一、燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析（论文文献综述）
郭一丁,郭健,谭美[1]（2020）在《海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析》文中认为与陆上核电厂不同,海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响,因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案,对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明,引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中,燃料组件满足强度设计要求。
陈强,郭健,张乃梁,郭翔[2]（2019）在《船体运动对浮动核电站堆内燃料组件结构安全的影响》文中指出结合水动力学和结构力学,分析浮动核电站堆内燃料组件的结构应力随船体运动幅值和周期的变化趋势及敏感性,用于校核燃料组件在反应堆内作业时的结构安全。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,进而计算燃料组件的结构应力。结果表明,与平台静止状态相比,燃料组件的结构应力在船体运动状态下明显增大。
梁双令,吴婉烨[3]（2019）在《核动力船舶燃料组件瞬态动力学分析》文中研究说明针对核动力船舶燃料组件在船体运动状态下的结构安全问题,以海洋核动力平台为例,采用水动力学对平台进行频时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线。基于远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对燃料组件随船体运动的数值模拟,并采用瞬态动力学对燃料组件的结构载荷进行计算。计算结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的结构载荷在船体运动状态下明显增大。因此,在对燃料组件进行结构安全分析时,必须考虑船体的随机运动响应。
梁双令,吴婉烨[4]（2019）在《海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析》文中提出针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对反应堆随船体运动的数值模拟,进而对燃料组件的应力、应变最大值进行求解。结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的应力、应变最大值在船体运动状态下明显增大,说明在对浮动核电站堆内燃料组件进行结构安全分析时必须考虑海洋环境下船体的随机运动响应。
金秋水,丁绍军,杨翊仁,鲁丽[5]（2018）在《反应堆流量分配组件的地震响应研究》文中研究说明针对一种圆筒形反应堆流量分配组件,基于ANSYS平台,分析了其在空气和静水中的振动特性及地震响应.流量分配组件采用实体建模,流体部分选用Fluid30单元进行模拟,通过模态计算得到了结构在空气与静水中的固有频率,进而对结构在不同工况下的地震响应进行研究.结果表明,在空气与静水中,流量分配组件前四阶振型主要体现在中心隔板上,结构在静水中的各阶频率均低于其在空气中的对应频率,其一阶频率降低约21. 5%;地震作用下,相较于法兰、筒壁,中心隔板处响应较大,且结构在空气中的位移响应均方根较静水中小.
郭严,张玉相[6]（2018）在《压水堆燃料组件结构搅混格架动态屈曲仿真研究》文中提出结构搅混格架作为压水堆燃料组件中的关键部件,由于结构复杂,一直是燃料组件设计的重点和难点。本文采用有限元分析软件建立17×17结构搅混格架有限元分析模型,对其在冲击载荷作用下动态屈曲过程进行了数值模拟研究,得到了不同初速度冲击下的冲击载荷、回弹速度、冲击位移变化曲线,通过以上参量开展格架动态屈曲判定准则的对比验证研究,确定了结构搅混格架动态屈曲的临界载荷。同时基于冲击板作简谐振动的假设,采用周期法计算格架动刚度,基于能量原理建立格架等效阻尼的计算方法。通过与试验结果的分析对比,验证分析方法的合理性,用于指导新型燃料组件格架分析与设计。
齐欢欢,吴万军,沈平川,姜乃斌,叶献辉,黄旋,黄茜[7]（2018）在《基于ANSYS的燃料组件事故动力分析程序》文中指出对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件ANSYS的APDL和UIDL语言,引入参数化和模块化的思想,编制燃料组件事故动力分析程序,并采用编制的程序与专用软件分别对某型燃料组件进行对比验证。对比结果表明差异较小,均在工程允许误差范围之内;采用编制的程序代替专用软件进行燃料组件事故动力分析,编制的程序分析能力增强,效率更高。选取某电厂作为分析对象,采用编制的程序进行了实例计算,分析结果满足规范要求。
杨军,杨章灿,徐乐瑾,吴幸慈,邓程程,周夏峰,胡帮达[8]（2018）在《2017年核能科技热点回眸》文中研究指明盘点了2017年国际上在核能科技重点领域取得的重要研究与开发进展情况,讨论了核能科技领域的一些前沿及热点问题,重点回顾了第四代反应堆、第三代反应堆先进技术、数字反应堆、核材料、放射性废物与乏燃料处理与处置、核安全立法及公共政策等领域取得的部分重要成果。
