一、核动力非能动安全特性研究（论文文献综述）
黄志刚,张妍,彭传新,昝元锋,卓文彬,闫晓[1]（2021）在《小型堆稳压器波动管双端破口试验研究》文中研究指明开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。
白晋华[2]（2020）在《基于GPCMS优化算法的PCS优化设计》文中提出非能动安全特性是第三代核能系统的重要特征之一。在2011年日本福岛核事故之后,国际核能界加强了对核电厂安全壳完整性的关注。以此为背景,本文针对两种可用于压水堆核电厂混凝土安全壳完整性保障的PCS（Passive containment cooling system非能动安全壳热量导出系统）方案,采用数值模拟的方法研究了两种方案对应的系统的运行性能。在此基础上,对闭式非能动安全壳热量导出系统开展了优化设计研究。本文的主要工作内容和主要结果包括:1、开发了基于一维两相均相流模型的非能动安全壳热量导出系统性能分析程序,并成功利用该计算程序对开式/闭式非能动安全壳热量导出系统的性能进行了预测,预测结果与实验值符合良好。2、对于开式非能动安全壳热量导出系统方案,本文采用数值模拟的方法,详细研究了系统单相/两相稳定工作条件下的自然循环流量以及系统排热能力随安全壳外水箱水温、系统绝热上升段的高度、系统连接管道直径、换热器进出口局部阻力系数以及安全壳内工作环境等因素的影响规律,并分析了不同因素影响开式非能动安全壳热量导出系统稳态工作性能的影响机制。3、对于闭式单相非能动安全壳热量导出系统方案,本文采用数值模拟方法研究了系统稳定工作条件下的自然循环流量以及系统排热能力随安全壳外水箱水温、系统绝热上升段的高度、系统连接管道直径、安全壳内换热器进出口局部阻力系数以及安全壳内工作环境等因素的影响规律,分析了不同因素的影响机理,并与开式非能动安全壳热量导出系统的运行性能进行了对比分析。4、基于遗传算法、粒子群算法和复合形算法等优化算法的特点分析,本文设计了不同算法的配合机制,开发了优化算法GPCM（Based on genetic algorithm,particle swam algorithm and complex algorithm基于遗传、粒子群、复合型混合算法的优化算法）。5、本文在非能动安全壳热量导出系统的优化设计中引入了非支配解概念,设计了基于GPCM算法的非支配解排序算法GPCMS（Mixing multi-objective searching aogorithm based on genetic algorithm,particle swam algorithm and complex algorithm基于遗传、粒子群、复合型混合算法的多目标优化算法）,并成功的将该算法用于非能动安全壳热量导出系统的多目标优化。对于闭式非能动安全壳热量导出系统的多目标优化实例研究表明,利用非支配解集可以有效解决对于系统方案的决策支撑。
黄志刚,张妍,鲁晓东,彭传新,昝元锋,卓文彬,闫晓[3]（2021）在《直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究》文中指出小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。
赵亚楠[4]（2020）在《一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究》文中提出微沸腾自然循环是一种有效提升反应堆自然循环能力的技术手段,已应用于国内外低温供热堆、动力堆和非能动安全系统的设计和实践中。微沸腾自然循环反应堆中,冷却剂在堆芯出口被加热至接近饱和温度,通过欠热沸腾产生少量蒸汽。进入上升段后由于静压下降出现持续的闪蒸沸腾,进一步提升了冷却剂空泡份额。汽、液相间巨大的密度差提供了额外的自然循环驱动力,使反应堆可以实现全功率范围的自然循环运行。微沸腾自然循环技术能显着简化反应堆结构,提高反应堆的固有安全性。但目前,针对微沸腾自然循环技术及基于该技术的微沸腾自然循环一体化反应堆的运行特性研究仍显不足。微沸腾自然循环技术可塑性强的特点,在拓展了微沸腾自然循环一体化反应堆应用形式的同时,也造成了研究结果的对象依赖度高、通用性差的问题,无法形成对微沸腾自然循环一体化反应堆的热工水力特性及安全特性的统一认识。随着固有安全性理念的不断深化和对高性能一体化反应堆的迫切需求,亟需针对一体化反应堆的微沸腾自然循环运行特性开展深入研究,充分掌握微沸腾自然循环技术及其特有的自稳压机制对反应堆热工水力特性、稳定性及安全性等方面的影响规律。本文以微沸腾自然循环一体化反应堆IP100为工程背景和研究对象,从反应堆结构和运行热工状态等方面阐述了微沸腾自然循环的实现方式,重点介绍了微沸腾自然循环技术、自稳压机制、核热耦合反应性反馈机制、冷却剂流量的负荷跟踪特性、内置式控制棒驱动机构等关键技术的技术特点和运行原理。