全运行,TRC为负值,并实现钍铀过渡与增殖。与此同时,通过提高混合燃料中233U份额可进一步改善TRC值。当混合燃料中233U的份额设定为15 mol%,只需3年便可获得启动一新堆所需的233U。60年运行,可添加TRU约11,512 kg,堆芯内残留TRU约3,830 kg,消耗TRU 7,680kg,所添加TRU燃料的放射性毒性可降低11%。堆芯稳态和瞬态响应特性是评价堆芯运行是否安全的重要依据。基于重水慢化熔盐堆独特堆芯结构,首先开发了适应于小型重水慢化熔盐堆的核热耦合程序。然后从隔热层厚度、重水流动速度、中子通量分布、熔盐温度分布和重水温度分布等方面对堆芯稳态特性进行了分析。分析结果表明,当隔热层厚度从3 mm减少到1 mm时,重水温度显着增加,综合考虑隔热层厚度对燃料增殖性能影响,建议选取3 mm作为隔热层厚度。在此厚度下,即使当重水速度从0.6 m/s降至0.02 m/s,重水温度从61.5℃升高到90℃,仍低于沸点,处于安全范围内。同时,燃料盐最高出口温度为667℃,低于700℃设计上限。与此同时,针对熔盐入口温度驱动瞬态、重水速度驱动瞬态、熔盐速度驱动瞬态等几种典型瞬态事故工况进行了深入分析。在燃料盐入口驱动瞬态、燃料盐流速驱动瞬态中,重水温度、燃料盐温度、堆芯功率均在安全范围内;对于重水速度驱动瞬态,由于堆芯功率变化较小,重水温度变化主要由重水流速变化所导致,但重水温度均处于安全范围内。上述分析结果表明,所设计的堆芯初步满足安全设计要求。
李长园[5]（2021）在《铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究》文中研究表明铝基碳化硼是以金属铝为材料基体,以碳化硼为中子吸收物质组合而成的复合材料。铝基碳化硼复合材料具有良好的热中子吸收性能,材质轻,韧性好,耐高温、耐辐射,原材料价格低廉,已被用于部分压水堆核电厂乏燃料贮存和转运过程中的中子屏蔽。铝基碳化硼复合材料的制备工艺目前主要有金属熔融铸造法、浸渗工艺法和粉末冶金法三种,其中粉末冶金法技术最成熟,使用最广泛。铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能是该材料被用于中子屏蔽的重要参数之一,影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有材料配比、硼-10丰度、材料密度、碳化硼粒度和分布等。本文首先概要介绍了采用粉末冶金法制备铝基碳化硼复合材料样品的工艺流程及对材料的物性测量,为材料中子屏蔽性能的分析测量提供条件。本文研究的重点工作为采用理论分析、数值模拟和实验测量等多种方法对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素进行分析,为该材料的优化和改进提供借鉴和依据。针对铝基碳化硼在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用,分析了熔盐堆燃料盐在反应堆停堆后的中子来源、放射性强度和能量谱分布,通过对比分析了铝基碳化硼用作燃料盐排放罐中子吸收材料与镉板、普通混凝土材料的优势,计算给出由铝基碳化硼和聚乙烯组合而成的熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽方案。本文的主要章节和相应内容为:第一章,绪论。铝基碳化硼复合材料作为一种新型高性能中子吸收材料,其制备方法、力学性能和耐辐照性能等均被国内外学者广泛研究,但针对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能因素的相关研究报告并不多且缺少系统性的归纳总结和实验测试验证。本章节概述了铝基碳化硼复合材料的研究现状、研究中存在的不足、中子屏蔽理论与分析方法、铝基碳化硼复合材料相比碳化硼陶瓷材料、硼铝合金材料的优势以及本文针对铝基碳化硼复合材料所要开展的研究内容。第二章,样品制备与材料物性。本文测试使用的铝基碳化硼复合材料采用粉末冶金工艺制备。铝基碳化硼复合材料密度测试结果接近理论值,说明通过冷压成型、热压烧结和轧机轧制等工艺可以避免复合材料内部的微孔,提高材料相对密度;采用X射线衍射分析仪对铝基碳化硼复合材料物相的测量未发现材料中存在硼铝化合物,说明该制备工艺过程中铝和碳化硼发生化学反应的概率比较低;采用扫描电镜观察铝基碳化硼复合材料样品表面的微观组织形貌,为后续分析材料中子屏蔽性能的数值模拟和实验测量结果之间存在的差异提供依据;通过计算中子辐照对铝基碳化硼复合材料的原子平均离位（DPA）,分析该材料受中子辐照的产生损伤的机理,为其作为非结构性材料用于熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽提供理论指导。第三章,中子屏蔽性能理论与模拟分析。优异的中子屏蔽性能是铝基碳化硼复合材料被广泛用作中子屏蔽材料的重要因素之一。影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有B4C含量、硼-10丰度、材料密度和中子注量等。本章节采用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序进行模拟计算,针对硼-10吸收中子的能量范围比较宽的特点,分析了铝基碳化硼复合材料对不同能量的中子的屏蔽性能,为材料屏蔽中子的适用范围以及与其他中子慢化材料进行组合使用提供理论借鉴;铝基碳化硼复合材料主要用于吸收热中子,分析了该材料的热中子屏蔽性能分别随B4C含量、硼-10丰度、材料密度的变化规律,为材料的制备优化提供科学的基础数据;分析了铝基碳化硼复合材料吸收中子消耗硼-10对材料中子屏蔽性能的影响和变化规律,为该材料作为非结构性材料可以长期用于高通量中子辐照环境提供理论数据。通过对球状模型和板状模型计算结果的比较,证实了中子散射的贡献是导致模拟与理论公式计算结果存在细微差别的原因。第四章,中子屏蔽性能实验验证。采用电子加速器驱动的白光中子源装置分别测量了碳化硼质量份数分别为16.85%和31%的铝基碳化硼复合材料板对2×10-9Me V～5×10-4Me V能量范围中子的屏蔽性能,通过实验测量结果分析了碳化硼含量对材料中子屏蔽性能的影响。通过将铝基碳化硼复合材料分成碳化硼颗粒和铝基体两种材料的组合建立新的模型,分析碳化硼粉体粒度对复合材料的中子屏蔽性能的影响,计算结果对比发现碳化硼粉体粒度的增加会影响铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能,尤其影响材料对能量小于10-7Me V的低能中子的屏蔽性能;分析发现,当碳化硼的粒度减小至几个微米时,复合材料的中子屏蔽性能可以接近理论水平,该分析结果为材料制备过程中对于碳化硼原材料粒度的选择具有一定的指导意义。第五章,在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用。熔盐堆采用Li F-Be F2-Zr F4-UF4（65.30 mol%-28.71 mol%-4.79 mol%-1.20 mol%）作为燃料盐,燃料盐中Be F2的摩尔配比高达28.71%,反应堆停堆后,燃料盐中放射性核素释放的γ射线通过与铍等核素发生（γ,n）反应产生的中子远高于燃料盐自身裂变的中子产额。