一、反应堆堆内构件在地震加失水事故下的结构反应分析研究（论文文献综述）
刘晓楠[1]（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》文中认为
曹桂涛,朱贺,叶雪香[2]（2021）在《反应堆结构三维非线性抗冲击分析》文中研究指明建立三维非线性有限元模型,对反应堆结构进行抗冲击动力响应分析,克服了结构的间隙、接触、摩擦、阻尼、预紧、碰撞、流固耦合、连接刚度等非线性因素;对于吊篮与压力容器间的流固耦合作用,建立水动力质量矩阵,并采用ANSYS声单元验证其准确性;设置了三维的堆芯上下板,并建立了多组燃料组件模型,考虑其预紧、跳起、与围板的间隙及碰撞,并考虑水平与竖直方向的耦合,更加精确地模拟了反应堆结构动力响应;以3个方向的冲击加速度时程作为计算输入,得到了各部件的响应,为各部件应力分析及控制棒驱动线抗冲击试验提供输入。该方法为反应堆结构的三维动力响应分析提供借鉴。
秦雪猛[3]（2020）在《核电站严重事故下放射性源项特点及释放量研究》文中研究表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。
伍时建,尚尔涛,刘攀,金挺,聂照宇[4]（2017）在《核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析》文中提出以核电厂反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析为工程背景,对反应堆结构的动力响应分析开展了研究。分析研究形成了-套可用于新核电站反应堆结构设计的完整设计分析系统,介绍了该方法所使用的分析模型,明确了动力学分析模型中考虑的重要因素。克服了结构复杂性、载荷多样性,结构非线性、材料非线性、接触非线性和流固耦合等多重非线性因素,更加精确的模拟了反应堆结构,提高了计算精度。该方法对我国自主开展反应堆事故工况下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。
王军[5]（2017）在《燃料组件地震工况格架完整性研究》文中研究指明在新时代背景下,各国核安全监管机构纷纷酝酿提高对拟建核电厂事故工况下的安全要求。对压水堆而言,燃料组件作为反应堆内的核心部件,其性能直接关乎核电厂运行的稳定性、安全性与经济性。尤其燃料组件格架的完整性,在某种程度上可以视为判断燃料棒是否发生破损、堆芯能否正常排出热量的标准。鉴于此,研究地震工况下燃料组件格架的完整性就显得十分必要和紧迫。格架完整性研究离不开整组件的动力学响应分析,为尽可能真实的反映组件地震工况下在堆芯内的运动特性,本文形成了一套系统的组件横向响应模型建立方法,分别就组件各部件的功能与特点、地震工况的分析流程、组件及排模型的建模以及设计准则的确立等方面进行了全面的论述。从寿期初（BOL）工况下单根燃料组件、组件格架入手,逐步建立起组件排模型,为地震工况格架完整性研究创造了条件。在论证该模型可信且建模流程可行的前提下,结合组件寿期末（EOL）工况下的特点,进一步开展了关键参数的敏感性分析,并模拟了该工况下格架最大撞击力的发展趋势,为后续格架结构设计改进和试验数据支持下的EOL工况分析打下了基础。
尚尔涛,刘攀,伍时建[6]（2017）在《反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析》文中研究指明通过建立反应堆堆顶和控制棒驱动机构（CRDM）的整体三维有限元简化抗震分析模型,对反应堆堆顶和CRDM进行了三维非线性抗震分析。该分析模型可真实反映CRDM顶部抗震支承板相互之间、抗震支承板与抗震支承环之间的碰撞作用,以及抗震拉杆的拉压非线性特性,进而获得堆顶和CRDM结构各位置的精确分析结果。通过分析,得到反应堆堆顶和CRDM各部位的载荷,可为部件的应力分析提供必要的地震载荷,为CRDM抗震鉴定试验提供加速度时程等输入数据。
张志昊[7]（2017）在《反应堆堆内构件导向筒样机设计及动态特性试验研究》文中认为堆内构件导向筒组件是整个控制棒驱动线的重要组成部分,其结构型式影响着上腔室的压降以及流致振动特性。导向筒组件制造精度以及产品质量直接关系到整个堆内构件的功能性,影响控制棒的落棒时间,从而决定堆芯反应的调节速度。本论文旨在通过堆内构件导向筒样机进行研制,提前发现制造过程中可能遇到的相关问题,并及时解决;通过对比导向筒样机的性能参数,对国产化设计结果进行验证。在堆内构件导向筒样机制造完成后,通过对导向筒样机进行摩擦力试验,确保控制棒模拟件在导向筒样机中受到的摩擦力在规定的限值以内。同时,还对堆内构件导向筒组件进行空气中的动态特性试验,以获得导向筒组件的固有频率、阻尼和振型。为堆内构件建立系统动态分析模型提供支持和依据,为堆内构件地震分析和流场振动分析提供必要的支持,也是验证堆内构件导向筒组件结构动态特性分析计算结果（固有频率&振型）的一个重要手段及方法。本论文通过对导向筒组件的结构、功能分析,样机的研制以及动态特性试验,更深入了解堆内构件导向筒组件的功能及特性,以便能更好的完成堆内构件设计技术的消化、吸收,为日后研发拥有自主产权的大型先进压水堆核电站打下一定基础。
