一、广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发生器二次侧在役水压试验（论文文献综述）
王雨[1]（2021）在《基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟》文中研究表明蒸汽发生器作为一回路和二回路的换热枢纽,其流动传热特性对核电站安全与经济运行至关重要。由于其高温高压的工作环境,难以直接探测,不能直观的观察蒸汽发生器内部汽液两相流真实的流动特性;但蒸汽发生器内部汽液两相流的流动特性与寿期内传热管和其他部件的振动、热损、应力腐蚀和凹陷等都有直接关系,从世界范围内核电站的运行经验来看,蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生频率较高的事故之一。因此有必要对蒸汽发生器二次侧的流动行为和传热特性进行研究,为机械设计、水化学、材料技术等的研究提供基础信息,以期为蒸汽发生器的结构设计提出优化方案,提高传热效率和安全性。目前,对于蒸汽发生器热工水力学的研究一般分为实验研究和数值模拟。实验研究多为工程性试验,试验中大多采用局部或缩比模型装置来验证工程设计的合理性,由于真实蒸汽发生器体型巨大、传热管数目众多加之高温高压参数,试验中难以获得其内部三维流场和温度场的精确参数,而这些参数对于蒸汽发生器的优化设计是十分重要的。在数值模拟方面,虽然商业CFD软件发展相对成熟,功能也齐全,但其应用于蒸汽发生器的数值模拟因其注重于通用性而缺少专用性,在蒸汽发生器的设计中未能广泛应用。因此,世界上大多数蒸汽发生器专业机构还是致力于专用蒸汽发生器三维热工水力程序的研究与开发。在现有的专用软件开发研究中,对于二次侧汽液两相流的描述大多使用均相流或漂移流模型。近几年为了更精确的描述流场流动行为,已有学者采用了两流体模型分别对汽液两相进行精确描述,但在数值模拟程序中,并未考虑湍流模型,但湍流对流场流动和传热影响不可忽视。另一方面,为提高计算效率,大多数程序采用多孔介质模型,但多孔介质的计算精度还有待进一步提高。此外,上述数值模拟的结果也有待进一步获得实验数据的验证。综上所述,开发基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维数值模拟程序、优化多孔介质计算方法和验证计算方法的有效性等工作已成为未来发展的趋势。本文应用两流体模型对蒸汽发生器二次侧流场进行描述,考虑到二次侧汽液两相流流动复杂,引入了同时考虑液相流动和相间动量交换的三维各向异性代数湍流模型。加入了一、二次侧热量耦合传递模型、流动阻力模型及相间的传质传热和动量交换模型。应用多孔介质模型模拟蒸汽发生器内部复杂结构,提出了能够精确快速计算多孔介质系数的方法:基于传热管和网格位置关系的优化多孔介质计算方法（Modified method based on grid combined with tube geometry,M-GTG）。应用国际水和蒸汽性质协会发布的最新标准（IAPWS-IF97公式）实现对物性参数的实时更新。基于Fortran语言编写程序对蒸汽发生器开展真实建模仿真,开发出蒸汽发生器三维瞬态热工水力数值模拟程序2T-THAP（Thermo-Hydraulic Analysis Program based on Two fluid-Turbulence model）。选取以大亚湾蒸汽发生器为原型的小型缩比可视化实验台架的实验数据对程序进行验证,完成合理性验证后,将其应用于大亚湾核电站蒸汽发生器中,对不同给水方式和不同负荷下的热工水力特性进行分析,将含汽率、一次侧温度、二次侧温度压力及传热系数等关键参数及其分布规律与同类程序的计算结果及蒸汽发生器设计参数进行对比,程序对比结果显示各参数变化趋势一致,计算结果与设计参数符合良好,初步验证了多孔介质模型的有效性及程序的准确性。经分析发现:二次侧汽相速度大于液相速度,两者增长趋势一致,流速在直管段出口达到最大值,进入上方倒锥形环腔后,由于流通面积扩大且受传热管阻碍,流速减小。在直管段,受密度差驱动,流体出现从冷侧向热侧的微小偏转;在弯管段,受结构影响,流体出现从热侧向冷侧旋转流动的趋势。流体横向流动对直管段产生的作用力十分小,流体能量（平均横向流体动能）小于10J/m3,对于弯管段,流体能量在冷侧40°和热侧140°左右最大,且相比之下,冷侧流体能量较大。冷、热两侧含汽率呈不均匀分布,改变给水方式对含汽率分布的影响主要体现在管束入口段,非均匀给水时,壁面温降较快,减少了传热管热疲劳失效的风险。传热管热阻占比最大,约占50%以上。传热管出现结垢会使总传热系数减小,降低传热效率,因此随着蒸汽发生器运行年限增长,结垢和堵管增多,需要优化运行方案保证设计功率输出。
吴雷,李夏书,代巍巍,王新刚,毛海谊,李文越,万川[2]（2021）在《蒸汽发生器二次侧水压试验管板加热研究及应用》文中研究指明蒸汽发生器二次侧水压试验需将管板加热到要求温度,并在整个试验期间监测温度保持在一定范围内,其主要目的是防止蒸汽发生器管板发生脆性破坏,并保持足够的安全余量。通过对管板的温度要求、加热方式、管板热容量等方面进行分析和估算,最终设计合理的管板加热方案,以满足蒸汽发生器二次侧水压试验对管板温度的要求。秦山核电二期1,2号机组大修,成功完成了4台蒸汽发生器二次侧水压试验,管板加热效果良好,加热温度及加热时间满足预期要求。
陆彬[3]（2020）在《CPR1000核能发电机组出力能力提升技术的研究与应用》文中研究表明近年来,作为典型清洁能源,核能发电已然成为我国能源战略中重要的组成部分。2019年9月,国家发布了《中国的核安全》,阐明了中国安全高效利用核能的决心和行动。截至2019年6月,中国运行核电机组47台,居世界第三;在建核电机组11台,居世界第一。中国的核能发电机组,历经多个发展阶段,不同机型特点不一,但保障核安全、提升核能机组经济效益,一直是核电领域的永恒话题。本文以国内某东南沿海核电厂CPR1000型核能发电机组为例,分析了该核电厂自首台机组商运以来,各台机组出现过的机组出力下降或受限的典型情况,分析了影响CPR1000核能发电机组发电能力的要素,计算研究了各个影响因素的解决办法。主要研究内容如下:（1）分析了CPR1000机组的特性,并针对性分析研究了影响机组出力能力的要因;阐述了CPR1000机组热力性能的分析方法;（2）给出了主蒸汽系统泄漏对机组出力影响量的计算分析,对主蒸汽泄漏模型进行了系统建模并结合实例试验验证;（3）对核电机组二回路整体热力系统故障排查进行了建模分析,并给出了应用实例分析;（4）对蒸汽发生器二次侧出口压力低问题,详细计算分析了对机组整体性能的影响,研究分析了蒸汽发生器二次侧结垢原因,建立了传热模型并给出了短中长期的解决办法;（5）针对CPR1000机组核热功率及电功率波动问题,分析了电功限制的调整可能性并给出了热电功率控制方式的优化方案及验证结果。针对CPR1000机组存在的影响出力问题,本文相关研究已在某核电厂历次大修得以实施验证,截至目前目前某核电厂4台机组出力合计提升或恢复27MW,经济收益非常明显。该研究在行业内具有极其重要的推广意义。