王二平[9]（2017）在《乏燃料水池失冷条件下热工水力模拟试验台架研制与试验研究》文中指出经反应堆辐射后卸出的燃料称为乏燃料,当核反应堆停堆运行的时候,链式核反应也随之停止,然而由于衰变产物的继续衰变,乏燃料仍然会放出大量的热量。从核反应堆中移除的乏核燃料通常会储存在装满水的乏核燃料池中,必须储存一段时间待余热降到一定程度后再进行操作及处理。目前被广泛采用的方法是用水池湿式储存方法,从反应堆卸下乏燃料暂时储存在乏燃料水池中,因此每座核电站都会有自己的乏燃料水池。水池中装有冷却系统,用以带出乏燃料的衰变热。2011年3月发生的日本福岛核电站4号机组乏燃料水池补水系统失效,导致乏燃料水池长时间失去循环冷却水,池水在乏燃料组件的加热下出现了沸腾及水位下降现象,因此新的核电站安全设计理念中对乏燃料水池在超基准事故中失水工况下会导致的事故类型进行评价和分析重新得到重视。本文针对核电站乏燃料池在事故失水工况条件下,对可能出现的事故工况,如升温、沸腾、蒸干的现象,以及随着燃料棒温度的进一步升高可能出现的包壳管氧化、发生锆水反应、锆包壳直接氧化着火等情况进行分析研究。针对上述工况设计研制出了模拟乏池失水工况试验台架,并根据分析出的事故类型,设计出了模拟台架试验和乏包壳性能试验内容;分析了乏燃料水池失冷条件下热工水力模拟试验台架研制与试验总体方案,试验台架设计时考虑的设计原则,对其中主要研究内容及关键技术问题进行了分析和解决。通过对热工水力模拟试验台架的实物模型进行了研制和优化,以及采用未辐照的包壳材料进行一定的预处理来模拟乏燃料包壳的方法,制取了乏燃料包壳性能试验所需试样和工装,满足乏燃料实验性能要求所需包壳。通过台架模拟试验和模拟乏包壳的制取与试验,取得热工水力数据和预制乏包壳及获取乏燃料包壳失冷蒸干裸露、快速失水裸露以及重新获得冷却工况下的行为数据。最后,通过对乏池事故工况下问题的分析,论证设计并研制完成了满足各项性能参数满足试验要求模拟试验台架,运用模拟试验台架开展了热工水力试验,开展了一系列的模拟试验,取得了相关试验数据和结果,取得热工水力试验数据和乏包壳性能试验数据。取得了部分创新性成果,完成了报告研究的内容。
魏超,李铁萍,郭超,温爽[10]（2017）在《堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究》文中研究指明针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。
二、燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析（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、燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析（论文提纲范文）
（1）海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 海上换料简介 |
| 2 几何模型简化处理 |
| 3 仿真计算分析 |
| 3.1 静力分析 |
| 3.2 模态分析 |
| 3.3 横摇工况分析 |
| 3.4 纵摇工况分析 |
| 3.5 组合工况分析 |
| 4 结论 |
（2）船体运动对浮动核电站堆内燃料组件结构安全的影响（论文提纲范文）
| 1 船体水动力学分析 |
| 2 燃料组件模型力学等效 |
| 3 燃料组件结构力学分析 |
| 3.1 堆内作业 |
| 3.2 海上换料过程 |
| 4 结论 |
（4）海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析（论文提纲范文）
| 1 船体水动力学分析 |
| 2 燃料组件模型力学等效 |
| 3 燃料组件结构力学分析 |
| 3.1 堆内作业 |
| 1) 船体静止 |
| 2) 船体运动 |
| 3.2 海上换料 |
| 1) 船体静止 |
| 2) 船体运动 |
| 4 结论 |
（5）反应堆流量分配组件的地震响应研究（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 结构简述 |
| 2 振动特性与地震响应分析 |
| 2.1 振动特性计算 |
| 2.2 地震响应分析 |
| 3 结论 |
（6）压水堆燃料组件结构搅混格架动态屈曲仿真研究（论文提纲范文）
| 1 结构搅混格架有限元力学模型 |
| 2 动态屈曲仿真方法 |
| 3 格架动刚度、等效阻尼计算方法 |
| 3.1 格架动刚度计算方法 |
| 3.2 格架等效阻尼计算方法 |
| 4 算例及讨论 |
| 4.1 格架屈曲分析 |
| 4.2 格架动态刚度分析 |
| 4.3 格架等效阻尼分析 |
| 5 结论 |
（8）2017年核能科技热点回眸（论文提纲范文）
| 1 第四代反应堆研发进展 |
| 1.1 ADS次临界加速器驱动次临界系统 |
| 1.2 TMSR钍基熔盐堆 |
| 1.3 高温气冷堆 |
| 1.4 行波堆 |
| 1.5 快中子堆 |
| 1.6 超临界水堆 |
| 2 第三代堆先进技术研发进展 |
| 2.1 AP1000 |
| 2.2 CAP1400 |
| 2.3 HPR1000 |
| 2.4 APR1400 |
| 2.5 非能动安全技术 |
| 2.6 严重事故缓解措施 |