黄茜,张毅雄,沈平川,余晓菲,吴万军[8]（2016）在《反应堆结构的三维非线性地震分析》文中研究说明建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震（SSE）下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。
任文俊[9]（2016）在《新型核电厂燃料抓取机设计研究及基于ANSYS的抗震分析》文中提出安全是核电厂设计、建造和运行时的首要保证,抗震是核电设计考虑的重要安全因素之一。作为运输和操作新、乏燃料组件的重要设备,燃料抓取机除了要满足起重机设计规范之外,还要求设计成在地震工况下能保证结构完整性,不会由于结构颠覆落入乏燃料水池,或者载荷跌落引起放射性泄漏事故。因此对于新型核电厂燃料抓取机进行设计研究,并进行抗震分析,验证设计结构的安全可靠性是十分有意义的。本文介绍了新型燃料抓取机的设计思路,通过分析比较其相对于以往同类设备的优点。同时,采用ANSYS软件建立有限元模型,通过静态分析和反应谱分析方法,计算了在自重和安全停堆地震工况下设备的位移和应力状态,并根据设计规范中的要求进行评定,验证在地震工况下设计结构的安全可靠性。
韩骞[10]（2015）在《铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析》文中研究说明以铅或铅合金（统称铅基材料）为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力和安全特性,已成为第四代先进核能系统的主要候选堆型之一。燃料组件作为堆芯核心部件之一,其结构受堆芯结构和服役环境的影响,而铅铋冷却反应堆具有许多与传统反应堆不同的结构特点,如堆芯体积小、服役温度高、冷却剂密度大以及换料周期长等等,因此需要对其燃料组件开展系统详细的设计和验证工作,包括完成燃料组件的设计限值和结构设计、结构性能分析和验证等。本文基于10MW强迫循环的铅铋冷却反应堆服役环境,提出了针对于铅铋冷却反应堆含配重燃料组件的设计流程和结构设计方案。在此基础上,采用有限元分析方法,对燃料元件和组件分别进行结构力学和结构完整性研究。首先,本文在广泛调研国内外铅基冷却反应堆燃料组件结构设计和研究方法的基础上,结合铅铋冷却反应堆的服役特点,深入研究并提出了燃料组件的设计原则、约束条件和设计限值等。在此基础上,提出了适用于铅铋冷却反应堆的含配重燃料组件的结构设计参数和方案,选择富集度为19.75%的U02作为首选燃料,15-15Ti不锈钢为包壳管结构材料,贫铀为配重材料。燃料棒呈三角形排列,整盒组件为六边形,燃料棒之间通过绕丝固定,组件之间通过垫块固定。其次,针对铅基反应堆小型化、换料周期长等特点所导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大的风险,提出了高份额的燃料元件设计方案。通过温度场计算分析可得,正常运行工况下,活性区的燃料芯块中心温度为880.712℃,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313℃,低于15-15Ti不锈钢的正常使用温度限值,均满足设计限值中关于上限使用温度的要求。热应力分析结果表明,在稳态运行时活性区的最大应变为0.1%；严重事故下,最大应变为0.5%，均满足设计限值的要求。因此,高份额的燃料元件结构设计方案可用于解决铅基反应堆小型化、换料周期长等特点导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大等服役问题。在元件活性区结构设计的基础上,针对具有高密度的冷却剂带来的浮力大于重力问题,提出了燃料元件一体化配重的燃料组件固定方式。配重区芯块最高温度为406℃,包壳管最高温度为402.053℃,均满足使用温度限值。热应力分析可以得出,配重区最大应变为0.0024%,满足设计限值的要求。含配重燃料棒的堆外的静力学分析结果表明,受力部件（下端塞、包壳管和配重块）的变形量在设计限值允许范围以内。对整盒组件受力分析后,承力最大的零部件（即下管座和喇叭口）的受力都在合理范围内,符合设计限值的要求。