一、核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究（论文文献综述）
胡安琪[1]（2021）在《核安全3级架空聚乙烯管道抗震性能研究》文中指出核电具有经济、环保、可持续和发电稳定等特点,是解决化石能源短缺和地球环境恶化的有效途径。国内外核电厂的冷却水输送管道往往采用碳钢、铸铁、混凝土等传统材料,由于电化学腐蚀、微生物诱发腐蚀等原因,发生了不同程度的腐蚀、结垢等现象,并且定期检测和维护费用极高。高密度聚乙烯（High density polyethylene,HDPE）管道具有耐腐蚀、寿命长、韧性好等特点,过去的十几年中,已经应用于核电厂非核安全级冷却水系统。为了保证核电厂的安全运行,核安全级HDPE管道设计之初需要考虑到各种可能发生的事故,特别是确保安全停堆地震（SSE）后HDPE管道的功能完整性。HDPE管材力学行为有显着的时间相关性,在地震动态载荷作用下的响应与金属管道不同,无法直接采用金属管道的抗震分析方法。国内外尚缺乏架空HDPE管道的抗震力学性能的分析方法和试验数据,制约了HDPE管道在核安全级系统中的应用。针对福清核电华龙一号机组核安全级HDPE管道改造需求,本文在“核电站海水冷却系统用HDPE管道研究”和“核电站冷却水HDPE管道抗震试验”等项目的支持下,对架空HDPE管道的抗震性能进行研究。主要完成的工作有:（1）根据核电厂设计文件建立了核电厂重要厂用水系统（Essential service water system,ESWS或SEC）HDPE管道整体模型,计算重力、热膨胀/收缩、锚固点位移和地震等不同载荷作用下的应力状态。通过计算HDPE管道系统固有模态和地震应力选择支吊架固定位置和约束形式,对支吊架布置位置进行优化。计算修改支吊架布置方式前后,各类载荷作用下的截面力、弯矩、整体应力分布情况并对应力进行校核。采用反应谱法对地震载荷进行分析,确定了HDPE管道系统最危险的三处关键段。（2）对危险的关键段进行了更加精确的局部建模,模拟关键段在重力、内压、热膨胀/收缩等静力载荷以及地震载荷作用下的力学响应,得到了不同单一载荷和组合载荷下的应力分布。对比计算不同支吊架宽度下的应力情况,选择0.5倍管道外径作为支吊架宽度,可以缓解应力集中,并便于施工安装。对比了在原支吊架支承条件下和修改支吊架后的支承条件下,三个关键段在不同载荷下的应力峰值。讨论特殊结构、温度和载荷对关键段应力状态的影响程度,结果表明,内压是主要影响因素,温度和重力影响较小,地震引起的应力峰值是内压的40～60%。（3）设计核安全级HDPE管道抗震试验方案,设计人工地震波加速度时程谱,作为振动试验的输入载荷。采用有限元分析方法模拟试验段模型在试验地震波作用下的动态响应过程,预测地震与水压作用的试验工况下传感器测试点的数据变化。模型预测单向应变均在0.5%以内,试验实际测量单向应变在0.2%以内;HDPE管道在地震波作用下,响应加速度峰值与输入加速度峰值相比下降了30%以上。采用时程分析法计算,HDPE管道在服役过程中发生地震时,应力状态的主要影响载荷仍然是管道内压,地震波会引起应力最大值在3%范围内波动。