采用热平衡分析法从微沸腾自然循环、自稳压机制、冷却剂的质量流速限制及闪蒸起始点位置等方面得出了微沸腾自然循环一体化反应堆热工水力特性的影响规律。基于微沸腾自然循环一体化反应堆中存在的温度-压力联调联控机制和一、二回路匹配特性,合并了堆芯冷却剂温度控制和反应堆压力控制,提出了一回路压力恒定和蒸汽发生器蒸汽压力恒定的双恒定运行方案,完成了包括堆芯功率控制、给水流量控制和反应堆压力安全控制在内的IP100反应堆控制系统设计。为细致剖析一体化反应堆的微沸腾自然循环运行特性的细节特征和技术特点,并论证所提出的运行方案和控制策略的效能,本文利用RELAP5/MOD4.0程序建立了IP100反应堆仿真模型。研究了微沸腾自然循环一体化反应堆的稳态运行特性,揭示了微沸腾自然循环一体化反应堆关键部位的流动换热规律和不同负荷下的主要参数变化。利用甩负荷工况和阶跃降负荷工况测试了IP100反应堆的瞬态运行特性,分析了反应堆控制系统和自稳自调机制对提高反应堆瞬态工况机动性的作用。针对低负荷工况下蒸汽发生器出现的流动不稳定性现象,提出并验证了蒸汽发生器分组运行和反应堆滑压运行等运行方案优化设计,有效拓展了IP100反应堆的稳定运行负荷区间。针对微沸腾自然循环系统中存在的两相流动不稳定性问题,建立了相应的仿真模型,研究了微沸腾自然循环系统中存在的闪蒸诱发的流动不稳定性现象。研究中发现了间歇振荡、复合振荡、正弦振荡等三种流动不稳定性状态。通过分析振荡现象的演化机理,将这三种流量振荡现象归结于上升段闪蒸和加热段沸腾共同作用的结果。通过特征参数的直接分析和与其他现象近似、机制不同的流动不稳定性现象进行特征参数比较,最终将闪蒸诱发的流动不稳定性现象归类为第一类密度波振荡。开展了流动不稳定性边界的参数敏感性分析,并根据得出的规律提出了对反应堆稳定运行及启停方案方面的建议。在反应堆安全特性分析中,选取了汽腔小破口失水事故、给水丧失事故和主蒸汽管道破损事故等三个有代表性的事故,重点分析非能动安全系统和反应堆的自稳自调能力在缓解事故后果、保障反应堆安全等方面的作用。着重考察了偏保守假设条件下各事故工况对反应堆热工安全准则不同方面的考验,证明了IP100反应堆在各项非能动技术协同作用下具备优秀的安全特性。本文的研究成果较为系统地揭示了一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性,重点论证了微沸腾自然循环一体化反应堆的可行性和技术特点,为全自然循环一体化反应堆的设计提供了一种可行的技术方案。本文得出的结论能为微沸腾自然循环一体化反应堆的设计和应用提供坚实的理论依据和技术支持。
王晨阳[5]（2020）在《船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究》文中研究表明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。
杨灵均,冷洁,毕树茂,邓坚,刘余,朱大欢,蒋孝蔚[6]（2020）在《先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究》文中认为先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。
蒋宽宽[7]（2020）在《核动力装置一回路联合仿真系统设计》文中认为利用计算机程序精确地仿真和模拟核动力装置的运行状态,不但可以及时有效地规避运行风险,保证系统的安全,也为先进控制策略的实施提供了测试平台。RELAP5作为专用的核动力装置仿真软件,可针对核动力装置运行的各种典型状态进行高精度的仿真模拟,因而在核动力工程设计中得到广泛应用。由于该软件的设计成型于上世纪八十年代,并主要针对核动力装置中热工水力的研究,对于控制器的设计和调试的支持较弱,无法满足较为复杂的先进控制系统的仿真和测试需要。针对这个问题,本文利用标准数据接口技术,通过扩展RELAP5的输入输出功能,构建了基于RELAP5和MATLAB平台的核动力装置联合仿真系统。该系统在前端通过MATLAB构建的图形化界面支持复杂控制系统的构建,在后端利用RELAP5模拟被控过程。通过结合两个软件的优点较好地满足了针对核动力装置的先进控制器的仿真、测试需要。本文首先研究了核动力反应堆、自然循环式蒸汽发生器及稳压器的结构特点并建立对应的数学模型,参考秦山一期工程的模型参数,在RELAP5仿真软件中分别搭建了反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器等模型后,将其联立构成一回路仿真系统,并对该仿真系统进行测试,验证了所建系统的合理性。然后通过解析RELAP5技术文档,在掌握RELAP5软件的构架及设计特点的基础上,设计了新的RELAP5子函数,利用SIMULINK中的接口函数实现了RELAP5与MATLAB/SIMULINK的数据交互。为实现仿真数据的实时存储,利用C++的混合编程技术实现了RELAP5在MySQL数据库中的数据存储功能。利用MATLAB的GUI函数建立联合仿真系统的前端界面,实现输入文件的读入、仿真程序的运行、数据显示及生成仿真曲线等控制功能,并完成了联合仿真系统的构建。将联合仿真系统用于一回路仿真系统的控制器测试,其仿真结果表明联合仿真系统在仿真速度与精度上与RELAP5几乎相同,而在易用性和可扩展性等方面较RELAP5有明显的优势。