最后,开展燃料元件和组件的模态分析以及地震谱响应分析,获得元件和组件的固有频率和振型,并识别组件结构的薄弱环节,从而加以重点分析和优化。单根元件在仅受到上下端约束而径向自由的情况下,变形量较大,且一阶频率较低。整盒组件的模态分析表明,操作头处变形最明显,因此在结构设计的优化中,在此处加垫块,起进一步固定的作用。组件在通用地震位移谱下的最大变形量出现在X方向为0.00117mm,满足设计限值的要求。因此,在该地震位移谱作用下,组件的结构设计合理,结构完整性较为理想。通过燃料组件结构完整性的分析表明,燃料元件一体化配重方案解决了由于铅基反应堆的冷却剂密度大导致的燃料组件无法依靠重力安装和固定的问题,为铅基反应堆堆芯组件设计提供了一种思路。本文针对铅铋冷却反应堆的服役环境,提出了一种高份额、一体化配重的燃料组件结构方案,并开展了结构完整性分析研究。力求在国际上已有的设计中取长补短,研发适合铅铋冷却反应堆设计原则和服役条件的燃料组件,为未来燃料组件通过安全评审提供重要的数据和依据。
二、反应堆堆内构件在地震加失水事故下的结构反应分析研究（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、反应堆堆内构件在地震加失水事故下的结构反应分析研究（论文提纲范文）
（3）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 |
（4）核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析（论文提纲范文）
| 1 反应堆结构 |
| 2 地震和LOCA分析模型 |
| 2.1 水平分析模型 |
| 2.1.1 模型简化 |
| 2.1.2 刚度计算 |
| 2.2 垂直分析模型 |
| 3 动力学分析模型中考虑的因素 |
| 3.1 阻尼 |
| 3.2 流固耦合 |
| 4 地震和LOCA作用下的结构响应分析 |
| 4.1 地震和LOCA输入 |
| 4.2 地震和LOCA分析结果 |
| 5 结论 |
（5）燃料组件地震工况格架完整性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 课题研究的意义 |
| 1.4 本文的主要研究内容 |
| 1.5 本文的结构安排 |
| 第二章 格架完整性分析方法 |
| 2.1 燃料组件结构与功能 |
| 2.1.1 燃料组件骨架 |
| 2.1.2 燃料组件上管座 |
| 2.1.3 燃料组件下管座 |
| 2.1.4 导向管及仪表管 |
| 2.1.5 格架 |
| 2.1.6 燃料棒 |
| 2.2 法规要求 |
| 2.3 地震工况分析的目的与内容 |
| 2.4 地震工况分析流程 |
| 2.4.1 组件梁模型的建立及参数确定 |
| 2.4.2 格架冲击碰撞模型的建立及参数确定 |
| 2.4.3 排模型建立 |
| 2.4.4 地震时程输入 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 燃料组件寿期初格架完整性研究 |
| 3.1 燃料组件梁模型 |
| 3.1.1 梁模型的建立 |
| 3.1.2 流体对阻尼的影响 |
| 3.1.3 模型特性参数的调整 |
| 3.2 格架冲击碰撞模型 |
| 3.2.1 格架外刚度及相关阻尼的确定 |
| 3.2.2 格架内刚度及相关阻尼的确定 |
| 3.3 燃料组件排模型 |
| 3.3.1 流固耦合的影响 |
| 3.3.2 间隙引入的非线性 |
| 3.4 格架强度准则的建立 |
| 3.5 寿期初格架完整性论证 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 燃料组件寿期末格架完整性研究 |
| 4.1 辐照对模型引入的影响 |
| 4.1.1 对燃料组件整体特性的影响 |
| 4.1.2 对格架部件的影响 |
| 4.1.3 对模型间隙值的影响 |
| 4.2 寿期末格架强度准则 |
| 4.3 寿期末格架完整性论证 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（6）反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析（论文提纲范文）
| 1 结构简介 |
| 2 模型简化 |
| 2.1 边界条件 |
| 2.2 阻尼 |
| 2.3 地震下的结构响应分析 |
| 1)地震输入 |
| 2)地震分析结果 |
| 3 总结 |