邓天[4]（2020）在《蒸发器水位控制系统的设计与优化》文中认为随着环境保护和工业发展矛盾的日趋激烈,世界各国也越来越重视对碳排放量的严格控制,也越来越重视低碳新能源的建设与应用。作为一种极具发展潜力的低碳新能源,核电在我国低碳减排、绿色发展的变革中也发挥着不可忽视的作用。蒸汽发生器（SG）是核电厂一、二回路能量传递的关键纽带,使其具有良好的水位控制对核电厂的经济性和安全性的贡献不容忽视。因此蒸汽发生器水位控制系统的设计非常关键,对其的优化也富有深远的研究意义。当前国内压水堆核电厂的蒸发器水位控制设计方案一般应用简化的针对典型功率平台的水位功率点模型,国内在建或在运的主要工程项目里一般使用多参量复合串行PID控制器的设计方案。这种给水前馈调节与水位闭环反馈调节相结合的PID控制器设计方案实现简单、响应快速、静差准确,但鉴于蒸发器水位系统所特有的非线性、时变、强时滞、非最小相位等特点以及低工况下负荷测量、负荷水位动态整定等难点,导致这种基于传统PID理论的控制器在特定功率平台或特定工况下对蒸发器水位的调节效果仍然无法得到很好的保障,需要电厂操作人员频繁手动干预,增加了操作人员的操作负担,也增加了因为人因失误触发核电厂保护系统动作从而造成电厂经济损失的风险。这就对蒸发器水位控制的设计方案提出了更高的要求及挑战,需要结合现场实际问题和操作经验开展优化研究,以期进一步提高蒸发器水位设计方案在全负荷变化过程中（特别是低负荷时）各类瞬态工况下的调节水平。本文研究分析了二代压水堆核电站蒸汽发生器的结构、功能原理,并分析了其动态特征及水位瞬态特点,推导分析了蒸汽发生器水位及其它相关环节的功能函数,并在以上数学模型的基础上结合实际工程的功能需求进行了基于PID的典型水位控制方案的设计及参数整定。同时根据多年的实际工作经验及现场调研对PID水位控制方案中存在的问题进行了问题分析及经验总结,并基于此提出了蒸发器水位控制的三项改进措施:1)通过对在运机组历史运行数据的整理和拟合,提出新的负荷与水位整定值的整定曲线,改善功率提升及功率下降阶段的水位调节性能;2)通过喷嘴阀流量计的设计应用,提升低负荷下蒸汽量的测量准确度,以改善负荷水位整定值的精确度及给水泵转速整定值的精确度;3)基于模糊控制技术与传统PID技术的融合,设计了结合两者优点的压水堆核电站模糊自整定PID水位控制器,有效的改善了控制性能。以上的优化措施使控制方案既具备传统PID方案实现便利、静差小、高可靠性的特点,同时又对蒸发器水位系统的非线性、时变、强滞后、非最小相位等特点具备更好的适应性,使水位设计方案获得更好的调节效果,提升电厂控制的自动化水平,也进一步提升了电厂的经济水平和安全水平。
叶潇[5]（2019）在《基于OpenFOAM的核电蒸汽发生器传热管流固流耦合数值模拟》文中研究表明核电蒸汽发生器是核电站的关键设备之一,连接着发电机组的一回路与二回路,其安全性直接关系到核电站的运行安全。蒸汽发生器中的传热管经常会因为高温高压介质的流动产生振动,即所谓的流致振动,长时间的振动会导致传热管出现微动磨损甚至破裂。流致振动是典型的流固耦合现象之一。因此,开展核电蒸汽发生器传热管流致振动现象的研究十分有必要。目前,国内外学者对于核电蒸汽发生器传热管的流固耦合已经做了许多实验方面以及理论方面的研究,但是在数值计算上还非常欠缺。大多数研究主要考虑外部流体对于管道的影响,将内部流体简化为一附加质量。将传热管内外部流体流动同时解算,分析传热管流固耦合现象的研究很少,并且对于绝大多数计算流体力学软件都无法直接使用求解器对此类问题进行求解。事实上,核电用传热管除了受到外部流体的复杂作用,在很大程度上也受到内部流场复杂的影响。本文结合了计算流体力学和流固耦合算法的基本理论,开展了核电蒸汽发生器传热管流致振动问题的研究。主要内容如下:总结并分析了开源流体计算软件OpenFOAM使用有限体积法对计算域进行离散和流固耦合的实现过程。在现有流固耦合求解器的基础上进行修改,使其可以一次求解两流体单固体的流固耦合问题,即流固流耦合（FSFI）。使用标准算例对流固耦合求解器进行验证,同时也通过受横向载荷作用的传热管算例验证所开发的流固流耦合求解器的可靠性。基于流固流耦合求解器,考虑内外部流体的影响,综合研究了核电蒸汽发生器传热管在不同外流速度、壁厚、支撑板间距下的振动特性,为核电蒸汽发生器的设计和安全运行提供理论依据。研究结果表明,外侧流速对于传热管的振动特性没有明显的变化;随着壁厚的增大,固有频率和振动频率也会增大而振幅下降;在远离支撑板的位置的振幅要明显大于支撑板处的振幅。
樊茂[6]（2018）在《CAP1000核电厂建设期的风险分析及安全文化建设研究》文中研究说明我们为什么要投资核电项目、什么是优质核电项目、如何建设优质核电项目?核电是一种安全、清洁、高效的绿色能源,已得到业界的普遍共识,核电的发展,在一定程度上代表一个国家工业现代化的水平。发展核电是保持和提高我国核工业实力,稳定和壮大核科学技术人才队伍的重要依托,也是建设我国强大国防、进一步提升核大国地位、和平建设现代化强国的重要途径,是推进现代化建设、走强国之路、提升综合国力的重要战略举措。核电建设就像一场战役,俗话说,知己知彼方能百战不殆,我们要对以上三个问题有清晰的认识,统一思想,这是开展工作的方向;我们要团结一切能团结的力量,并树立共同的信仰——“安全第一、质量第一”的核安全文化,这将是我们取得这场“战役”胜利的关键。本论文在阐述我国核电产业发展的现状、规划、特点及存在的问题的基础上,针对CAP1000核电厂建设期的风险及核安全文化建设,运用危险源辨识与风险评价系统,通过梳理危险源辨识、风险评价的方法和CAP1000核岛危险源辨识方法存在的问题,论述危险源辨识方法的选择。本论文针对CAP1000核电厂初步设计和设备选型、项目前期方案的制定、设计审查、设备监造和出厂验收、设备运输和储存、设备安装和系统冲洗以及调试等建设期各阶段的主要风险及防范措施进行探讨,重点阐述项目前期方案制定作为风险项对核电站建设重要影响,并根据反应堆建设工程施工特点,运用系统工程手段对其建造风险进行分析,并将思路拓展到运用创新、协调、绿色、开放、共享的五大发展理念,在“一带一路”倡议的指导下引领我国核电产业在21世纪海上丝绸之路的广西乃至全世界发展的思路,相信此举对我国核电可持续发展具有一定的借鉴意义。