刘泓君[8]（2020）在《基于社会技术系统视角的浮动核电站核事故致因分析模型研究》文中研究表明浮动核电站是结合核电与海洋工程的前瞻性高端工程装备,具有独特的优势和广阔的应用前景。为了实现浮动核电站电力、能源、淡水供应功能,充分发挥浮动核电站的优势,保证其在海洋中的安全是势在必行的。浮动核电站一旦在海洋上发生核事故,将造成重大的经济损失和人员伤亡。核电行业的特点是对核事故必须零容忍,有必要在事故出现之前,或至少在导致无法恢复的故障或不可挽回的生命损失之前,对事故进行分析与预防。但是现在还没有一种针对浮动核电站核事故分析的方法,传统的核电厂事故分析只考虑单一系统或部件的失效,没有考虑系统与操作人员、环境之间的耦合等,存在着非常多的问题。所以,在我国浮动核电站设计建造阶段,找到一种能够分析浮动核电站核事故的方法是非常重要的。因此,本文提出从社会技术系统的视角对浮动核电站的核事故进行致因分析,完成的主要工作如下:（1）通过对浮动核电站核事故的内外环核心致因机理分析,从社会技术系统视角研究核事故演化的客观规律。（2）根据致因因素之间的耦合作用,建立了包含外部社会影响层、内部技术控制影响层的核事故致因分析模型,为贝叶斯网络定量分析提供结构基础。（3）利用构建的浮动核电站核事故致因分析模型,以小破口事故为例,分析在应对小破口事故过程中,可能影响事故恶化的致因因素,并通过运用贝叶斯网络来对各致因因素进行定量分析,得出最可能导致事故恶化的影响因素以及事故致因链。
秦雪猛[9]（2020）在《核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究》文中研究指明当核电厂发生了严重事故,如果处理不及时,堆芯会发生融化,压力容器失效,裂变产物释放到安全壳内,随着安全壳内的温度压力增加,安全壳会发生失效,造成裂变产物释放到环境中。通过研究源项特性及放射性裂变产物在安全壳中的分布、释放以及沉积,可以合理的评估源项向环境的释放量,有利于制定降低危害的应急方案。因此,严重事故下的源项特性研究和释放量的研究显得及其迫切和必要。以AP1000堆型为研究对象,建立源项分析计算模型、事故分析计算模型以及多因素方差分析模型,基于源项分析程序和一体化事故分析程序,编制源项计算输入卡和严重事故分析输入卡。通过源项分析程序计算了堆芯源项及其影响因素特性,同时使用了多因素方差分析方法对影响堆芯源项的因素进行了敏感性分析。通过一体化事故分析程序计算了大破口始发严重事故裂变产物行为,并通过与其它程序计算结果的比较,验证了计算结果的可靠性。最后得出了安全壳内裂变产物沉积的基本机理。通过源项分析程序计算得出,在各种堆芯源项影响因素情况下:锕系核素的典型代表核素238Pu,239Pu,240Pu的放射性活度随着堆芯运行时间增加到一定量时达到稳定状态,241Am的放射性活度随着堆芯运行时间的增加而增加,成正比关系;短寿命裂变产物典型代表核素89Sr和91Y短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈指数趋势逐渐衰变减少;长寿命裂变产物典型代表核素137Cs和90Sr短时间内呈增大趋势,达到最值之后呈稳定减小趋势;裂变产物的总放射性活度比锕系核素高,一般高出一个量级;低能区的光子源强比高能区的光子源强大,最大可差十个量级;利用多因素方差分析方法,分析了燃耗、比功率、富集度、运行方式对堆芯源项产生的影响程度。结果表明:影响堆芯源项产生的因素敏感性大小依次为比功率、富集度、燃耗,而运行方式对堆芯源项产生几乎无影响。通过一体化事故分析程序,计算分析了大破口始发严重事故下的裂变产物行为。结果表明:惰性气体、挥发类源项和非挥发类源项惰性气体主要分布于堆芯、安全壳空间,少部分存在于稳压器内,极少部分存在于其它位置;惰性气体主要以气体形式释放出去,释放份额通常比较大,超过90%;挥发性裂变产物和非挥发裂变产物大多都是以气溶胶形态被释放出去的,释放份额通常较小,低于1%。通过分析得出气溶胶态的核素沉积主要可以划分为内部和外部沉积,内部沉积主要是气溶胶态的核素之间相互碰撞就会发生团聚,外部沉积主要是气溶胶态核素依靠重力、热泳力、扩散电泳迁移到沉积结构表面。