采用ORIGEN-S程序计算放射性核素衰变、放射性核素裂变和（α,n）反应的中子源强和能量分布,采用MCNPX程序计算γ射线与物质发生（γ,n）反应的中子源强和能量分布,通过对反应堆停堆后燃料盐中子来源、源强和能量分布的分析,确定燃料盐排放罐四周的中子辐射影响。铝基碳化硼复合材料中子吸收能量范围宽,用于屏蔽燃料盐排放罐中子明显优于镉和混凝土材料。采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加10 cm厚度的聚乙烯中子慢化材料组合可以将燃料盐排放罐外的中子注量率降低至1×105 n/（cm2·s）以下,防止中子对周围设备的活化;采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加20 cm厚度的聚乙烯可以将排放罐外的中子剂量当量率降低至2 m Sv/h以下,方便燃料盐排放罐的运输。第六章,总结与展望。总结了铝基碳化硼复合材料对不同能量中子的屏蔽性能变化;分析了碳化硼含量、硼-10丰度、材料密度和碳化硼粒度等对铝基碳化硼复合材料热中子屏蔽性能的影响及变化规律;比较了铝基碳化硼复合材料作为熔盐堆燃料盐的中子吸收材料与传统的中子屏蔽材料镉、混凝土相比,具有中子吸收能量范围宽等优势,可以节约中子屏蔽空间,减小中子屏蔽重量,解决工程设计中屏蔽空间和重量受限问题。针对铝基碳化硼复合材料进一步用于结构性中子屏蔽材料所要解决的材料力学性能和耐辐照性能等问题进行了展望。
张峥[6]（2021）在《事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究》文中认为碳化硅（SiC）被广泛地认为是一种极具潜力的事故容错燃料包壳材料,它被考虑用在下一代核反应堆中。相关的研究表明氧化是碳化硅材料在高温环境下发生功能失效的主要原因。因此,探明碳化硅在不同条件下的氧化机理对碳化硅包壳材料的研发和设计工作具有重要意义。本文以核工程领域常见的3C-SiC和6H-SiC为研究对象,借助密度泛函理论计算、经典分子动力学模拟以及从头算分子动力学等方法系统地研究了这两种碳化硅在抗辐照损伤和抗氧化性能方面的差异,并对这些差异背后的深层物理机制进行了详细的研究。通过对3C-SiC和6H-SiC进行相关模拟计算,发现:（1）3C-SiC表面的抗辐照损伤能力要强于6H-SiC的抗辐照损伤能力。以硅原子作为终止原子的3C-SiC表面的抗辐照损伤性能要强于以碳原子作为终止原子的3C-SiC表面,而以硅原子作为终止原子的6H-SiC表面的抗辐照性能要弱于以碳原子作为终止原子的6H-SiC表面。另外,碳原子替位取代硅原子提高了 3C-SiC的弹性模量、材料脆性以及导热性能。（2）6H-SiC的抗氧化性能优于3C-SiC的抗氧化性能,6H-SiC表面在初始氧化阶段倾向于生成SiO2,而3C-SiC表面倾向于生成CO、CO2和SiO等气态氧化物。氧分子吸附于SiC表面会自发解离为两个氧原子,并且氧分子更倾向于吸附于以硅原子作为终止原子的SiC表面,即以硅原子作为终止原子的SiC表面更容易被氧化。水分子吸附于SiC表面会部分解离为羟基和氢原子,羟基不易继续解离为氧原子和氢原子,同时氢原子在SiC表面上结合形成氢分子也较为困难。吸附能的变化表明辐照缺陷改变了氧分子和水分子在SiC表面上的稳定性和初始氧化物种类,也就是说辐照缺陷改变了 SiC表面的抗氧化性能,但是辐照缺陷没有改变氧分子和水分子在SiC表面上自发解离的这种特性。（3）水蒸汽加快了 SiC表面的氧化速率。从头算分子动力学模拟表明在SiC表面上水分子解离生成的氢原子与氧分子解离生成的氧原子结合形成新的羟基,正是这些羟基促进了 SiC表面的快速氧化。
张新营[7]（2021）在《电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计》文中研究指明核能的发展对于保障我国的能源安全,实现低碳环保具有显而易见的战略地位,而日益增多的乏燃料限制着核能的可持续发展。在加速器技术推动下发展起来的分离-嬗变技术成为最优核废料处理技术,ADS则被认为是乏燃料后处理的最理想工具。但遗憾的是,到目前为止,还有大量的基础科学问题有待解决,核材料问题与成本问题尤为突出,而采用电子加速器来驱动次临界系统的技术路线因电子加速器技术成熟、设备成本较低而受到关注。在电子加速器驱动的次临界系统中,经加速器加速并出射的高能电子进入电子靶,与靶材料接触骤然减速发生韧致辐射放出光子,光子再与靶发生光核反应,产生中子进入堆芯诱导核燃料发生裂变反应。根据这两种反应机制,论文设计了电子靶模型和次临界堆芯以及特定的堆芯状态用于燃烧乏燃料。论文基于NJOY程序制作并检验了相关核素的光核反应数据,在MCNPX中以40 MeV的高能电子轰击金属薄靶,分别计算韧致辐射的光子产额和光核反应的中子产额,以此选择最优的靶参数。电子靶设计为圆柱状,包含两部分:韧致辐射靶和光核反应靶。区别于ADS的液态铅铋金属靶,固态电子靶中韧致辐射靶材料为天然钨,半径5 cm,厚度0.5 cm;光核反应靶材料为238U,半径8 cm,厚度2.5 cm。经电子-光子-中子联合输运产生的中子能谱在10-8～10-7 MeV范围有较大峰值,大部分中子为热中子,由此将eADS次临界堆芯设计为热中子反应堆;在0.01～5 MeV范围有较小峰值,可用于乏燃料研究。eADS的次临界堆芯参照M310堆型,电子靶设置在堆芯中心组件位置,按运行时间设计了两个循环。根据堆芯功率峰因子和展平中子通量密度分布的设计要求,通过调节硼浓度来控制keff在次临界范围,调整堆芯可燃毒物分布以实现功率峰因子在1.4左右并达到相对平坦的中子通量密度分布,同时采用多靶布置的方式有效展平堆芯组件中子通量密度。在后续循环中,以压水堆取出150天后的乏燃料替换2.4%富集度燃料并将2.4%富集度燃料设置在堆芯外围组件,keff保持在次临界范围,功率峰因子1.359,中子通量维持在相对平坦的水平,再替换堆芯1.6%富集度燃料为乏燃料,也满足堆芯设计要求,因此,从堆芯物理的角度认为在eADS中燃烧乏燃料是可行的。
程治强[8]（2021）在《熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究》文中研究表明熔盐堆是先进四代堆中唯一的液态燃料反应堆,由于液态燃料的特点使得熔盐堆中锕系核素和裂变产物的行为和分布对熔盐堆的设计、建造、运行和安全产生重要影响。中国科学院上海应用物理研究所（SINAP）正在开展钍基熔盐堆核能系统（TMSR）的研发,以研究锕系核素和裂变产物行为和分布及其对熔盐堆运行和干法分离影响为目标的熔盐反应堆化学成为一项亟待开展的重要工作。贵金属裂变产物是核裂变产物的重要组成部分。贵金属裂变产物性质复杂,它们的行为和分布与熔盐堆中燃料盐的重要特性—氧化还原电位状态,有着密切的关联,因此,熔盐中贵金属裂变产物的行为和分布研究,成为SINAP熔盐反应堆化学中关键的研究课题。本论文用SINAP自主设计并研制的15 Me V电子加速器中子源辐照UF4,使用γ射线能谱技术,研究辐照后UF4与熔盐堆用冷却盐FLi Be（Li F-Be F2,66%-34mol%）混合熔融后,以95Nb为代表的贵金属裂变产物在熔盐、哈氏合金以及石墨之间的沉积和分配为关注点,研究了还原剂金属Li和氧化剂Ni F2的加入对贵金属裂变产物分布的影响。