刘海洋[7]（2018）在《三代非能动核电站主泵变频控制方案研究》文中研究说明主泵是压水堆核电厂最重要的能动设备,被喻为反应堆的心脏。目前我国正积极引进的第三代核电技术非能动先进压水堆核电站（AP1000）的主泵采用了独特的全密封屏蔽式泵,具有特有的设计特点和要求。为保障主泵的连续可靠运行,进而保障反应堆的安全运行,必须设计能满足要求的启动和控制系统为主泵提供电源,以及实现启动、调速和其他控制、保护功能。本文主要从AP1000主泵的设计特点和功能要求出发,探讨主泵启动和控制系统应该满足的要求,通过比较研究了AP1000主泵控制方案的选择设计,并最终确定选择变频控制作为主泵启动和控制方案,进而分析了变频控制对于上述设计要求的符合性和需要满足的技术指标。然后对所采用的主泵变频器进行深入研究,分析其拓扑结构和单元组成,讨论其特点和承担的功能,需要的冷却、预充电、制动再生等特殊运行、操作方式,并对变频器控制与逻辑进行研究分析。最后借助冷态功能试验对主泵变频控制进行应用分析和测试,验证其控制能力和效果,对不同工况下变频器的响应和试验运行经验进行分析。并在此基础上,将结果做包括可靠性在内的分析,讨论其连续运行风险,进行比较并提出改进。总结起来,针对AP1000主泵采用变频控制作为启动和控制方案的课题,本文取得了诸多富有实际意义的研究成果,包括:研究得出主泵启动和控制系统必须满足的设计要求,得出变频控制的优势和技术要求,深入研究主泵变频器的结构和功能、运行和操作方式、控制与逻辑,通过功能试验验证了变频器的运行性能,完成可靠性分析,讨论出现的问题和风险并最终提出改进意见。
毕春雨[8]（2018）在《压水堆核电机组建模仿真与电网接入影响》文中研究说明随着我国核电的大规模发展,核电站也将面临参与调峰的问题。一旦核电机组接入电网参与调峰运行,势必将和电网相互影响。我国目前都是带基荷运行,缺少调峰运行经验,因此有必要对压水堆机组接入电网进行仿真研究。现有的核电机组的仿真系统非常详细、复杂,计算量很大,不适合直接用于电网仿真研究。论文根据国内典型的压水堆核电机组本身的特性,并结合电网仿真的需求对压水堆机组的主要模型进行了建模。仿真模型包括堆芯中子动力学模型、堆内热力系统传热模型、冷管段和热管段模型、蒸汽发生器模型、反应堆功率控制系统模型、主泵模型、汽轮机及其调速器模型等。论文首先针对电网仿真需求对核电机组主要系统及设备进行了建模需求分析,在需求分析基础上完成了主要系统和设备的数学模型推导;结合反应堆的运行原理以及自稳、自调等特性,定性验证了各个模型的准确性;改造完成了核电站半物理仿真平台,并将半物理仿真平台仿真结果与核电站机组简化模型仿真结果进行了验证对比,验证结果表明瞬态过程趋势一致,稳态误差在允许的误差范围内,能够满足电网仿真的需求。最后论文对核电机组接入电网进行了初步适应性分析,研究结果表明,电网的频率变化对机组的功率水平影响较大;电压的变化对核电机组的影响很小。与现有的各种核电站仿真系统相比,本文提出的核电站机组简化模型通用性较好,计算时间短,能初步满足大规模电力系统仿真的需求;且论文采用的传递函数建模方式可以更好的融合到电网的仿真工具中。论文研究结果能够用于核电机组接入电网的仿真计算,具有较好的工程应用价值。
赵语[9]（2017）在《基于模块化建模的先进压水堆一回路模型研究》文中研究说明核电具有无污染、单机容量大、靠近负荷中心、供电质量可靠等优点,是我国能源供给的重要保障,也是目前能源结构优化的重要手段。由于核安全问题异常敏感,所以需要对核电机组特别是其一回路系统进行详细建模,帮助研究核电与电网的机网协调,保障核电在电网中的安全稳定运行等问题。而目前核电厂一回路仿真模型主要针对二代或者二代半机组,且多数仅针对独立设备和系统建模,缺乏用以与电力系统联合仿真分析的整体模型。而且以AP1000为代表的先进压水堆核电机组的一回路系统具有变量多、非线性、参数难以获取等特点,因此,研究并构建适用于电力系统分析的先进压水堆核电机组一回路整体模型非常迫切。本文在广泛查阅文献的基础上,深入研究了先进压水堆核电机组的运行特性;基于多项核电项目展开研究,提出基于模块化建模的先进压水堆核电机组一回路模型。论文的主要研究内容和成果如下:（1）基于模块化建模方法理论将先进压水堆核电机组一回路系统进行划分,然后分模块进行堆芯及冷却剂系统,冷却剂主泵流量计算模型的建模研究。（2）中子反应堆是典型的多输入、单输出的非线性模型,而中子反应性系数受多种因素影响,且因素之间相互耦合,难以采用集总参数方法进行建模。本论文提出采用BP神经网络法来建立燃料温度系数和冷却剂温度系数模型,并进行仿真分析。与实际数据的对比结果表明,基于BP神经网络的中子反应性系数模型能够精确地反映两种温度系数的实时变化。（3）建立了反应堆及冷却剂系统模型,并仿真分析了在冷却剂温度发生小干扰扰动下,反应堆动态响应特性。结果表明,反应堆由于自身的温度负反馈效应,在外部小扰动下能够维持自身稳定性。（4）针对目前冷却剂主泵流量计算模型主要针对二代及二代半机组,建立了适用于第三代核电机组的冷却剂主泵流量计算模型,并仿真分析了电网波动下主泵的动态响应特性,结果表明,相比于电压波动,频率波动对核电厂造成的影响更大。基于搭建的子模块模型建立了先进压水堆核电站一回路整体模型,仿真分析其稳态运行特性,对比稳态运行结果与实际设计参数误差,验证模型的有效性和适应性。最后,仿真分析了在电网频率发生阶跃扰动时,核电厂一回路输出的响应特性。