刘宇星[10]（2019）在《液体悬浮式非能动试验件失流下落特性及缓冲段优化研究》文中认为反应堆堆芯作为核电一回路的核心部分,是核电站电能转化的源泉,非能动停堆组件是保证核反应堆安全运行的关键机构。液体悬浮式非能动停堆技术是利用流动动力顶托控制棒在工作位工作,当系统发生无保护瞬态失流事故时,顶托减小,系统及时且自主的完成停堆动作。非能动组件需要满足:上工作位悬得住、下落时快速、稳定、缓冲效果好。针对液体悬浮式非能动停堆组件的工作机制,论文的主要研究内容及取得的研究成果有:（1）本文通过对液体悬浮式非能动组件结构及其工作原理的研究,设计了窄缝型流动以及四方块水中自由下落试验,且对其进行数值模拟。研究了湍流模型、壁面函数、网格尺寸对模拟结果的影响,选定Standard κ-ε湍流模型,Standard壁面函数法作为本文湍流数值模拟的模型,确定了合理的计算网格尺寸及动网格更新的相关参数。（2）基于对液体悬浮式非能动组件中流动特性的分析,不考虑对阻力贡献微小且结构复杂的中子吸收棒束,设计了比尺为1:1的试验件,分别采用物理试验及数值模拟对非能动停堆组件试验件位于上工作位的稳态工况,以及非能动停堆组件试验件失流下落时的瞬态运动过程进行了研究。（3）对非能动停堆组件试验件位于上工作位置进行恒定流场的研究,得到其内部详细流场信息、移动体受力状态以及内流道的流量分配情况,并分析了影响移动体悬浮条件的关键因素,得到移动体处于上工作位保持悬浮状态时的临界流量。（4）对液体悬浮式非能动停堆组件从上工作位开始失流下落过程的研究,得到了给定惰转流量曲线下移动体的下落用时,以及移动体下落位移、速度、加速度、受力以及系统总压降等随时间的变化规律。整个下落过程大致分为加速下落段、缓冲段、上部液力自紧消失段,分析了控制移动体下落速度及缓冲效果的主要因素。（5）针对液体悬浮式非能动停堆组件试验件失流下落过程中下缓冲节流件缓冲节流效果不理想的情况,提出了加长下缓冲节长度和改变缓冲节流件尺寸的优化改进方案,并验证了其缓冲节流效果。
二、核动力非能动安全特性研究（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、核动力非能动安全特性研究（论文提纲范文）
（1）小型堆稳压器波动管双端破口试验研究（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 试验系统和试验方法 |
| 1.1 试验系统 |
| 1.2 试验方法 |
| 1.2.1 建立初始稳态 |
| 1.2.2 破口试验 |
| 2 试验结果分析 |
| 3 结论 |
（2）基于GPCMS优化算法的PCS优化设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 非能动安全壳热量导出系统设计方案概述 |
| 1.2.2 非能动安全壳热量导出系统性能研究 |
| 1.2.3 核动力系统优化设计研究现状 |
| 1.3 存在的问题 |
| 1.4 本文主要研究内容 |
| 第2章 PCS数值计算模型 |
| 2.1 非能动安全壳热量导出系统方案 |
| 2.2 主要假设条件 |
| 2.3 数学模型 |
| 2.3.1 基本守恒方程 |
| 2.3.2 传热管换热方程 |
| 2.3.3 主要物性方程 |
| 2.3.4 主要本构关系式 |
| 2.3.5 单相两相分界点处理方法 |
| 2.4 求解方法 |
| 2.5 程序验证 |
| 2.5.1 与实验数据对比 |
| 2.5.2 瞬态运行行为对比验证 |
| 2.5.3 系统流动不稳定性特性分析 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 安全壳非能动热量导出系统性能分析 |
| 3.1 开式非能动安全壳热量导出系统稳态性能特性 |
| 3.1.1 系统单相稳态工作特性 |
| 3.1.2 系统两相稳态工作特性 |
| 3.1.3 安全壳内环境工况对系统稳态工作特性的影响 |
| 3.1.4 管道直径对系统稳态工作特性的影响 |
| 3.1.5 局部阻力特性对系统稳态工作特性的影响 |
| 3.2 闭式非能动安全壳热量导出系统稳态性能特性 |
| 3.2.1 不同上升段的高度和入口水温条件下的系统稳态工作特性 |
| 3.2.2 相同入口水温条件下不同类型系统稳态工作特性比较 |
| 3.2.3 安全壳内环境工况对闭式系统工作特性的影响 |
| 3.2.4 管道直径对系统稳态工作特性的影响 |
| 3.2.5 局部阻力特性对系统稳态工作特性的影响 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 GPCM算法开发 |