主要研究内容和得到的主要结果是:（1）裂变产物的行为和分布研究方法的建立在熔盐高温化学处理技术的基础上,建立了基于熔盐中裂变产物行为研究的实验方法。实验观察到的关于挥发性裂变产物、亲盐类裂变产物和贵金属裂变产物的总体行为以及95Nb作为熔盐堆燃料盐氧化还原指示剂的论断都与ORNL在MSRE上的研究相一致,证明本论文采用的实验方法的可行性和可信性,为后续的研究奠定了技术基础。（2）裂变产物95Nb在FLiBe熔盐中的行为与分布基于裂变产物95Nb有望成为熔盐堆燃料盐氧化还原性质的指示剂,研究了95Nb在FLi Be熔盐中的行为与分布。研究表明大部分95Nb能够稳定存在于FLi Be熔盐中。金属Li的加入使95Nb还原成金属颗粒而沉降,导致熔盐中95Nb活度的下降,降低的程度与95Zr-95Nb生长-衰变关系的时间以及95Nb的浓度相关。在此基础上,讨论了95Nb作为熔盐堆燃料盐中氧化还原电位指示剂在技术上的局限性和解决方案。（3）FLi Be熔盐中裂变产物95Nb在哈氏合金上的沉积通过分析ORNL的相关结果,认为熔盐中95Nb活度检测结果受熔盐中可溶性95Nb与不可溶的95Nb金属小颗粒能否正确区分的影响,这也是ORNL有关实验数据较为零乱、分散,甚至反常的原因之一,并得到实验的支持。为此研究了熔盐中裂变产物95Nb在哈氏合金上的沉积,以及95Nb在合金上沉积与它在熔盐中比活度的相关性。研究结果表明95Nb在哈氏合金上沉积量的变化与熔盐电位改变相关联;哈氏合金上的95Nb和103Ru的沉积率比能够定量表征熔盐的氧化还原电位。研究结果为利用贵金属裂变产物检测熔盐堆氧化还原电位提供了2个更准确、操作性更强的新方案。（4）其他贵金属裂变产物在FLi Be熔盐中的分布与行为考察了熔盐中的99Mo、103Ru和132Te及其在石墨、哈氏合金上的沉积和分布规律,研究了熔盐氧化还原性质性对哈氏合金上99Mo、103Ru和132Te沉积行为的影响。因为99Mo在放射性药物研制上有巨大的需求,为此,根据99Mo在熔盐中的行为,提出了从熔盐中分离提纯99Mo的可行方法。上述研究表明在钍基熔盐堆核能系统建成之前在实验室利用白光中子源辐照产生全源项裂变产物,开展熔盐反应堆化学研究不仅可行,而且能够获得有意义的研究结果。在钍基熔盐堆运行后,实验室研究结果将为反应堆现场的监察和诊断提供科学和技术层面上的支持、保障和指导作用。
杨晓[9]（2021）在《多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究》文中进行了进一步梳理发展先进核能科技是解决世界能源危机的重要举措之一。全球核电站的发展主线被划分为大型单个核反应堆的发展与多模块式核反应堆的发展。大型单个反应堆在实际运行中的负荷跟踪能力偏弱,而良好的负荷跟踪能力是实现机组产能与电网需求间匹配、提高燃料循环期限、保证核电站安全稳定运行的基本条件。相对于大型单个反应堆,多模块式核反应堆采用多个模块化反应堆并联共同驱动一组汽轮机的运行模式,具有发电效率高、模块化标准生产建设周期短、固有安全特性等优点,能够快速适应新增电力负荷的需求和电网调峰运行。由于多模块式核反应堆具有独特的模块化结构,系统为实现快速稳定的负荷跟踪,不但需要考虑各个反应堆模块之间负荷分配的方式,还要保证系统的运行参数达到设计指标,从而增加了各个模块之间功率匹配的难度和系统控制策略的复杂程度。除此之外,多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,多个反应堆模块通过公用的二次回路耦合相联,任何一个模块的负荷变化不仅影响其自身功率,还会造成其它模块的功率变化。因此,开展多模块式核反应堆带负荷运行的模块间协调控制方法的研究对系统的安全稳定运行具有重要意义。本文针对多个模块并联运行带来的热耦合问题,对多模块式核反应堆系统在负荷跟踪下的协调控制方法进行了研究,并在全范围实时仿真平台CLEAR模拟机上对控制效果进行仿真验证,主要研究内容如下:（1）针对多模块式核反应堆结构的复杂性,提出了基于网络化结构的反应堆系统模型搭建方法。考虑到单个模块具有额定功率小、结构紧凑及固有安全性等特点,本文以10MW小型铅基冷却反应堆CLEAR-I为参考设计对象。采用集总参数的方法建立了模块化反应堆的动态数学模型,包括点堆动力学模型、堆芯换热模型、换热器模型以及空冷器模型,并对反应堆的稳态特性进行了分析计算,为系统的动态特性研究提供稳态参数。（2）针对各反应堆模块间功率的匹配问题,采用了多模块式核反应堆在不平衡负载运行方式下的控制策略,以满足整个反应堆的交错换料和不同模块的维护需求。结合对多模块式核反应堆系统一回路和二回路运行特性的分析,搭建模块间的协调控制回路,实现当反应堆出现负荷改变、模块换料、维修或紧急停堆时各模块的负荷因子的有序调节。通过对故障状态及变负荷工况下的仿真实验,验证了系统良好的负荷跟踪能力,完成了面向负荷跟踪的多模块间运行控制策略的设计。（3）针对多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,应用多变量频域法对反应堆系统进行协调控制方案的设计。本文通过伪对角化法获得常数对角优势补偿矩阵,再采用逆奈奎斯特阵列法对补偿后的系统进行解耦控制器的设计。通过频域响应实验对全范围原型仿真模拟机上的多模块式核反应堆进行系统辨识,以获取整个反应堆系统的传递函数矩阵。最后,本文通过仿真实验对负荷变化等工况进行模拟,验证了协调控制方案的可行性。
孙明[10]（2021）在《基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究》文中研究说明核能是人类社会能源结构的重要组成部分。相比于裂变能,聚变能具有清洁高效、核燃料丰富以及反应产物放射性污染少等特点,因此被称为人类社会的终极能源形式。概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment,PSA）是评估裂变堆概率安全的方法,在裂变核能系统中已经得到了广泛应用并且技术已经成熟,但在聚变堆中的应用还处于研究阶段。可靠性、可用性、可维修性以及可检测性（Reliability,Availability,Maintenability,Inspectability,RAMI）方法是 ITER 组织为评估聚变堆的系统可靠性、可用性以及减小聚变堆的技术风险而提出来的。随着聚变堆技术的发展,开展基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究显得尤为紧迫和重要。基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法、基于PSA的聚变堆物项安全分级方法以及基于PSA和AHP的聚变堆可靠性指标分配三种方法都基于聚变堆PSA模型,都从概率的角度对聚变堆进行安全评价、物项安全分级以及可靠性指标分配,并且三种方法相互联系,形成一个系统工程。本文将在这三个方面开展深入研究:PSA和RAMI方法都运用可靠性技术从概率的角度对核设施的安全性能进行评估。本文通过整合PSA和RAMI方法,开展基于PSA和RAMI的聚变堆安全评价方法研究。基于PSA和RAMI的聚变堆安全评价方法为聚变堆的系统可靠性、可用性以及总体概率安全性的评价提供了一体化的方法,也为聚变堆的系统风险消除和设计优化提供了技术途径。