王苗苗[10]（2017）在《核岛主设备安全端焊接工艺应用研究》文中提出随着国民经济的快速增长,导致了对电力需求的快速增长。目前市场上以火力发电为主。火力发电是以煤炭作为能源,是不可再生能源具有不可逆性。而核能发电作为新型的清洁能源,具有效率高、污染少的特点,已引起各国的兴趣。目前核电市场中,设计单位参与度较高、设计堆型多样、设计要求之前存在区别,因此研究核岛主设备的制造工艺是顺应市场发展趋势,提高核电装备制造业技术发展水平,提高市场竞争能力的必要措施。在压水堆核岛系统中主设备通过管道将不同的设备连接形成回路系统,存在许多核岛主设备接管与安全端的焊接接头。核电站运行经验和历史表明,接管安全端异种金属焊接接头是整个一次侧回路系统中的薄弱环节,这种关键接头的失效将会导致一回路放射性水介质的外泄,可能引起核反应堆压力容器失水及堆芯过热熔化的重大事故,对核电站安全运行和环境造成极大的影响。本论文首次集中研究二代改进型CPR1000和新一代（三代）AP1000、EPR压水堆核岛主设备安全端结构特点。系统开展RCC-M和ASME核电标准体系低合金钢、不锈钢和镍基合金材料的焊接性能及物理性能研究。针对不同类型安全端接头开展焊接工艺应用研究。对核岛主设备用低合金钢SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5开展焊接性分析,分别采用碳当量法和冷裂纹敏感系数的方法分析其冷裂纹敏感性;采用热裂纹敏感系数法分析其热裂纹敏感性;采用层状撕裂敏感指数法分析其层状撕裂敏感性。通过研究表明核岛主设备常用SA508Gr3 Cl2、16MND5、18MND5低合金钢中SA508Gr3 Cl2冷裂纹倾向及热裂纹倾向均最大而16MND5和18MND5冷裂纹倾向及热裂纹倾向相当;当合金中C、S、P、Si含量越大热裂纹敏感性越大,Mn含量越大热裂纹敏感性越小;SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5均存在一定程度的层状撕裂敏感性。对核岛主设备用不锈钢Z2CN18.12N2、SA182F316LN开展焊接性分析,分析其化学成分可以确定上述两种材料均是属于18-12型的奥氏体不锈钢。通常这类材料合金化程度较低,若含有少量的δFe（约5%左右）则可大大提高焊缝的抗热裂纹能力。通过将其化学成分折算成镍当量和铬当量的方法利用舍弗勒图（Schaeffler）和德龙（Delong）图分析其组织组成,通过研究表明Z2CN18.12N2、SA182F316LN均属于含有少量铁素体组织的奥氏体钢,均具有良好的抗热裂纹敏感性的能力。不锈钢发生晶间腐蚀的主要原因在于晶界的铬与碳元素结合形成碳化物沉淀析出,而导致沿晶周围的铬迅速降低到12.5%以下使其抗腐蚀能力下降。不锈钢产生晶间腐蚀的倾向与钢中含碳量有关,当碳的含量低于奥氏体钢在室温下的溶解度0.02%-0.03%时,就有可能避免产生晶间腐蚀。通过分析不锈钢材料的化学成分,可以发现核岛主设备采用的不锈钢材料均为超低碳的不锈钢材料,这就进一步降低了核电材料发生晶间腐蚀的可能性。核电用690镍基材料属于镍-铬-铁基耐蚀合金,此类合金凝固呈奥氏体,导致合金元素和杂质元素强烈偏析。这样的偏析会影响凝固开裂敏感性,并可促使在PWHT过程中脆化。这些合金也对HAZ和焊缝金属液化裂纹敏感,又是由于在HAZ中的晶界偏析及在再热的焊缝金属中残余凝固偏析所致。核岛主设备材料材料物理性方面存在差异,通过数据分析表面镍基合金和不锈钢比低合金钢线膨胀系数大、热导率小、熔点高、密度大。镍基合金和不锈钢与低合金钢相比较,强度偏低但是韧性提高。不论从化学成分还是物理性能还是力学性能方面,低合金钢和镍基合金、不锈钢之间都存在着较大的差异。根据三种安全端结构特点,分析和研究焊条电弧焊、埋弧自动焊和自动钨极氩弧焊对核岛主设备安全端焊接的适应性,对焊接工艺相关因素的分析方法、工艺特点、工艺流程等方面开展系统的分析研究。并开发了安全端隔离层自动钨极氩弧焊堆焊参数、安全端埋弧自动焊对接参数和自动钨极氩弧焊对接参数。通过安全端异种金属焊接模拟件试验,按照核电设计和制造标准开展化学成分分析、拉伸、弯曲、冲击等力学性能试验,晶间腐蚀试验及宏微观金相分析等一系列试验和研究。结果表明,三种焊接工艺得到的安全端接头化学成分及组织正常,力学性能满足核电运行设计要求。
二、广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发生器二次侧在役水压试验（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、广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发生器二次侧在役水压试验（论文提纲范文）
（1）基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 实验研究现状 |
| 1.2.2 数值研究现状 |
| 1.2.3 研究现状小结 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 理论与方法 |
| 2.1 蒸汽发生器两流体计算模型 |
| 2.2 一、二次侧热量传递 |
| 2.2.1 一、二次侧耦合换热 |
| 2.2.2 传热热阻计算 |
| 2.3 流动压降计算 |
| 2.4 湍流模型 |
| 2.4.1 选择湍流模型依据 |
| 2.4.2 Van Der Welle湍流模型 |
| 2.5 两相相变模型 |
| 2.5.1 汽泡热力学 |
| 2.5.2 汽泡动力学 |
| 2.5.3 两相界面传递特性 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 数值方法及程序开发 |
| 3.1 数值离散方法 |
| 3.1.1 控制方程离散 |
| 3.1.2 速度压力修正 |
| 3.1.3 边界条件 |
| 3.2 多孔介质计算方法及验证 |
| 3.2.1 多孔介质参数计算 |
| 3.2.2 计算方法流程 |
| 3.2.3 方法验证 |
| 3.3 水和蒸汽物性参数计算方法及验证 |
| 3.3.1 计算理论模型 |
| 3.3.2 热力学物性参数计算 |
| 3.3.3 热迁移物性参数计算 |
| 3.3.4 程序结构 |
| 3.3.5 程序验证 |
| 3.4 程序编制 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 程序验证 |
| 4.1 实验简介及主要参数 |
| 4.2 对实验建模与分析 |
| 4.2.1 对比计算模型 |
| 4.2.2 对比结果及讨论 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 程序应用 |
| 5.1 蒸汽发生器主要技术参数 |
| 5.2 程序计算模型 |
| 5.2.1 计算模型及控制体 |
| 5.2.2 边界条件与换热面积 |
| 5.3 计算结果及分析 |
| 5.3.1 满负荷下计算结果分析 |
| 5.3.2 不同工况下计算结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结 |
| 6.1 研究结论 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）蒸汽发生器二次侧水压试验管板加热研究及应用（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 管板结构和加热要求 |