（7）反应堆堆内构件导向筒样机设计及动态特性试验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题的意义及国内外研究现状综述 |
| 1.1.1 课题的来源 |
| 1.1.2 课题研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 第二章 堆内构件导向筒组件设计制造 |
| 2.1 堆内构件导向筒组件的功能 |
| 2.2 堆内构件导向筒组件的结构介绍 |
| 2.2.1 上部导向筒组件 |
| 2.2.2 下部导向筒组件 |
| 2.2.3 特殊要求 |
| 2.3 导向筒组件研制过程 |
| 2.3.1 制造工艺流程 |
| 2.4 导向筒组件研制难点 |
| 2.4.1 焊接变形分析 |
| 2.4.2 焊接变形控制 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 堆内构件导向筒摩擦力试验 |
| 3.1 试验内容 |
| 3.1.1 通规试验 |
| 3.1.2 摩擦力试验 |
| 3.2 试验过程 |
| 3.2.1 准备工作 |
| 3.2.2 试验规程 |
| 3.3 试验结果 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 堆内构件导向筒动态特性试验 |
| 4.1 试验件介绍 |
| 4.2 试验方法 |
| 4.2.1 试验原理 |
| 4.2.2 激励方法 |
| 4.2.3 测量系统 |
| 4.2.4 试验工况 |
| 4.2.5 响应测点布置 |
| 4.2.6 传感器的安装 |
| 4.2.7 测量参数设置 |
| 4.2.8 测试流程 |
| 4.3 试验模态分析结果 |
| 4.3.1 时域数据与传递函数分析 |
| 4.3.2 准备性试验 |
| 4.3.3 正式试验 |
| 4.4 模态试验的不确定性分析 |
| 4.5 试验结果 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 堆内构件导向筒特性仿真分析 |
| 5.1 静态刚度试验 |
| 5.2 模型简化 |
| 5.3 参数确定 |
| 5.4 分析结果与对比 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 本文的不足及展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（9）新型核电厂燃料抓取机设计研究及基于ANSYS的抗震分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题的研究背景和意义 |
| 1.2 国内外研究的现状 |
| 1.2.1 核电厂各类设备的抗震分析和研究 |
| 1.2.2 核电厂起重类设备的抗震分析和研究 |
| 1.2.3 通过对起重设备的ANSYS有限元分析进行优化设计的研究 |
| 1.2.4 国外相关领域的研究现状 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第二章 新型核电厂燃料抓取机的结构设计研究 |
| 2.1 装换料系统及燃料抓取机的介绍 |
| 2.2 新型人桥式燃料抓取机结构设计 |
| 2.2.1 国外某门式燃料抓取机原型设计方案的介绍 |
| 2.2.2 设计改进详细描述 |
| 2.2.3 工艺性比较 |
| 2.3 抗震分析要求的提出 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 新型核电厂燃料抓取机的有限元建模 |
| 3.1 抗震分析理论概述 |
| 3.1.1 核电厂用起重机的抗震分析的基本概念 |
| 3.1.2 设备抗震分析的基本步骤 |
| 3.2 新型人桥式燃料抓取机有限元建模 |
| 3.2.1 模型的建立 |
| 3.2.2 边界条件的建立 |
| 3.2.3 计算工况 |
| 3.3 设计输入及验收准则 |
| 3.3.1 设备分级 |
| 3.3.2 使用环境 |
| 3.3.3 材料参数 |
| 3.3.4 载荷及载荷组合 |
| 3.3.5 应力评定准则 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 新型核电厂燃料抓取机的静力分析 |
| 4.1 自重载荷下桥架车轮处的结构反力及车轮疲劳强度评定 |
| 4.2 自重载荷下线型构件应力计算结果与评定 |
| 4.3 自重载荷下板壳型构件应力计算结果与评定 |