合理的物项安全分级对聚变堆的安全性和经济性具有重要意义,传统的物项安全分级存在保守的情况。本文从概率的角度出发,利用聚变堆PSA计算出来的物项重要度信息对聚变堆物项的安全等级进行再次划分,将PSA和物项安全分级结合起来开展基于PSA的聚变堆物项安全分级方法研究。基于PSA的物项安全分级方法为聚变堆物项安全分级提供了更为全面而深入的方法。目前可靠性指标分配主要针对具体的系统,缺乏从顶层到具体部件地将可靠性指标分配贯彻在聚变堆的设计之中。本文运用层次分析法（Analytic Hierarchy Process,AHP）将聚变堆分为总体层、系统层以及部件层等不同的层次,同时结合聚变堆的PSA模型,开展PSA和AHP的可靠性指标分配方法的研究。基于PSA和AHP的可靠性指标分配方法为聚变堆可靠性指标分配提供更加系统性的方法。基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用为评估聚变堆系统可靠性、可用性、总体安全性以及风险消除提供了一体化的方法,为聚变堆的物项安全分级提供了更加全面而深入的方法,为聚变堆可靠性指标分配提供更加系统的方法,完善并发展了聚变堆聚变堆聚变堆的安全评价、物项安全分级以及可靠性指标分配的方法体系。
二、法国快中子增殖反应堆核电站的建成及发展（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、法国快中子增殖反应堆核电站的建成及发展（论文提纲范文）
（1）苏联原子弹之父库尔恰托夫与苏联核计划（论文提纲范文）
| 一、库尔恰托夫被委以重任 |
| (一)战前库尔恰托夫在苏联核物理领域的科研能力 |
| (二)约费院士鼎力推荐 |
| (三)苏联最高领导人的认可 |
| (四)库尔恰托夫的组织能力和人格品行 |
| 二、库尔恰托夫评估核情报 |
| (一)情报部门所获情报的实用性 |
| (二)评估情报资料并向上级汇报 |
| (三)提出需补充获取的情报内容 |
| 三、库尔恰托夫与2号实验室 |
| (一)科研团队逐步壮大 |
| (二)大力开展理论和实验研究 |
| 四、库尔恰托夫与铀浓缩 |
| (一)从倾向于离心法到离心法与扩散法并重 |
| (二)优先使用扩散法 |
| (三)建设第一座扩散厂 |
| (四)气体离心机取代气体扩散技术 |
| 五、库尔恰托夫与第一座工业反应堆 |
| (一)试验反应堆Ф-1的建造 |
| (二)新建817综合厂 |
| (三)工业反应堆“A”的设计 |
| (四)工业反应堆的施工 |
| (五)工业反应堆的运行 |
（2）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 |
（3）棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 钍铀燃料循环 |
| 1.2 氢化锆慢化反应堆研究现状 |
| 1.2.1 氢化锆慢化剂 |
| 1.2.2 氢化锆慢化剂在固态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.2.3 氢化锆慢化剂在液态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.3 液态燃料熔盐堆动力学程序研究现状 |
| 1.4 主要研究内容及及论文框架 |
| 第2章 子通道热工水力学程序开发及验证 |
| 2.1 子通道分析方法 |
| 2.2 子通道热工水力学程序开发 |
| 2.3 子通道热工水力学程序验证 |
| 2.3.1 子通道热工水力学程序稳态验证 |
| 2.3.2 子通道热工水力学程序瞬态验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 稳态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 3.1 MCNP-SubTH耦合方法 |
| 3.2 MCNP-SubTH耦合程序验证 |
| 3.3 MCNP-SubTH稳态核热耦合研究 |
| 3.3.1 燃料组件层面 |
| 3.3.2 堆芯层面 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 瞬态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 4.1 群常数计算模块 |
| 4.2 三维中子扩散程序3DN |
| 4.2.1 稳态计算流程 |
| 4.2.2 瞬态计算流程 |
| 4.2.3 程序验证 |
| 4.3 多物理耦合程序3DN-SubTH |
| 4.3.1 耦合方法 |
| 4.3.2 耦合程序验证 |
| 4.4 小型氢化锆慢化熔盐堆多物理耦合特性分析 |
| 4.4.1 小型氢化锆慢化熔盐堆模型 |
| 4.4.2 稳态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.2.1 控制棒效应 |
| 4.4.2.2 燃料盐入口流速效应 |
| 4.4.2.3 燃料盐堆外回路停留时间效应 |
| 4.4.3 瞬态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.3.1 入口温度过冷 |
| 4.4.3.2 阶跃反应性引入 |
| 4.4.3.3 主泵失效事故 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 棒状氢化锆慢化熔盐堆TRU嬗变性能与安全特性初步研究 |
| 5.1 计算模型与分析方法 |
| 5.2 燃料循环性能分析 |
| 5.2.1 燃料盐 |
| 5.2.2 熔盐体积比 |
| 5.2.3 温度反应性系数 |
| 5.3 核热耦合分析 |
| 5.3.1 正常工况 |
| 5.3.2 燃料盐入口流速 |
| 5.3.3 堆芯功率 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（4）小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环与钍利用方案 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环 |
| 1.2.2 钍利用方案 |
| 1.3 熔盐堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的特点 |
| 1.3.2 熔盐堆的发展历程与现状 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 SCALE6.1 |
| 2.2 临界搜索和在线后处理程序 |
| 2.2.1 临界搜索计算程序(CSCC) |
| 2.2.2 在线后处理程序(MSR-RS) |
| 2.3 核热耦合程序 |
| 2.3.1 中子动力学模型 |
| 2.3.2 热工水力学模型 |
| 2.3.3 群常数加工和耦合方法 |
| 2.4 本章总结 |
| 第3章 小型重水慢化熔盐堆堆芯设计 |
| 3.1 堆芯设计目标和标准 |
| 3.2 小型重水慢化熔盐堆(S-HWMSR)系统 |