| 1.1 管板结构特点 |
| 1.2 管板加热的温度 |
| 1.3 管板传热模型 |
| 2 管板加热的设计方案 |
| 2.1 管板加热方式 |
| 2.2 管板热容量及充水次数 |
| 2.3 电加热器功率及加热水箱容积 |
| 3 管板加热的现场实施 |
| 3.1 实施情况 |
| 3.2 后续改进 |
| 4 结语 |
（3）CPR1000核能发电机组出力能力提升技术的研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 注释表 |
| 缩略词 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 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 |
| 1.3 本文主要内容 |
| 第二章 CPR1000 核电机组出力能力影响因素分析 |
| 2.1 核电厂热效率分析 |
| 2.2 出力能力降低原因分析 |
| 2.2.1 核电汽轮机组与火电机组比较 |
| 2.2.2 机组效率主要影响因素计算分析 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 主蒸汽系统泄漏对机组出力能力影响的研究 |
| 3.1 主蒸汽泄漏对机组出力的影响 |
| 3.1.1 主蒸汽管线泄漏模型的建立 |
| 3.1.2 主蒸汽管线泄漏试验方法的建立 |
| 3.1.3 主蒸汽系统疏水温度判断 |
| 3.2 主蒸汽系统疏水器故障的影响 |
| 3.2.1 疏水器工作原理 |
| 3.2.2 故障排查方案 |
| 3.2.3 故障原因分析及问题治理 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 二回路热力系统建模及主给水参数精确测量 |
| 4.1 系统模型的建立 |
| 4.1.1 热平衡模型构建 |
| 4.1.2 主要组件模型及理论 |
| 4.2 模型调整 |
| 4.3 模拟计算结果 |
| 4.4 建模系统在出力诊断的实际验证 |
| 4.5 给水参数精确测量 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 蒸发器出口压力降低对机组出力的影响分析及治理 |
| 5.1 蒸汽发生器出口压力低影响后果 |
| 5.1.1 主蒸汽压力下降对机组的影响研究 |
| 5.1.2 CPR1000 核电机组主蒸汽调节阀特性研究 |
| 5.2 蒸汽发生器压力低原因分析 |
| 5.2.1 蒸汽发生器在役检查情况 |
| 5.2.2 蒸汽发生器二次侧冲洗情况 |
| 5.2.3 蒸汽发生器污垢热阻计算 |
| 5.3 蒸发器传热管二次侧污垢的形成原因 |
| 5.4 解决办法及改善措施 |
| 5.4.1 提高蒸汽发生器热力性能的长效措施 |
| 5.4.2 功率整定函数数值整定 |
| 5.4.3 高压调节阀调节阀开度限值的优化 |
| 5.5 55/19B型蒸汽发生器热力模型的建立 |
| 5.5.1 蒸汽发生器变工况性能计算模型 |
| 5.5.2 蒸汽发生器计算建模的应用 |
| 5.6 本章小结 |
| 第六章 CPR1000 核电机组电功率控制优化分析 |
| 6.1 汽轮发电机组电功率限值的优化 |
| 6.2 滑动热功率智能监测系统的研究与应用 |
| 6.2.1 一回路功率控制的限值说明 |
| 6.2.2 8h滑动热功率智能监测系统开发 |
| 6.2.3 系统的投用 |
| 6.3 本章小结 |
| 第七章 全文总结与展望 |
| 7.1 全文总结 |
| 7.2 后续工作及展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间的研究成果及发表的学术论文 |
（4）蒸发器水位控制系统的设计与优化（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.1.1 论文选题的背景和意义 |
| 1.1.2 国内外研究现状 |
| 1.2 论文的研究内容和研究方法 |
| 1.3 论文的结构 |
| 第二章 蒸汽发生器水位特性及功能需求分析 |
| 2.1 蒸汽发生器概述 |
| 2.2 蒸汽发生器水位模型特征分析 |
| 2.2.1 蒸发器水位动态方程分析 |
| 2.2.2 基于热工水力实验的水位瞬态分析 |
| 2.2.3 蒸汽发生器水位传递函数分析及仿真 |
| 2.3 蒸汽发生器水位控制的设计需求 |
| 2.3.1 总体功能要求 |
| 2.3.2 测量通道要求 |
| 2.3.3 精度要求 |
| 2.3.4 响应时间要求 |
| 2.3.5 性能要求 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 蒸汽发生器典型水位控制设计 |
| 3.1 测量通道设计 |
| 3.1.1 蒸发器水位测量 |
| 3.1.2 蒸汽/给水流量测量 |
| 3.1.3 其它测量 |
| 3.2 执行机构设计 |
| 3.2.1 流量调节阀 |
| 3.2.2 主给水泵 |
| 3.3 蒸发器水位控制设计 |
| 3.3.1 控制回路结构原理设计 |
| 3.3.2 高负荷水位控制回路设计 |
| 3.3.3 低负荷水位控制回路设计 |
| 3.3.4 差压转速控制回路设计 |
| 3.4 蒸发器水位控制的仿真与参数整定 |
| 3.4.1 给水泵转速控制器参数整定 |
| 3.4.2 流量控制器参数整定 |
| 3.4.3 水位控制器参数整定 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 蒸汽发生器水位控制优化 |
| 4.1 蒸发器典型水位控制方案存在的问题及经验反馈 |
| 4.1.1 存在的问题及分析 |
| 4.1.2 经验反馈总结 |
| 4.2 水位整定值优化 |
| 4.2.1 当前水位整定值方案分析 |
| 4.2.2 水位整定值方案优化 |
| 4.3 负荷测量的优化 |
| 4.3.1 当前负荷测量方案的分析 |
| 4.3.2 负荷测量方案优化 |
| 4.4 水位控制回路的优化 |
| 4.4.1 模糊自整定PID控制器结构设计 |
| 4.4.2 模糊自整定PID控制器的实现 |