侯宇驰[2]（2020）在《核电站保护安全监测系统研究及应用》文中进行了进一步梳理自2011年发生了福岛核电事件,使得核电站的安全问题被人们广泛关注。2017年中国通过了《核安全法》,国家第一次以法律条文的形式明确核安全的重要性。而保护安全监测系统作为核电站核级仪控系统的核心,是核电站安全停堆最重要的保障。采用更先进、更高可靠性的三代核电技术,是我国目前核电发展的方向。但是受制于核电技术的政治敏感性,保护安全监测系统的国产化率仍然较低。本文通过简要对比AP1000技术的保护安全监测系统、EPR1000技术的保护安全监测系统,AES-91技术的保护安全监测系统,分析各种技术框架差异。基于技术先进、安全性高的原则选择AP1000技术路线进行深入研究。首先对保护安全监测系统的功能结构进行分析,根据系统结构拆分为多个子系统分别深入研究。其次,为实现功能,本文就硬件设备组成和硬件接口进行详细研究。由于保护安全监测系统的设备属于核级设备,各国对核安全级设备的鉴定试验多有不同,本文以核电站主泵转速的放大器设备为例,基于美国和IEC国际标准实现电磁兼容、抗震、热老化的设备鉴定试验,为保护安全监测系统的国产化提供实验参考。核电最重要的特性是其保护安全监测系统的可靠性。根据硬件结构,采用可靠性框图的方式对保护安全监测系统建立模型。通过Matlab编程对自动停堆功能和专设安全功能可靠性进行计算,验证系统的可靠性。提出5序列冗余采用五取二表决逻辑增加系统可靠性方案,对未来设计超过100年寿命的保护安全监测系统提供理论支持。最后,采用测试软件实现保护安全监测系统响应时间、旁路试验、超温超压停堆等功能验证。并对上述实验采用测试逻辑分析和理论验证的方式复核试验结果,确认满足设计要求。为核电厂后续实现国产化的保护安全监测系统设计、采购、调试提供一定参考。
罗英,郑浩,邱天,黄炳炎,董元元,邱阳,余志伟[3]（2020）在《核级主设备焊接技术探讨及展望》文中研究指明核级主设备在役期间长期承受高温、高压、中子辐照等作用,其质量和安全性要求极高。焊接作为主设备制造和安装过程中的基本手段,对主设备的质量和安全性影响极大。简要探讨我国核电主设备的焊缝类型、方法、焊材及存在的问题;对焊接的几大难点——镍基合金焊接、核级焊材国产化、钴基合金堆焊进行原因分析,提出了解决思路。对核级主设备焊接技术的发展方向进行简要的总结和展望,提出数值模拟仿真、焊接数字化建设、增材制造技术、先进焊接方法应用和智能化焊接应是未来的主要发展方向。
郭晓鹏[4]（2020）在《基于反应谱法的核电桥式起重机地震响应分析》文中认为地震是地壳快速释放能量过程中造成的振动,实质上是地球板块与板块之间相互挤压碰撞并产生地震波的一种自然现象,易导致建筑结构和设备产生过大的结构变形和应力;尤其是架设在厂房建筑牛腿上的桥式起重机。目前,在起重机设计规范GB 3811-2008中限定了工作在特殊场合的起重机需考虑地震引起的载荷,而通用起重机对地震载荷一般不做考虑;在载荷组合计算时,将地震载荷视为特殊载荷考虑到起重机的最大载荷,这忽视了地震作用的偶然性和起重机工作状态的不确定性。而相比于通用起重机,核电专用起重机具有高安全性、可靠性和定位精确性等特殊要求,不能只局限于常规起重机设计规范对地震载荷的考虑,需结合核电专用起重机工作特点找到合适的工程解决方案。为了对桥式起重机进行抗震设计评估,根据起重机在常规工况和地震工况下的载荷组合的重要性,结合SAP2000有限元分析软件进行桥式起重机三维结构整体性能分析,常规工况下采用拟静力分析方法,地震工况下采用最大反应谱法,研究桥式起重机在地震激励下的组合工况产生的应力、位移、反作用力等结构反应后得出:其结构地震响应随满载小车向跨端移动而快速减小、随吊载高度降低而减小、含水平轮端较自由端的响应小;分三方向输入地震反应谱的起重机抗震设计偏保守;地震空载工况下起重机更易发生上抛;核电专用桥机反应谱分析时易选取CQC法进行振型组合。本文采用的基于反应谱法的桥式起重机地震响应分析,具有理论成熟、计算高效和便于应用等特点,是统计系列地震记录的综合反应;在一定程度上能够反应地震作用对桥式起重机的真实影响,对核环境下的桥式起重机具有一定的工程指导意义。