| 3.3 初始临界自动搜索与目标参数 |
| 3.4 初始中子学性能分析 |
| 3.4.1 能谱分析 |
| 3.4.2 钍铀转换性能 |
| 3.4.3 初始装载量 |
| 3.4.4 温度反应性系数 |
| 3.5 合适的堆芯栅格参数 |
| 3.6 钍铀循环性能分析 |
| 3.6.1 能谱 |
| 3.6.2 熔盐管道对初始装载量的影响 |
| 3.6.3 ~7Li对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.4 Si C和隔热层厚度对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.5 钍铀过渡性能 |
| 3.7 本章总结 |
| 第4章 堆外钍铀过渡方法及性能研究 |
| 4.1 现有堆外过渡方法和问题 |
| 4.2 重金属核素浓度恒定的堆外过渡方法 |
| 4.2.1 堆外过渡方案设计 |
| 4.2.2 重金属核素恒定的现有堆外过渡方案 |
| 4.2.3 重金属核素恒定的改进型堆外过渡方案 |
| 4.3 改进型堆外过渡分析 |
| 4.3.1 第一阶段的临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.2 第二阶段临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.3 转换比和净产量 |
| 4.3.4 堆内TRU的演化 |
| 4.3.5 毒性分析 |
| 4.4 本章总结 |
| 第5章 安全特性分析 |
| 5.1 堆芯参数和网格划分 |
| 5.2 稳态计算 |
| 5.2.1 隔热层厚度和重水速度 |
| 5.2.2 中子通量、功率和熔盐/重水温度分布 |
| 5.3 瞬态计算 |
| 5.3.1 入口温度驱动瞬态 |
| 5.3.2 重水速度驱动瞬态 |
| 5.3.3 熔盐流速驱动瞬态 |
| 5.4 本章总结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 在线后处理程序(MSR-RS)验证 |
| 附录2 核热耦合程序验证 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（5）铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 中子屏蔽理论与分析方法 |
| 1.2.1 中子输运计算理论 |
| 1.2.2 中子输运方程求解方法 |
| 1.2.3 材料中子屏蔽性能评价方法 |
| 1.3 硼铝中子屏蔽材料 |
| 1.3.1 碳化硼 |
| 1.3.2 硼铝合金 |
| 1.3.3 铝基碳化硼复合材料 |
| 1.3.4 硼铝中子屏蔽材料比较 |
| 1.4 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 样品制备与材料物性 |
| 2.1 材料样品制备 |
| 2.2 材料样品的物性测量 |
| 2.2.1 B_4C/Al样品的密度测量 |
| 2.2.2 B_4C/Al样品的物相测量 |
| 2.2.3 B_4C/Al样品的微观形貌和元素测量 |
| 2.3 B4C/Al复合材料的耐辐照性能 |
| 2.3.1 B_4C/Al复合材料受γ辐照影响分析 |
| 2.3.2 B_4C/Al复合材料受中子辐照影响分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 中子屏蔽性能理论与模拟分析 |
| 3.1 计算方法与模型 |
| 3.1.1 中子屏蔽计算理论与公式 |
| 3.1.2 中子屏蔽计算软件与模型 |
| 3.2 B_4C/Al复合材料对不同能量中子的屏蔽性能 |
| 3.3 B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响因素分析 |
| 3.3.1 碳化硼含量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.2 硼-10 丰度对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.3 材料密度对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 3.3.4 热中子注量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.4 散射对B_4C/Al复合材料热中子屏蔽性能影响分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 中子屏蔽性能实验验证 |
| 4.1 中子测量装置 |
| 4.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量 |
| 4.3 测量结果与分析 |
| 4.3.1 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.3 实验测量与模拟计算结果对比分析 |
| 4.3.4 碳化硼颗粒尺寸对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用 |
| 5.1 熔盐堆与燃料盐排放罐介绍 |
| 5.2 熔盐堆燃料盐中子 |
| 5.2.1 燃料盐自发衰变和裂变中子 |
| 5.2.2 燃料盐(α,n)反应中子 |
| 5.2.3 燃料盐(γ,n)反应中子 |
| 5.3 燃料盐排放罐中子屏蔽材料对比 |
| 5.4 燃料盐排放罐中子屏蔽设计 |
| 5.5 燃料盐排放罐运输过程中的中子屏蔽 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（6）事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能发电的历史 |
| 1.2 核燃料包壳材料发展 |
| 1.2.1 锆基合金核燃料包壳 |
| 1.2.2 镍基合金核燃料包壳 |
| 1.2.3 不锈钢核燃料包壳 |
| 1.2.4 钼基合金核燃料包壳 |
| 1.3 碳化硅包壳材料研究现状 |
| 1.3.1 碳化硅在核领域应用 |
| 1.3.2 碳化硅包壳在氧气条件下的氧化行为 |
| 1.3.3 碳化硅包壳在水蒸汽条件下的氧化行为 |
| 1.3.4 辐照缺陷对碳化硅氧化行为的影响 |
| 1.4 本文的主要意义和研究内容 |
| 1.4.1 本文主要研究意义 |
| 1.4.2 本文主要研究内容 |
| 第2章 研究理论及方法简介 |
| 2.1 量子力学基础 |
| 2.1.1 第一性原理计算 |
| 2.1.2 多粒子体系中的Schrodinger方程 |
| 2.1.3 波恩-奥本海默近似 |
| 2.1.4 哈特里-福克近似 |
| 2.2 密度泛函理论 |
| 2.2.1 托马斯-费米模型 |
| 2.2.2 霍恩伯格-科恩定理 |
| 2.2.3 沈吕九方程 |
| 2.3 常见的交换关联能泛函 |
| 2.3.1 局域密度近似 |
| 2.3.2 广义梯度近似 |
| 2.3.3 杂化密度泛函 |