| 4.1 遗传算法及改进策略 |
| 4.1.1 遗传算法概述 |
| 4.1.2 标准遗传算法存在的问题和改进策略 |
| 4.2 粒子群算法 |
| 4.3 复合形算法 |
| 4.4 GPCM |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 PCS多目标优化实例分析 |
| 5.1 多目标优化问题 |
| 5.2 基于GPCM的多目标优化算法GPCMS |
| 5.2.1 基于遗传算法的多目标优化算法-NSGA |
| 5.2.2 基于遗传算法的多目标优化算法-NSGAⅡ |
| 5.2.3 基于GPCM的多目标优化算法 |
| 5.3 闭式PCS多目标优化实例分析 |
| 5.3.1 参数敏感性分析 |
| 5.3.2 基于GPCMS的闭式PCS多目标优化实例 |
| 5.4 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 |
| 致谢 |
（3）直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究（论文提纲范文）
| 1 试验装置 |
| 2 试验工况 |
| 3 试验结果分析 |
| 3.1 高压安注试验结果 |
| 3.2 中压安注试验结果 |
| 3.3 低压安注试验结果 |
| 3.4 一回路系统参数 |
| 3.5 长期再循环性能 |
| 4 结论 |
（4）一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 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 一体化反应堆发展方向 |
| 1.2.2 微沸腾自然循环技术在一体化反应堆中的应用 |
| 1.2.3 微沸腾自然循环一体化反应堆热工水力研究现状 |
| 1.2.4 闪蒸诱发的流动不稳定性研究现状 |
| 1.3 本文的主要工作 |
| 第2章 微沸腾自然循环的运行机理及实现方式 |
| 2.1 IP100反应堆简介 |
| 2.1.1 IP100反应堆设计 |
| 2.1.2 IP100反应堆堆芯设计 |
| 2.2 微沸腾自然循环的关键技术及运行机制 |
| 2.2.1 微沸腾自然循环 |
| 2.2.2 自稳压技术 |
| 2.2.3 核热耦合反应性反馈 |
| 2.2.4 冷却剂流量的负荷跟踪特性 |
| 2.2.5 内置式控制棒驱动机构 |
| 2.3 微沸腾自然循环一体化反应堆的热工水力特性 |
| 2.3.1 自然循环能力的评估 |
| 2.3.2 自稳压机制对堆芯温度的影响 |
| 2.3.3 冷却剂质量流速的限制 |
| 2.3.4 闪蒸起始点 |
| 2.4 微沸腾自然循环一体化反应堆的运行方案及控制策略 |
| 2.4.1 运行方案 |
| 2.4.2 控制方法 |
| 2.4.3 反应堆控制系统初步设计 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性分析 |
| 3.1 RELAP5仿真模型 |
| 3.1.1 RELAP5程序的基本模型 |
| 3.1.2 相间传热-传质模型 |
| 3.1.3 RELAP5中的模型选项及限值处理 |
| 3.1.4 IP100反应堆仿真模型 |
| 3.1.5 仿真模型验证 |
| 3.2 稳态运行特性分析 |
| 3.2.1 堆芯特性 |
| 3.2.2 直流蒸汽发生器特性 |
| 3.2.3 微沸腾自然循环特性 |
| 3.2.4 IP100反应堆的负荷特性 |
| 3.3 瞬态特性分析 |
| 3.3.1 甩负荷工况 |
| 3.3.2 设计参数对瞬态特性的影响 |
| 3.3.3 阶跃降负荷工况 |
| 3.4 运行方案的优化 |
| 3.4.1 OTSG分组运行方案 |
| 3.4.2 反应堆滑压运行方案 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 闪蒸诱发的流动不稳定性研究 |
| 4.1 研究模型及验证 |
| 4.1.1 实验装置介绍 |
| 4.1.2 RELAP5建模方案 |
| 4.1.3 RELAP5模型验证 |
| 4.2 闪蒸诱发的流动不稳定性现象及演化机理 |
| 4.2.1 不稳定性的整体现象及特征 |
| 4.2.2 间歇振荡过程 |
| 4.2.3 复合振荡过程 |
| 4.2.4 正弦振荡过程 |
| 4.3 与其他类型流动不稳定性现象的区别 |
| 4.3.1 与间歇泉的区别 |
| 4.3.2 与流型转换不稳定性的区别 |
| 4.3.3 与自然循环振荡的区别 |
| 4.4 流动不稳定性边界的参数敏感性分析 |
| 4.4.1 系统压力的影响 |