| 4.4 自重载荷下结构最大位移计算及整体静态刚度评定 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 新型核电厂燃料抓取机的模态分析及地震谱分析 |
| 5.1 模态分析 |
| 5.2 地震谱分析 |
| 5.2.1 燃料抓取机SSE地震载荷下桥架车轮处的结构反力及桥架车轮的强度评定 |
| 5.2.2 燃料抓取机SSE地震载荷下线型构件应力计算结果与评定 |
| 5.2.3 燃料抓取机在SSE地震载荷下板壳型构件应力计算结果与评定 |
| 5.3 本章小结 |
| 第六章 燃料抓取机局部结构改进及分析 |
| 6.1 基于抗震分析结果的结构弱项分析及局部结构改进 |
| 6.2 结构改进前后的抗震分析结果比较 |
| 6.3 抗震联杆参数计算 |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 结论与展望 |
| 7.1 主要结论 |
| 7.2 创新点 |
| 7.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（10）铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1. 研究背景 |
| 1.2. 国外铅冷堆燃料组件结构设计 |
| 1.3. 组件结构分析方法研究现状 |
| 1.4. 论文研究意义与目标 |
| 1.5. 论文研究内容与结构 |
| 第二章 燃料组件结构分析方法 |
| 2.1. 有限元分析方法及ANSYS Workbench程序 |
| 2.2. 计算方法描述 |
| 2.2.1. 热分析 |
| 2.2.2. 应力分析 |
| 2.2.3. 模态分析 |
| 2.3. 本章小结 |
| 第三章 燃料组件结构 |
| 3.1. 概述 |
| 3.1.1. 设计目标和原则 |
| 3.1.2. 约束条件和设计要求 |
| 3.2. 燃料组件结构设计描述 |
| 3.2.1. 固定方法设计 |
| 3.2.2. 燃料元件结构 |
| 3.2.3. 燃料组件结构 |
| 3.3. 本章小结 |
| 第四章 燃料组件结构力学分析 |
| 4.1. 热分析 |
| 4.1.1. 活性区径向热分布 |
| 4.1.2. 配重区径向热分布 |
| 4.2. 静力学分析 |
| 4.2.1. 燃料元件静力学分析 |
| 4.2.2. 燃料组件静力学分析 |
| 4.3. 本章小结 |
| 第五章 燃料组件模态分析 |
| 5.1. 燃料元件模态分析 |
| 5.2. 燃料组件模态分析 |
| 5.3. 燃料组件地震位移谱下的结构响应分析 |
| 5.4. 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1. 结论 |
| 6.2. 创新点 |
| 6.3. 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
| 参与项目 |
四、反应堆堆内构件在地震加失水事故下的结构反应分析研究（论文参考文献）
- [1]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
- [2]反应堆结构三维非线性抗冲击分析[J]. 曹桂涛,朱贺,叶雪香. 核动力工程, 2021(01)
- [3]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)
- [4]核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析[J]. 伍时建,尚尔涛,刘攀,金挺,聂照宇. 核科学与工程, 2017(06)
- [5]燃料组件地震工况格架完整性研究[D]. 王军. 上海交通大学, 2017(09)
- [6]反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析[J]. 尚尔涛,刘攀,伍时建. 原子能科学技术, 2017(03)
- [7]反应堆堆内构件导向筒样机设计及动态特性试验研究[D]. 张志昊. 上海交通大学, 2017(09)
- [8]反应堆结构的三维非线性地震分析[J]. 黄茜,张毅雄,沈平川,余晓菲,吴万军. 核动力工程, 2016(05)
- [9]新型核电厂燃料抓取机设计研究及基于ANSYS的抗震分析[D]. 任文俊. 上海交通大学, 2016(01)
- [10]铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析[D]. 韩骞. 中国科学技术大学, 2015(03)