沸水堆核電站系統(tǒng)建模與動(dòng)態(tài)特性分析的開(kāi)題報(bào)告

沸水堆核電站系統(tǒng)建模與動(dòng)態(tài)特性分析的開(kāi)題報(bào)告開(kāi)題報(bào)告一、選題背景隨著能源需求的不斷增長(zhǎng)，核能成為國(guó)內(nèi)外能源領(lǐng)域備受矚目的話(huà)題之一。其中，沸水堆核電站是目前應(yīng)用最廣泛的核電站之一。對(duì)于沸水堆核電站系統(tǒng)建模與動(dòng)態(tài)特性分析的研究，可以有效提高安全性和運(yùn)行效率，具有重要的實(shí)際意義。二、研究目的本研究旨在利用系統(tǒng)建模方法，對(duì)沸水堆核電站進(jìn)行建模，并對(duì)其動(dòng)態(tài)特性進(jìn)行分析。主要任務(wù)包括以下幾點(diǎn)：1.對(duì)沸水堆核電站的熱力學(xué)過(guò)程進(jìn)行分析。2.對(duì)沸水堆核電站的動(dòng)態(tài)特性進(jìn)行研究。3.開(kāi)發(fā)沸水堆核電站的模擬軟件，評(píng)估其模擬效果。三、研究?jī)?nèi)容（1）沸水堆核電站熱力學(xué)系統(tǒng)建模利用傳熱學(xué)、傳動(dòng)學(xué)、物質(zhì)平衡和能量平衡原理，對(duì)沸水堆核電站高、低壓系統(tǒng)的水力學(xué)、熱力學(xué)過(guò)程進(jìn)行建模，以及對(duì)反應(yīng)堆部分進(jìn)行建模。（2）沸水堆核電站動(dòng)態(tài)特性分析利用建模工具對(duì)沸水堆核電站進(jìn)行仿真，得到沸水堆核電站的動(dòng)態(tài)特性數(shù)據(jù)。在此基礎(chǔ)之上，進(jìn)行分析和總結(jié)，探討相關(guān)問(wèn)題和改進(jìn)措施。（3）沸水堆核電站仿真軟件開(kāi)發(fā)基于所提出的建模和仿真方法，開(kāi)發(fā)沸水堆核電站仿真軟件。在微軟VisualStudio平臺(tái)上，使用C++語(yǔ)言編寫(xiě)實(shí)現(xiàn)、模擬和可視化沸水堆核電站的運(yùn)行過(guò)程。四、研究方案（1）研究方法利用系統(tǒng)建模方法，對(duì)沸水堆核電站進(jìn)行建模，并對(duì)其動(dòng)態(tài)特性進(jìn)行仿真。（2）研究?jī)?nèi)容1.沸水堆核電站熱力學(xué)系統(tǒng)建模：采用傳熱學(xué)、傳動(dòng)學(xué)、物質(zhì)平衡和能量平衡原理，對(duì)沸水堆核電站高、低壓系統(tǒng)的水力學(xué)、熱力學(xué)過(guò)程進(jìn)行建模，以及對(duì)反應(yīng)堆部分進(jìn)行建模。2.沸水堆核電站動(dòng)態(tài)特性分析：利用建模工具對(duì)沸水堆核電站進(jìn)行仿真，得到沸水堆核電站的動(dòng)態(tài)特性數(shù)據(jù)。在此基礎(chǔ)之上，進(jìn)行分析和總結(jié)，探討相關(guān)問(wèn)題和改進(jìn)措施。3.沸水堆核電站仿真軟件開(kāi)發(fā)：基于所提出的建模和仿真方法，開(kāi)發(fā)沸水堆核電站仿真軟件。在微軟VisualStudio平臺(tái)上，使用C++語(yǔ)言編寫(xiě)實(shí)現(xiàn)、模擬和可視化沸水堆核電站的運(yùn)行過(guò)程。（3）預(yù)期成果1.完成沸水堆核電站熱力學(xué)系統(tǒng)建模和動(dòng)態(tài)特性分析。2.開(kāi)發(fā)沸水堆核電站的模擬軟件，評(píng)估其模擬效果。五、研究時(shí)間安排本研究計(jì)劃分為以下三個(gè)階段：1.第一階段（2021年6月至2021年10月），完成沸水堆核電站系統(tǒng)建模的相關(guān)研究。2.第二階段（2021年10月至2022年4月），完成沸水堆核電站動(dòng)態(tài)特性分析的相關(guān)研究。3.第三階段（2022年4月至2022年6月），完成沸水堆核電站仿真軟件開(kāi)發(fā)和相應(yīng)的性能測(cè)評(píng)。六、研究經(jīng)費(fèi)需求本研究所需經(jīng)費(fèi)主要用于購(gòu)買(mǎi)相關(guān)軟件和設(shè)備以及實(shí)驗(yàn)材料，估計(jì)總經(jīng)費(fèi)為5萬(wàn)元。七、參考文獻(xiàn)1.Donald,B.,&Dan,B.(2013).DynamicAnalysisofaBoilingWaterReactorforUseinExtreme.InternationalJournalofEngineeringTechnology,ManagementandAppliedSciences,2(5),12-17.2.Kim,J.,&Park,C.(2011).ExaminationoftheBWRstabilityregionusingthermal-hydraulicmodels.AnnalsofNuclearEnergy,38(12),2689-2701.3.Pietrzak,R.,&Starowieyski,L.(2014).ASMENQA-1andthedevelopmentofsa