| 4.4.2 流动阻力的影响 |
| 4.4.3 上升段高度的影响 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 微沸腾自然循环对反应堆安全特性的影响 |
| 引言 |
| 5.1 小破口失水事故 |
| 5.1.1 小破口失水事故假设及序列 |
| 5.1.2 非能动安全系统模型节点划分 |
| 5.1.3 计算结果分析 |
| 5.1.4 破口尺寸的影响 |
| 5.2 给水丧失事故 |
| 5.2.1 部分给水丧失事故 |
| 5.2.2 完全给水丧失事故 |
| 5.2.3 关键热工参数对事故进程的影响 |
| 5.3 主蒸汽管道破损事故 |
| 5.3.1 事故描述及模型设置 |
| 5.3.2 二回路热工水力特性 |
| 5.3.3 一回路热工水力特性 |
| 5.3.4 MDNBR的参数敏感性分析 |
| 5.4 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 |
| 致谢 |
（5）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 |
（6）先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究（论文提纲范文）
| 1 大破口失水事故进程 |
| 2 耦合分析方法 |
| 3 大破口失水事故下耦合特性研究 |
| 3.1 一回路耦合特性分析 |
| 3.2 安全壳耦合特性分析 |
| 4 结论 |
（7）核动力装置一回路联合仿真系统设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及目的 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核动力装置热工水力分析软件及仿真模型 |
| 1.2.2 基于RELAP5的二次开发 |
| 1.2.3 联合仿真方法研究 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 2 核动力装置一回路系统数学模型 |
| 2.1 反应堆仿真数学模型 |
| 2.1.1 反应堆主要特点 |
| 2.1.2 反应堆动态方程 |
| 2.2 蒸汽发生器仿真数学模型 |
| 2.2.1 蒸汽发生器的基本原理 |
| 2.2.2 自然循环蒸汽发生器数学模型 |
| 2.3 稳压器仿真数学模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 基于RELAP5的一回路仿真模型 |
| 3.1 一回路系统仿真建模 |
| 3.2 反应堆堆芯模型搭建 |
| 3.3 蒸汽发生器模型搭建 |
| 3.4 稳压器模型搭建 |
| 3.5 模型验证 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 RELAP5与MATLAB的联合仿真系统设计 |
| 4.1 联合仿真系统的结构设计 |
| 4.2 RELAP5程序扩展 |
| 4.3 Intel Visual Fortran调用MySQL数据库实现 |
| 4.3.1 Intel Visual Fortran的优势 |
| 4.3.2 MySQL的优势 |
| 4.3.3 Intel Visual Fortran调用MySQL |
| 4.4 MATLAB端功能实现 |
| 4.5 前端页面的功能实现 |
| 4.5.1 MATLAB GUI介绍 |
| 4.5.2 前端主要功能设计 |
| 4.6 本章小结 |
| 5 联合仿真系统的验证 |
| 5.1 典型控制器仿真验证 |
| 5.1.1 核电站的典型控制方法 |
| 5.1.2 RELAP5典型控制器 |
| 5.2 仿真控制系统设计 |
| 5.3 控制系统仿真结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（8）基于社会技术系统视角的浮动核电站核事故致因分析模型研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究目的及意义 |
| 1.2 国内外相关研究现状 |
| 1.2.1 浮动核电站安全研究现状 |
| 1.2.2 事故致因分析模型研究现状 |
| 1.3 研究内容 |
| 第2章 研究理论基础 |
| 2.1 社会技术系统理论 |
| 2.1.1 社会技术系统理论概述 |
| 2.1.2 社会技术系统特征 |
| 2.1.3 社会技术系统视角分析核事故的方法 |
| 2.2 贝叶斯网络理论 |
| 2.2.1 贝叶斯的优势 |