| 2.4 布洛赫定理 |
| 2.4.1 布洛赫定理 |
| 2.4.2 布里渊区k点的选取 |
| 2.5 赝势方法 |
| 2.6 密度泛函理论计算流程与VASP软件介绍 |
| 2.6.1 密度泛函理论计算流程 |
| 2.6.2 VASP软件简介 |
| 2.7 分子动力学模拟 |
| 2.7.1 分子动力学模拟的基本原理 |
| 2.7.2 系综简介 |
| 2.7.3 势函数简介 |
| 2.8 从头算分子动力学模拟 |
| 2.9 小结 |
| 第3章 碳化硅包壳材料的辐照损伤行为 |
| 3.1 前言 |
| 3.2 碳化硅中辐照缺陷的形成能 |
| 3.2.1 计算方法和模型 |
| 3.2.2 6H-SiC表面上的辐照缺陷 |
| 3.2.3 3C-SiC低指数表面上的辐照缺陷 |
| 3.2.4 小结 |
| 3.3 反位取代对3C-SiC物理性能的影响 |
| 3.3.1 研究模型与方法 |
| 3.3.2 3C-Si_(1-x)C的晶格常数和密度 |
| 3.3.3 3C-Si_(1-x)C的形成能和结合能 |
| 3.3.4 3C-Si_(1-x)C的机械性能 |
| 3.3.5 3C-Si_(1-x)C的热力学性能 |
| 3.3.6 小结 |
| 3.4 碳化硅辐照损伤分子动力学模拟 |
| 3.4.1 研究模型及方法 |
| 3.4.2 3C-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.3 4H-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.4 6H-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.5 小结 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 氧气和水分子与碳化硅间的相互作用 |
| 4.1 前言 |
| 4.2 氧气在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.2.1 研究方法及模型 |
| 4.2.2 氧分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附结构 |
| 4.2.3 氧分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附能 |
| 4.2.4 小结 |
| 4.3 氧气在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.3.1 研究模型及方法 |
| 4.3.2 氧分子在3C-SiC C-(100)面上的吸附 |
| 4.3.3 氧分子在3C-SiC Si-(100)面上的吸附 |
| 4.3.4 氧分子在3C-SiC(110)面上的吸附 |
| 4.3.5 氧分子在3C-SiC (111)面上的吸附 |
| 4.3.6 氧分子在3C-SiC(111)面上的吸附 |
| 4.3.7 氧分子在3C-SiC低指数面上的吸附机理 |
| 4.3.8 小结 |
| 4.4 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.4.1 研究模型与方法 |
| 4.4.2 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.4.3 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的扩散 |
| 4.4.4 小结 |
| 4.5 氧原子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.5.1 计算模型与方法 |
| 4.5.2 氧原子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.5.3 氧原子在3C-SiC(110)面上的扩散 |
| 4.5.4 小结 |
| 4.6 碳化硅表面氧化物的形成 |
| 4.6.1 计算模型与方法 |
| 4.6.2 不同氧化物在碳化硅表面上的形成能 |
| 4.6.3 小结 |
| 4.7 水分子与6H-SiC (0001)和(0001)面的相互作用 |
| 4.7.1 计算模型与方法 |
| 4.7.2 水分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.7.3 水分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的解离和扩散 |
| 4.7.4 小结 |
| 4.8 水分子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.8.1 研究模型与方法 |
| 4.8.2 水分子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.8.3 小结 |
| 4.9 小结 |
| 第5章 氧气/水蒸汽下碳化硅的反应动力学过程模拟 |
| 5.1 前言 |
| 5.2 6H-SiC在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.1 研究模型与方法 |
| 5.2.2 6H-SiC (0001)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.3 6H-SiC(0001)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.4 小结 |
| 5.3 3C-SiC(110)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.3.1 研究模型与方法 |
| 5.3.2 3C-SiC(110)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.3.3 小结 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其他成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（7）电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 加速器驱动次临界系统的兴起 |
| 1.2.1 ADS研究现状 |
| 1.2.2 eADS研究现状 |
| 1.3 论文研究内容 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 MCNPX程序 |
| 2.1.1 重复结构 |
| 2.1.2 几何建模 |
| 2.2 NJOY程序 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 电子靶设计 |
| 3.1 电子靶产生中子反应原理 |
| 3.1.1 韧致辐射原理 |
| 3.1.2 光核反应原理 |
| 3.2 光核反应数据处理 |
| 3.3 电子靶模型设计 |