| 4.4.3 模糊自整定PID控制器的仿真验证 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 符号与标记(附录 1) |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（5）基于OpenFOAM的核电蒸汽发生器传热管流固流耦合数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 核电蒸汽发生器结构与传热管研究现状 |
| 1.2.1 蒸汽发生器的种类 |
| 1.2.2 蒸汽发生器的工作原理 |
| 1.2.3 核电蒸汽发生器结构 |
| 1.2.4 蒸汽发生器传热管的流致振动 |
| 1.3 流固耦合问题数值理论的发展现状 |
| 1.3.1 流固耦合动力学概述 |
| 1.3.2 流固耦合问题数值计算 |
| 1.4 本文主要的研究内容 |
| 第2章 流固耦合数值方法基础 |
| 2.1 计算流体力学概述 |
| 2.2 使用有限体积法的控制方程 |
| 2.2.1 瞬态粘性不可压缩流体控制方程 |
| 2.2.2 固体结构控制方程 |
| 2.3 使用有限体积法的控制方程离散及求解 |
| 2.3.1 计算区域的离散 |
| 2.3.2 流体方程的离散及求解 |
| 2.3.3 结构方程的离散与求解 |
| 2.4 流体的动网格 |
| 2.5 标准k-ε湍流模型 |
| 2.6 流固耦合的求解方法 |
| 2.6.1 显式耦合 |
| 2.6.2 不动点迭代法 |
| 2.6.3 Aitken算法 |
| 2.6.4 向量外推法 |
| 2.6.5 IQN-ILS算法 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 基于OpenFOAM的流固流耦合求解器开发 |
| 3.1 OpenFOAM软件介绍 |
| 3.2 流固耦合求解器fsiFoam简介 |
| 3.3 流固流耦合求解器开发 |
| 3.3.1 添加流体网格文件 |
| 3.3.2 流固流耦合求解器主程序 |
| 3.3.3 流固耦合类 |
| 3.3.4 添加对残差的比较与选择 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 流固流耦合求解器验证 |
| 4.1 流固耦合(FSI)求解器标准算例验证 |
| 4.1.1 算例描述与参数设置 |
| 4.1.2 计算结果分析 |
| 4.2 受横向流体作用的传热管FSI与 FSFI数值模拟对比验证 |
| 4.2.1 圆柱绕流与涡激振动 |
| 4.2.2 算例描述与参数设置 |
| 4.2.3 结果分析 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 蒸汽发生器传热管流固流模拟分析 |
| 5.1 秦山核电站一期蒸汽发生器传热管 |
| 5.1.1 蒸汽发生器主要参数 |
| 5.1.2 计算模型的建立与网格划分 |
| 5.1.3 模型计算参数输入及边界条件控制条件设置 |
| 5.2 速度对传热管振动特性影响 |
| 5.3 结构参数对传热管流致振动的影响 |
| 5.3.1 管壁厚度对传热管振动特性影响的数值计算 |
| 5.3.2 支撑板间距对传热管振动特性影响的数值计算 |
| 5.4 本章小结 |
| 总结与展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文及其他科研成果 |
（6）CAP1000核电厂建设期的风险分析及安全文化建设研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究目的和意义 |
| 1.2 研究内容 |
| 1.3 研究方案 |
| 1.4 研究技术路线图 |
| 1.5 我国核电产业发展的现状、规划及存在的问题 |
| 1.5.1 我国核电产业发展现状及规划 |
| 1.5.2 核电产业的特点 |
| 1.5.3 我国核电产业发展存在的问题 |
| 1.6 本章小结 |
| 第2章 五大发展理念在我国核电产业的运用 |
| 2.1 五大发展理念 |
| 2.2 我国核电产业创新发展 |
| 2.3 协调发展我国核电产业 |
| 2.4 我国核电产业的绿色发展 |
| 2.5 开放合作的核电产业体系 |
| 2.6 核电产业的共享发展 |
| 2.7 夯实安全管理基础,培育核电企业安全文化 |
| 2.7.1 安全管理基础薄弱 |
| 2.7.2 安全发展理念冲突 |
| 2.7.3 .夯实安全管理基础 |
| 2.8 本章小结 |
| 第3章 核安全文化与核电项目风险管理之间的联系 |
| 3.1 为什么要投资核电站 |
| 3.2 如何建设安全高效核电站 |
| 3.3 什么是核安全文化 |
| 3.4 为什么要培育核安全文化 |
| 3.5 怎样培育核安全文化 |
| 3.6 核安全文化中的质量、进度、成本与核电项目风险管理 |
| 3.6.1 核安全文化中的质量 |
| 3.6.2 核安全文化中的进度 |
| 3.6.3 核安全文化中的成本 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 核电站建造阶段安全风险评价的方法 |
| 4.1 危险源辨识与风险评价概述 |
| 4.2 危险源辨识的方法 |
| 4.3 风险评价的方法 |
| 4.4 CAP1000 核岛危险源辨识方法存在的问题 |
| 4.5 危险源辨识方法选择 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 电厂建造过程阶段主要风险及防范措施 |
| 5.1 核电厂建造过程重要阶段划分 |
| 5.2 各阶段的主要风险及防范措施 |
| 5.2.1 初步设计和设备选型 |
| 5.2.2 项目前期方案的制定 |
| 5.2.3 设计审查把关 |
| 5.2.4 设备监造和出厂验收 |
| 5.2.5 设备运输和储存 |
| 5.2.6 设备安装和系统冲洗 |
| 5.2.7 调试阶段 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（7）三代非能动核电站主泵变频控制方案研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状和发展比较 |
| 1.2.1 主泵的研究现状和发展比较 |