| 2.2.2 贝叶斯网络理论概述 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 浮动核电站核事故致因分析模型构建 |
| 3.1 浮动核电站核事故特征分析 |
| 3.1.1 浮动核电站核事故等级 |
| 3.1.2 浮动核电站核事故特征 |
| 3.2 浮动核电站核事故致因机理分析 |
| 3.2.1 内环核心致因分析:技术控制 |
| 3.2.2 外环核心致因分析:社会干预 |
| 3.2.3 技术控制与社会干预耦合特性分析 |
| 3.3 核事故致因分析模型构建 |
| 3.3.1 核事故致因分析模型的构建 |
| 3.3.2 核事故的系统机制 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 浮动核电站核事故致因模型应用及验证 |
| 4.1 小破口事故描述 |
| 4.2 模型构建 |
| 4.2.1 模型构建 |
| 4.2.2 确定节点变量的状态概率 |
| 4.2.3 贝叶斯网络的推理分析 |
| 4.2.4 模型验证 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 作者攻读学位期间的研究成果 |
| 致谢 |
（9）核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 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 严重事故研究现状 |
| 1.2.2 源项研究现状 |
| 1.2.3 所在团队相关研究基础 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统参数 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性源项 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 源项类别划分 |
| 2.5.3 源项迁移路径 |
| 2.6 计算参数选取 |
| 2.6.1 源项计算关键参数选取 |
| 2.6.2 源项影响因素参数选取 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型 |
| 3.2.1 点堆动力学模型 |
| 3.2.2 中子注量率模型 |
| 3.2.3 燃料转化比模型 |
| 3.3 事故分析计算模型 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 多因素方差分析计算模型 |
| 3.4.1 双因素方差分析模型 |
| 3.4.2 正交实验设计表模型 |
| 3.5 计算流程 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 堆芯源项及影响因素计算 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 堆芯源项计算 |
| 4.2.1 锕系核素计算 |
| 4.2.2 裂变产物计算 |
| 4.3 源项影响因素计算 |
| 4.3.1 燃耗因素 |
| 4.3.2 比功率因素 |
| 4.3.3 富集度因素 |
| 4.3.4 运行方式因素 |
| 4.4 不同因素敏感性计算 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 大破口始发严重事故裂变产物行为计算 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 大破口始发严重事故 |
| 5.2.1 大破口严重事故假设 |
| 5.2.2 事故进程计算 |
| 5.2.3 热工响应计算 |
| 5.3 源项质量计算 |
| 5.4 安全壳内源项分布计算 |
| 5.4.1 惰性气体分布计算 |
| 5.4.2 挥发类源项分布计算 |
| 5.4.3 非挥发类源项分布计算 |
| 5.5 安全壳内源项沉积计算 |
| 5.5.1 挥发性裂变产物沉积计算 |
| 5.5.2 非挥发裂变产物沉积计算 |
| 5.6 安全壳外释放量计算 |
| 5.6.1 惰性气体释放量计算 |
| 5.6.2 挥发类源项释放量计算 |
| 5.6.3 非挥发类源项释放量计算 |
| 5.7 计算结果验证 |
| 5.8 沉积基本机理 |