| 3.3.1 韧致辐射靶模型设计 |
| 3.3.2 光核反应靶模型设计 |
| 3.4 中子能谱分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计 |
| 4.1 eADS初步堆芯设计 |
| 4.2 功率峰因子和功率分布展平 |
| 4.2.1 堆芯中子通量密度分布 |
| 4.2.2 展平中子通量密度与降低功率峰因子 |
| 4.2.3 多靶布置展平中子通量密度分布 |
| 4.3 电子流强分析 |
| 4.4 eADS后续循环设计—燃烧乏燃料 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文 |
| 致谢 |
（8）熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 核裂变和裂变产物 |
| 1.1.1 核裂变的发现 |
| 1.1.2 核裂变的过程 |
| 1.1.3 裂变产物 |
| 1.2 反应堆 |
| 1.2.1 反应堆的构成 |
| 1.2.2 反应堆的分类 |
| 1.2.3 反应堆的发展 |
| 1.2.4 反应堆与放射化学 |
| 1.3 熔盐反应堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的历史 |
| 1.3.2 熔盐堆的优势 |
| 1.3.3 熔盐堆与放射化学 |
| 1.4 熔盐反应堆化学 |
| 1.4.1 锕系元素 |
| 1.4.2 腐蚀产物 |
| 1.4.3 裂变产物 |
| 1.5 贵金属裂变产物行为 |
| 1.5.1 基本性质 |
| 1.5.2 化学形态 |
| 1.5.3 分布规律 |
| 1.6 本课题的提出和研究内容 |
| 第2章 实验部分 |
| 2.1 材料与装置 |
| 2.2 靶件与辐照 |
| 2.3 实验操作说明 |
| 2.4 测量与分析 |
| 2.4.1 能量与效率刻度 |
| 2.4.2 核素种类鉴别 |
| 2.4.3 核素活度计算 |
| 第3章 裂变产物~(95)Nb在 FLi Be熔盐中的分布与行为 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验方法 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.3.1 哈氏合金与金属Li对熔盐~(95)Nb比活度的影响 |
| 3.3.2 沉降与搅动对熔盐中~(95)Nb比活度的影响 |
| 3.3.3 哈氏合金上裂变产物~(95)Nb的沉积特征 |
| 3.4 小结 |
| 3.5 附录(FLi Be熔盐中稳定Nb和 Ru的实验说明) |
| 3.5.1 熔盐中稳定Nb化合物的溶解行为 |
| 3.5.2 熔盐中稳定Ru金属的氧化溶解行为 |
| 第4章 熔盐氧化性对哈氏合金上~(95)Nb沉积行为的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验方法 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 熔盐~(95)Nb比活度与哈氏合金~(95)Nb活度的测量 |
| 4.3.2 哈氏合金~(95)Nb沉积量与熔盐~(95)Nb比活度差值的相关性 |
| 4.3.3 ~(95)Nb与~(103)Ru相对沉积系数与熔盐~(95)Nb比活度的相关性 |
| 4.4 小结 |
| 第5章 其他贵金属裂变产物在FLi Be熔盐中的分布与行为 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验方法 |
| 5.3 结果与讨论 |
| 5.3.1 贵金属裂变产物在熔盐中的溶解与分布 |
| 5.3.2 石墨与哈氏合金上贵金属裂变产物的分布 |
| 5.3.3 哈氏合金上贵金属裂变产物的沉积行为 |
| 5.3.4 熔盐堆内贵金属裂变产物~(99)Mo的分离提取 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文 |
（9）多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 多模块式核反应堆发展现状 |
| 1.2.2 多模块式核反应堆运行控制研究现状 |
| 1.3 研究的目的与意义 |
| 1.4 论文研究内容与结构 |
| 第2章 多模块式核反应堆的系统结构与仿真平台 |
| 2.1 多模块式核反应堆基本介绍 |
| 2.2 CLEAR-I铅基反应堆 |
| 2.2.1 CLEAR-I铅基反应堆系统特点 |
| 2.2.2 反应堆本体 |
| 2.2.3 反应堆冷却剂系统 |
| 2.3 全范围实时仿真平台CLEAR模拟机 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 多模块式核反应堆的数学模型 |
| 3.1 网络化结构模型 |
| 3.2 堆芯中子动力学模型 |
| 3.3 堆芯及上下腔室的流动换热模型 |
| 3.3.1 堆芯和各腔室的质量、能量守恒方程 |
| 3.3.2 燃料、冷却剂的物性参数及相关换热系数的确定 |
| 3.4 回路自然循环模型 |
| 3.4.1 一回路热工水力方程 |
| 3.4.2 堆芯单通道压降模型 |
| 3.4.3 一回珞管道和换热器的压降模型 |
| 3.5 换热器的多节块模型 |
| 3.5.1 节块换热方程 |
| 3.5.2 方程中的参数 |
| 3.6 换热器一次侧出口下降管段模型 |
| 3.7 空冷器模型 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 面向负荷跟踪多模块运行控制策略 |
| 4.1 多模块式核反应堆的运行方式 |
| 4.1.1 多模块式核反应堆的运行特点 |
| 4.1.2 多模块式核反应堆的负荷跟踪特点 |
| 4.2 多模块式核反应堆的运行控制方案 |
| 4.2.1 多模块式核反应堆负荷跟踪控制策略 |
| 4.2.2 负荷因子分配策略 |
| 4.3 多模块式核反应堆协调控制方案的分析验证 |
| 4.3.1 反应堆停堆工况 |
| 4.3.2 反应堆变负荷工况 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于多变量频域的协调控制方法 |
| 5.1 多变量控制系统频域设计 |
| 5.1.1 多变量控制系统的结构分析 |
| 5.1.2 多变量控制系统的性能要求 |
| 5.2 多模块式核反应堆系统的频域辨识 |
| 5.3 基于逆奈奎斯特阵列法的多变量系统频域设计 |
| 5.3.1 多变量系统结构设计 |
| 5.3.2 系统的对角优势及其实现 |
| 5.3.3 对角优势的判别 |
| 5.3.4 反馈系统的回路增益矩降的设计 |
| 5.3.5 闭环控制系统的频域设计 |
| 5.4 仿真验证 |
| 5.4.1 反应堆降负荷工况 |
| 5.4.2 反应堆升负荷工况 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 全文总结 |