| 1.2.2 核电主泵控制方案的研究现状和比较 |
| 1.2.3 变频控制研究现状和应用分析 |
| 1.3 本文的主要工作 |
| 第二章 AP1000 主泵启动和控制方案设计 |
| 2.1 AP1000 主泵的设计特点和控制要求 |
| 2.2 AP1000 主泵启动和控制方案的选择 |
| 2.3 对主泵变频器的设计要求 |
| 第三章 主泵多电平变频器的结构及控制方案研究 |
| 3.1 AP1000 主泵变频器结构与功能 |
| 3.1.1 主泵多电平变频器的结构 |
| 3.1.2 主泵变频器的功能 |
| 3.2 AP1000 主泵变频器运行与操作方式 |
| 3.2.1 变频器为主泵送电 |
| 3.2.2 主泵停运 |
| 3.2.3 变频器的运行模式 |
| 3.2.4 主泵倒转(变频器制动再生) |
| 3.2.5 变频器预充电 |
| 3.3 AP1000 主泵变频器的控制与逻辑 |
| 3.3.1 主泵变频器的控制模式 |
| 3.3.2 变频器的矢量控制 |
| 3.3.3 变频器控制接口 |
| 3.3.4 变频器冷却系统的控制 |
| 3.3.5 变频器联锁与信号 |
| 3.3.6 主泵的启动逻辑 |
| 第四章 AP1000 主泵变频控制的试验性能分析 |
| 4.1 AP1000 主泵及变频器性能验证——冷态功能试验 |
| 4.2 主泵及变频器相关试验运行经验分析 |
| 4.2.1 主泵变频启动的运行经验分析 |
| 4.2.2 变频器的运行经验分析 |
| 4.3 不同工况下变频器响应分析 |
| 4.3.1 输入过压或失压下的响应 |
| 4.3.2 主泵反转响应 |
| 第五章 主泵变频器的可靠性分析及改进 |
| 5.1 变频控制系统的可靠性 |
| 5.1.1 硬件配置的冗余性 |
| 5.1.2 中性点漂移技术 |
| 5.2 主泵变频器连续运行风险及改进 |
| 5.2.1 主泵单体试验期间出现的变频器故障 |
| 5.2.2 其他已应用高压变频器核电厂经验反馈 |
| 5.2.3 主泵连续运行风险评估及改进 |
| 5.3 变频器输出电能质量对主泵轴电流影响分析及改进方案 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 附录 A 主泵变频器与Ovation接口的测试 |
| 附录 B 冷态试验期间变频器故障跳闸信息 |
| 攻读硕士学位期间取得的学术成果 |
| 致谢 |
（8）压水堆核电机组建模仿真与电网接入影响（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核电发展概况 |
| 1.1.1 世界核电发展概况 |
| 1.1.2 我国核电发展概况 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内外核电厂仿真研究现状 |
| 1.2.2 国内外核电厂调峰简介 |
| 1.2.3 国内外核电厂接入电网理论研究现状 |
| 1.3 研究目的与研究内容 |
| 1.4 本章小结 |
| 第2章 压水堆机组主要设备介绍及建模需求分析 |
| 2.1 反应堆冷却剂系统(RCP)概述 |
| 2.2 反应堆本体结构 |
| 2.3 蒸气发生器 |
| 2.3.1 蒸汽发生器概述 |
| 2.3.2 蒸汽发生器工作原理及部件说明 |
| 2.4 反应堆控制装置 |
| 2.5 核汽轮机及其调速器 |
| 2.6 冷却剂泵 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 压水堆核电机组数学模型推导 |
| 3.1 Matlab/Simulink简介 |
| 3.2 反应堆核电机组的整体模型 |
| 3.3 反应堆中子动力学模型 |
| 3.4 堆内热力系统的传热方程 |
| 3.5 冷管段、热管段模型 |
| 3.6 蒸汽发生器模型 |
| 3.7 反应堆功率控制系统 |
| 3.8 汽轮机模型 |
| 3.9 冷却剂泵模型 |
| 3.10 本章小结 |
| 第4章 模型的仿真结果与验证分析 |
| 4.1 核电站半物理仿真平台 |
| 4.1.1 核电站半物理仿真平台简介 |
| 4.1.2 半物理仿真平台热工模型 |
| 4.1.3 半物理仿真平台实物DCS机柜 |
| 4.1.4 半物理仿真平台实时交互数据库 |
| 4.1.5 半物理仿真平台控制系统模型 |
| 4.1.6 半物理仿真平台稳态调试 |
| 4.1.7 100%FP线性甩负荷至15%FP瞬态测试 |
| 4.2 中子动力学模型仿真 |
| 4.3 考虑负反馈效应的中子动力学模型仿真 |
| 4.4 带负反馈的中子动力学模型以及汽轮机模型联合仿真 |
| 4.5 所建模型与半物理仿真平台仿真结果对比分析 |
| 4.6 压水堆机组接入电网初步适应性分析 |
| 4.7 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间的学术成果 |
| 已发表学术论文 |
| 已申请发明专利 |
（9）基于模块化建模的先进压水堆一回路模型研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 课题背景和研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核电发展现状 |
| 1.2.2 核电模型现状 |
| 1.2.3 核电一回路建模主要存在的问题 |
| 1.3 论文的主要研究内容与章节安排 |
| 1.3.1 论文的主要研究内容与工作 |
| 1.3.2 论文章节安排 |
| 2 先进压水堆核电机组模块化建模设计 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 模块化建模方法 |
| 2.2.1 模块化建模方法简介 |
| 2.2.2 模块化建模方法运用 |
| 2.3 先进压水堆核电站建模模块化设计 |
| 2.3.1 先进压水堆核电机组模块化建模步骤 |
| 2.3.2 核电建模的基本假设条件 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 堆芯及冷却剂系统建模 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 反应堆堆芯机理 |
| 3.2.1 裂变反应 |
| 3.2.2 反应性 |
| 3.3 基于神经网络的反应性系数模型 |
