| 摘要 | 第5-6页 |
| ABSTRACT | 第6-7页 |
| 第一章 绪论 | 第10-20页 |
| 1.1 研究背景与意义 | 第10页 |
| 1.2 非能动余热排出系统研究现状 | 第10-17页 |
| 1.2.1 反应堆一回路的非能动余热排出系统研究现状 | 第11-15页 |
| 1.2.1.1 AP1000 的非能动余热排出系统 | 第11-12页 |
| 1.2.1.2 PIUS-600 的非能动余热排出系统 | 第12-13页 |
| 1.2.1.3 JRSR 非能动余热排出系统 | 第13-14页 |
| 1.2.1.4 MRX 船用一体化反应堆 | 第14-15页 |
| 1.2.2 反应堆二回路的非能动余热排出系统研究现状 | 第15-17页 |
| 1.2.2.1 AC600 的非能动余热排出系统 | 第15-16页 |
| 1.2.2.2 CPR1000 二次侧非能动余热排出系统研究 | 第16页 |
| 1.2.2.3 韩国 APR+二次侧非能动应急给水系统 | 第16-17页 |
| 1.3 本文研究内容 | 第17-20页 |
| 第二章 CPR1000 核电站和 PRHR 系统介绍和建模 | 第20-30页 |
| 2.1 压水堆核电站的工作过程 | 第20-21页 |
| 2.2 CPR1000 压水堆核电站的特点 | 第21-22页 |
| 2.3 CPR1000 反应堆停堆冷却系统介绍 | 第22-23页 |
| 2.4 RELAP5(Reactor Excursion and LeakAnalysis Program)程序简介 | 第23-25页 |
| 2.5 CPR1000 核电站基本系统建模 | 第25-26页 |
| 2.6 蒸汽发生器二次侧非能动 PRHR 系统设计 | 第26-27页 |
| 2.7 二次侧非能动余热排出系统的 RELAP5 建模 | 第27-29页 |
| 2.8 本章小结 | 第29-30页 |
| 第三章 基于 RELAP5 的冷凝换热器设计与验证 | 第30-50页 |
| 3.1 基于实验环路的验证性设计 | 第30-31页 |
| 3.2 实验环路冷凝换热器的设计验证 | 第31-39页 |
| 3.2.1 RELAP5/MOD3.3 计算两相流的流态模型 | 第32-35页 |
| 3.2.2 RELAP5/MOD3.3 计算结构传热的模型 | 第35-36页 |
| 3.2.3 设计验证使用的条件参数 | 第36-37页 |
| 3.2.4 设计验证计算结果 | 第37-39页 |
| 3.3 CPR1000 核电站 PRHR 系统 C 型冷凝换热器的设计计算 | 第39-48页 |
| 3.3.1 针对 CPR1000 电站 PRHR 系统设计的 C 型冷凝换热器 | 第40-41页 |
| 3.3.2 基于 RELAP5 的 CPR1000 的 C 型冷凝换热器传热计算 | 第41-48页 |
| 3.3 本章小结 | 第48-50页 |
| 第四章 CPR1000 二次侧 PRHR 系统的热工计算 | 第50-76页 |
| 4.1 PRHR 系统稳态计算 | 第50-52页 |
| 4.2 PRHR 系统瞬态计算 | 第52-74页 |
| 4.2.1 全厂断电事故分析 | 第52-59页 |
| 4.2.1.1 全厂断电事故介绍 | 第52页 |
| 4.2.1.2 全厂断电事故工况设定 | 第52-53页 |
| 4.2.1.3 全厂断电事故瞬态计算结果及分析 | 第53-59页 |
| 4.2.2 主给水管道破裂事故分析 | 第59-69页 |
| 4.2.2.1 主给水管道破裂事故介绍 | 第59页 |
| 4.2.2.2 主给水管道破裂事故工况设定 | 第59-60页 |
| 4.2.2.3 SG 一列给水管道破裂事故瞬态计算结果及分析 | 第60-66页 |
| 4.2.2.4 SG 二列给水管道破裂事故瞬态计算结果及分析 | 第66-69页 |
| 4.2.3 PRHR 系统启动瞬态特性分析 | 第69-74页 |
| 4.2.3.1 PRHR 系统启动时的汽锤问题及缓解研究 | 第69-70页 |
| 4.2.3.2 PRHR 系统启动方式瞬态特性计算及结果分析 | 第70-73页 |
| 4.2.3.3 PRHR 系统启动速度瞬态特性计算及结果分析 | 第73-74页 |
| 4.3 本章小结 | 第74-76页 |
| 结论及展望 | 第76-78页 |
| 参考文献 | 第78-81页 |
| 攻读硕士学位期间取得的研究成果 | 第81-82页 |
| 致谢 | 第82-83页 |
| 附件 | 第83页 |