| 6.1.2 论文创新点 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其它研究成果 |
（10）基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核能系统PSA |
| 1.2.2 核能系统RAMI分析 |
| 1.2.3 核能系统物项安全分级 |
| 1.2.4 核能系统可靠性指标分配 |
| 1.3 本文主要内容与结构 |
| 1.3.1 主要内容 |
| 1.3.2 主要结构 |
| 第2章 基本方法简介 |
| 2.1 PSA方法简介 |
| 2.1.1 概述 |
| 2.1.2 始发事件分析 |
| 2.1.3 事件树分析 |
| 2.1.4 故障树分析 |
| 2.1.5 事故序列分析 |
| 2.2 RAMI方法简介 |
| 2.2.1 概述 |
| 2.2.2 功能分析 |
| 2.2.3 故障模式、影响以及危害性分析 |
| 2.2.4 可靠性框图分析 |
| 2.2.5 风险消除措施 |
| 2.3 反应堆物项安全分级方法简介 |
| 2.3.1 概述 |
| 2.3.2 IAEA50-SG-D1物项安全分级 |
| 2.3.3 NRC risk-informed物项安全分级 |
| 2.3.4 IAEA SSG-30物项安全分级 |
| 2.4 可靠性指标分配方法简介 |
| 2.4.1 概述 |
| 2.4.2 无约束条件的可靠性分配 |
| 2.4.3 有约束条件的可靠性分配 |
| 2.4.4 可靠性再分配 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法研究 |
| 3.1 聚变堆PSA与RAMI分析简介及其对比分析 |
| 3.1.1 聚变堆PSA方法简介 |
| 3.1.2 聚变堆RAMI方法简介 |
| 3.1.3 聚变堆PSA与RAMI方法对比分析 |
| 3.2 基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法 |
| 3.2.1 基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法总体架构 |
| 3.2.2 聚变堆事故的事件树分析 |
| 3.2.3 聚变堆系统的FTA-based RAMI分析 |
| 3.2.4 聚变堆事故序列分析 |
| 3.3 案例应用分析 |
| 3.3.1 聚变堆真空室内破口事故分析 |
| 3.3.2 聚变堆真空室内破口事件树分析 |
| 3.3.3 聚变堆VVPSS的FTA-based RAMI分析 |
| 3.3.4 聚变堆真空室内破口事故序列分析 |
| 3.3.5 结果分析与讨论 |
| 3.4 聚变堆在线风险监测方法研究 |
| 3.4.1 平均风险模型向实时风险模型的转化方法研究 |
| 3.4.2 监测方法研究 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 基于PSA的聚变堆物项安全分级方法研究 |
| 4.1 聚变堆物项安全分级简介 |
| 4.1.1 概述 |
| 4.1.2 聚变堆物项安全分级方法步骤 |
| 4.2 基于PSA的聚变堆物项安全分级方法 |
| 4.2.1 基于PSA的聚变堆物项安全分级方法总体架构 |
| 4.2.2 相关概念与判断准则 |
| 4.2.3 确定并分解安全功能 |
| 4.2.4 功能分级 |
| 4.2.5 部件分级 |
| 4.3 案例应用分析 |
| 4.3.1 CN HCCB TES简介 |
| 4.3.2 CN HCCB TES的物项安全分级现状 |
| 4.3.3 基于PSA的CN HCCB TES的物项安全分级 |
| 4.3.4 结果分析与讨论 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于PSA与AHP的聚变堆可靠性指标分配方法研究 |
| 5.1 聚变堆可靠性指标分配简介 |
| 5.2 基于PSA与AHP的聚变堆可靠性指标分配方法 |
| 5.2.1 基于PSA与AHP的聚变堆可靠性指标分配方法总体架构 |
| 5.2.2 确定聚变堆总体层的概率安全目标 |
| 5.2.3 聚变堆的总体层概率安全目标分解至系统可靠性指标 |
| 5.2.4 聚变堆的系统可靠性指标分解至部件可靠性指标 |
| 5.3 案例应用分析 |
| 5.3.1 案例简介 |
| 5.3.2 可靠性指标分配步骤 |
| 5.3.3 结果分析与讨论 |
| 5.4 基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用之间的关系分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 内容总结 |
| 6.1.2 创新点总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
四、法国快中子增殖反应堆核电站的建成及发展（论文参考文献）
- [1]苏联原子弹之父库尔恰托夫与苏联核计划[J]. 张广翔,金丹. 吉林大学社会科学学报, 2021(04)
- [2]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
- [3]棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究[D]. 朱帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [4]小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究[D]. 张亚朋. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [5]铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究[D]. 李长园. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [6]事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究[D]. 张峥. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [7]电子加速器驱动次临界系统的堆芯设计[D]. 张新营. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [8]熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究[D]. 程治强. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [9]多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究[D]. 杨晓. 中国科学技术大学, 2021(09)
- [10]基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究[D]. 孙明. 中国科学技术大学, 2021