| 3 小型反应堆研发进展 |
| 3.1 玲龙一号 (ACP100) 小型堆 |
| 3.2 海上核动力小型堆ACPR50S |
| 3.3 Nu Scale模块化小堆 |
| 4 数字反应堆研究进展 |
| 5 核材料研究进展 |
| 5.1 事故容错燃料 |
| 5.2 聚变材料 |
| 5.3 其他材料 |
| 6 放射性废物与乏燃料处理与处置研究进展 |
| 6.1 中低放废物处理与处置 |
| 6.2 高放废物处理与处置 |
| 6.3 乏燃料处理与处置 |
| 7《核安全法》出台 |
| 8 结论 |
（9）乏燃料水池失冷条件下热工水力模拟试验台架研制与试验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 乏燃料和乏燃料池介绍 |
| 1.2.1 乏燃料池失水事故分析 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.4 论文主要研究内容及关键技术问题 |
| 1.4.1 试验台架研制设计思路 |
| 1.4.2 主要研究内容 |
| 1.4.3 关键技术及解决方案 |
| 1.5 文章结构安排 |
| 1.6 本章小结 |
| 第2章 热工水力模拟试验台架的研制和优化 |
| 2.1 热工水力台架的研制 |
| 2.1.1 热工水力台架设计 |
| 2.1.2 发热元件结构设计 |
| 2.1.3 盛放容器设计 |
| 2.1.4 补水容器设计 |
| 2.1.5 监控以及功率控制系统 |
| 2.1.6 热工水力台架测温元件的选用 |
| 2.2 台架调试及优化 |
| 2.2.1 台架的调试 |
| 2.2.2 台架出现的主要问题以及优化措施 |
| 2.2.3 台架验收及台架信息 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 模拟乏燃料包壳管研制 |
| 3.1 乏燃料包壳的制备 |
| 3.2 乏燃料包壳的性能 |
| 3.3 乏燃料包壳的制备方法 |
| 3.4 成品试样腐蚀试验结果 |
| 3.5 乏燃料包壳性能试验工装的制备 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 热工水力台架试验和乏包壳管性能试验 |
| 4.1 热工水力试验 |
| 4.1.1 试验流程 |
| 4.1.2 热工水力试验小结 |
| 4.2 高温机械性能试验 |
| 4.2.1 试验设备 |
| 4.2.2 试验流程 |
| 4.2.3 高温机械性能试验小结 |
| 4.3 高温胀破试验 |
| 4.3.1 试验设备 |
| 4.3.2 试验步骤 |
| 4.3.3 高温胀破试验小结 |
| 4.4 干烧试验 |
| 4.4.1 试验设备 |
| 4.4.2 试验步骤 |
| 4.4.3 干烧试验小结 |
| 4.5 冷却试验 |
| 4.5.1 淬火试验 |
| 4.5.2 喷淋试验 |
| 4.6 本章小结 |
| 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（10）堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究（论文提纲范文）
| 1 燃料组件结构概述 |
| 2 燃料组件抗震性能评价准则 |
| 3 堆芯燃料组件抗震性能计算 |
| 3.1 建立简化模型 |
| 3.2 单根燃料组件模态分析 |
| 3.3 堆芯燃料组件抗震分析 |
| 4 结论 |
四、燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析（论文参考文献）
- [1]海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析[J]. 郭一丁,郭健,谭美. 核动力工程, 2020(03)
- [2]船体运动对浮动核电站堆内燃料组件结构安全的影响[J]. 陈强,郭健,张乃梁,郭翔. 兵器装备工程学报, 2019(12)
- [3]核动力船舶燃料组件瞬态动力学分析[J]. 梁双令,吴婉烨. 核动力工程, 2019(06)
- [4]海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析[J]. 梁双令,吴婉烨. 原子能科学技术, 2019(12)
- [5]反应堆流量分配组件的地震响应研究[J]. 金秋水,丁绍军,杨翊仁,鲁丽. 成都大学学报(自然科学版), 2018(04)
- [6]压水堆燃料组件结构搅混格架动态屈曲仿真研究[J]. 郭严,张玉相. 核科学与工程, 2018(04)
- [7]基于ANSYS的燃料组件事故动力分析程序[J]. 齐欢欢,吴万军,沈平川,姜乃斌,叶献辉,黄旋,黄茜. 核动力工程, 2018(03)
- [8]2017年核能科技热点回眸[J]. 杨军,杨章灿,徐乐瑾,吴幸慈,邓程程,周夏峰,胡帮达. 科技导报, 2018(01)
- [9]乏燃料水池失冷条件下热工水力模拟试验台架研制与试验研究[D]. 王二平. 湖南大学, 2017(07)
- [10]堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究[J]. 魏超,李铁萍,郭超,温爽. 核电子学与探测技术, 2017(02)