| 3.3.1 BP神经网络建模原理 |
| 3.3.2 基于BP神经网络的冷却剂温度系数建模 |
| 3.3.3 基于BP神经网络的燃料温度系数建模 |
| 3.4 反应堆堆芯系统模型 |
| 3.4.1 堆芯模型比较 |
| 3.4.2 点堆功率模型 |
| 3.4.3 燃料温度传输模型 |
| 3.4.4 反应堆功率控制系统 |
| 3.5 反应堆堆芯系统仿真分析 |
| 3.6 蒸汽发生器模型 |
| 3.6.1 蒸汽发生器模型对比分析 |
| 3.6.2 蒸汽发生器动态建模 |
| 3.7 本章小结 |
| 4 冷却剂主泵流量计算模型 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 主泵动态建模 |
| 4.2.1 冷却剂主泵瞬态转子运动方程 |
| 4.2.2 转矩模型 |
| 4.3 主泵模型校验与动态仿真 |
| 4.3.1 主泵模型参数识别 |
| 4.3.2 惰转工况下各种模型对比分析 |
| 4.3.3 电压波动特性 |
| 4.3.4 频率波动特性 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 先进压水堆核电机组一回路整体模型及仿真 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 一回路整体系统模型 |
| 5.3 一回路整体系统模型仿真分析 |
| 5.3.1 模型参数初始化验证 |
| 5.3.2 系统频率波动对核电厂一回路影响 |
| 5.4 本章小结 |
| 6 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.1.1 全文结论 |
| 6.1.2 全文创新点 |
| 6.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间完成的科研课题与成果 |
| 致谢 |
（10）核岛主设备安全端焊接工艺应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 核电发展概述 |
| 1.2.1 CPR1000堆型简介 |
| 1.2.2 AP1000堆型简介 |
| 1.2.3 EPR堆型简介 |
| 1.3 核岛主设备安全端结构特点 |
| 1.3.1 核岛主设备安全端的作用及重要性 |
| 1.3.2 CPR1000核岛主设备安全端结构特点 |
| 1.3.3 AP1000核岛主设备安全端结构特点 |
| 1.3.4 EPR核岛主设备安全端结构特点 |
| 1.4 本课题的选题背景及研究内容 |
| 第二章 典型材料及其焊接性分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 焊接性分析 |
| 2.2.1 低合金钢的焊接性分析 |
| 2.2.2 不锈钢的焊接性分析 |
| 2.2.3 镍基合金的焊接性分析 |
| 2.3 异种金属焊接物理性分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 核岛主设备安全端焊接工艺影响因素研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 隔离层焊接工艺影响因素研究 |
| 3.2.1 隔离层焊接工艺试验策划 |
| 3.2.2 隔离层焊接工艺试验结论 |
| 3.3 对接焊缝焊接工艺影响因素研究 |
| 3.3.1 焊接方法的适应性分析 |
| 3.3.2 焊接位置的适应性分析 |
| 3.3.3 焊接坡口的适应性分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 安全端模拟件验证试验 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 CPR1000安全端验证试验 |
| 4.2.1 试件结构形式 |
| 4.2.2 试件材料和制备 |
| 4.2.3 试件焊接 |
| 4.2.4 性能试验 |
| 4.2.5 性能检验结果 |
| 4.3 AP1000安全端验证试验 |
| 4.3.1 试件结构形式 |
| 4.3.2 试件材料和制备 |
| 4.3.3 试件焊接 |
| 4.3.4 性能检验 |
| 4.3.5 性能检验结果 |
| 4.4 EPR安全端验证试验 |
| 4.4.1 试件结构形式 |
| 4.4.2 试件材料和制备 |
| 4.4.3 试件焊接 |
| 4.4.4 性能试验 |
| 4.4.5 性能检验结果 |
| 4.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读博士/硕士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
| 附件 |
四、广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发生器二次侧在役水压试验（论文参考文献）
- [1]基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟[D]. 王雨. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]蒸汽发生器二次侧水压试验管板加热研究及应用[J]. 吴雷,李夏书,代巍巍,王新刚,毛海谊,李文越,万川. 压力容器, 2021(03)
- [3]CPR1000核能发电机组出力能力提升技术的研究与应用[D]. 陆彬. 南京航空航天大学, 2020(07)
- [4]蒸发器水位控制系统的设计与优化[D]. 邓天. 上海交通大学, 2020(01)
- [5]基于OpenFOAM的核电蒸汽发生器传热管流固流耦合数值模拟[D]. 叶潇. 西南交通大学, 2019(04)
- [6]CAP1000核电厂建设期的风险分析及安全文化建设研究[D]. 樊茂. 南华大学, 2018(01)
- [7]三代非能动核电站主泵变频控制方案研究[D]. 刘海洋. 中国石油大学(华东), 2018(07)
- [8]压水堆核电机组建模仿真与电网接入影响[D]. 毕春雨. 上海交通大学, 2018(06)
- [9]基于模块化建模的先进压水堆一回路模型研究[D]. 赵语. 武汉大学, 2017(06)
- [10]核岛主设备安全端焊接工艺应用研究[D]. 王苗苗. 华南理工大学, 2017(06)