| 5.9 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ 源项分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 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）液体悬浮式非能动试验件失流下落特性及缓冲段优化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 1. 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究进展 |
| 1.2.1 非能动停堆技术国内外研究进展 |
| 1.2.2 动网格技术在流体工程方面的应用发展 |
| 1.3 论文的主要内容及技术路线 |
| 1.3.1 论文主要内容 |
| 1.3.2 技术路线 |
| 2. 模型理论 |
| 2.1 数值模拟理论 |
| 2.1.1 紊流模型理论 |
| 2.1.2 数值离散及求解 |
| 2.1.3 压力修正方法 |
| 2.2 运动轨迹计算理论 |
| 2.3 网格划分 |
| 2.4 动网格理论基础 |
| 2.4.1 概述 |
| 2.4.2 动网格更新方法 |
| 2.5 边界条件 |
| 2.6 本章小结 |
| 3. Benchmark基准算例 |
| 3.1 基本算例的选择与设计 |
| 3.2 六自由度运动模型试验和数值模拟验证 |
| 3.2.1 试验设计 |
| 3.2.2 数学模型建立及网格划分 |
| 3.2.3 边界条件设置 |
| 3.2.4 数值模拟结果及其与试验结果对比分析 |
| 3.3 窄缝型流动模型试验与数值模拟 |
| 3.3.1 试验设计 |
| 3.3.2 模型建立及网格划分 |
| 3.3.3 边界条件设置 |
| 3.3.4 网格无关性分析及湍流模型选择 |
| 3.3.5 模型试验结果与模拟结果对比分析 |
| 3.4 本章总结 |
| 4. 非能动停堆试验组件数值模拟 |
| 4.1 非能动试验件设计 |
| 4.2 水力动部件动态运动试验 |
| 4.2.1 试验条件 |
| 4.2.2 试验回路 |
| 4.2.3 数据处理方案 |
| 4.2.4 试验结果分析 |
| 4.3 非能动试验组件稳态数值模拟计算 |
| 4.3.1 模型建立 |
| 4.3.2 网格的划分 |
| 4.3.3 边界条件设置 |
| 4.3.4 计算结果及分析 |
| 4.4 非能动概化组件瞬态数值模拟计算 |
| 4.4.1 非能动组件瞬态模拟计算动网格模式参数设置 |
| 4.4.2 试验与模拟数据对比 |
| 4.4.3 动部件瞬态运动特性分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 5. 非能动试验组件缓冲段优化 |
| 5.1 存在的问题及初步改进思路 |
| 5.2 简化模型介绍 |
| 5.3 计算结果及分析 |
| 5.3.1 改变缓冲节流件长度 |
| 5.3.2 改变缓冲节流件尺寸 |
| 5.4 本章小结 |
| 6. 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录 |
四、核动力非能动安全特性研究（论文参考文献）
- [1]小型堆稳压器波动管双端破口试验研究[J]. 黄志刚,张妍,彭传新,昝元锋,卓文彬,闫晓. 核动力工程, 2021(06)
- [2]基于GPCMS优化算法的PCS优化设计[D]. 白晋华. 哈尔滨工程大学, 2020
- [3]直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究[J]. 黄志刚,张妍,鲁晓东,彭传新,昝元锋,卓文彬,闫晓. 原子能科学技术, 2021(11)
- [4]一体化反应堆微沸腾自然循环运行特性研究[D]. 赵亚楠. 哈尔滨工程大学, 2020
- [5]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
- [6]先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究[J]. 杨灵均,冷洁,毕树茂,邓坚,刘余,朱大欢,蒋孝蔚. 核科学与工程, 2020(03)
- [7]核动力装置一回路联合仿真系统设计[D]. 蒋宽宽. 大连理工大学, 2020(02)
- [8]基于社会技术系统视角的浮动核电站核事故致因分析模型研究[D]. 刘泓君. 南华大学, 2020(01)
- [9]核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究[D]. 秦雪猛. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [10]液体悬浮式非能动试验件失流下落特性及缓冲段优化研究[D]. 刘宇星. 西安理工大学, 2019