李艳东,宋玉军[5]（2019）在《三代EPR核电站核安全机械承压设备分级体系探讨》文中提出以三代EPR核电站为列,通过核安全机械承压设备分级体系研究,旨在分析EPR核电站分级体系的特点,同时对比其他核电站分级情况,为后续核电站核安全机械承压设备分级设计提供帮助。
谌梁[6]（2019）在《核电站贯穿件管道焊缝自动超声检测系统研究与开发》文中研究表明核电作为一种清洁能源,在全世界范围内被广泛应用,核安全重视程度也在日渐提高。定期进行民用核安全设备的无损检验,是一种有效确保核设备安全的措施,其中超声检测是应用较多的体积检验方法之一。超声检测在核电元器件的设计、生产制造、运行阶段均有实施。本文以核电站主蒸汽管道和主给水管道在核岛墙体内的贯穿件连接焊缝为研究对象,开发一套基于超声检测技术的无损检测系统,主要研究以下内容。首先,本文概述了世界范围内核电发展概况,国内外对于管道超声检测设备、检测方法、仿真技术的研究现状,分析核电站贯穿件管道焊缝尺寸、所处环境等特点。其次,针对此贯穿件管道焊缝位置特殊,管道壁厚较厚等特点,创新设计一款用于该检测对象的自动化检测系统,包括系统结构设计,载荷分析,电气控制系统设计,耦合剂循环系统设计及模拟体设计。再次,对设计完成的系统采用实验方法测定探头架耦合压力最佳值,用有限元方法对齿圈及销轴关键部件进行受力分析,验证系统设计合理性;对系统进运动学仿真,获取运动学参数;最后,根据检测规范要求及检测经验,初选超声检测探头参数,利用CIVA仿真软件进行声场仿真和缺陷检测能力仿真,确定探头参数;进行现场应用,验证系统有效性。本文主要创新点如下:1、根据待检对象所处特殊环境,分析检测对象特征,创新的设计了一款适用于本检测对象的自动检测系统。2、基于实验方法测定了探头耦合压力最佳值并计算出气缸最佳压力值;通过静力学建模,获取齿圈及支撑结构受力参数,进而利用有限元分析软件对关键部件强度进行分析,验证设计合理性;基于Pro/Engineer软件对系统进行运动学仿真,得到末端运动轨迹曲线及运动参数。3、依据标准及经验初选超声探头,基于CIVA软件对探头进行声场仿真,选取能覆盖本检测对象全深度的探头参数。
薛琦[7]（2019）在《核管道故障诊断及可靠性评估软件平台》文中研究指明人类社会的发展需要使用大量能源,在获取和使用能源的过程中,很容易对自然环境产生较大影响。我国现阶段能源结构并不十分合理,石化能源仍为主要能源。石化能源的过度使用可造成严重的环境污染,如雾霾、温室效应等。核电作为一种取之不尽用之不竭的清洁能源,在我国能源结构中占比越来越高,但其安全性仍然受到极高的关注。核管道作为核电站最重要的介质和能量输送通道,长期处于高温、腐蚀、核辐射、振动等恶劣环境下服役,尤其是管道振动可导致松脱、裂纹扩展、泄露等严重事故。智能故障诊断在航空航天、兵器、军事电子、汽车、机械、船舶等诸多领域日益得到重视,并开发了各种各样的智能故障诊断系统。在核电领域,目前还没有开发针对核管道振动故障诊断的智能故障诊断系统,维保人员只能根据工程经验判断可能的故障原因并进行维护,这使得核管道的维保工作费时费力,甚至在长时间无法诊断具体原因时不得不采用停机处理。因此,急需针对核管道常见的故障模式,结合先期丰富的经验数据,开发一款智能故障诊断系统,以实现核电站核管道故障智能诊断。鉴于此,本文主要研究工作如下:（1）阐述了核级管道振动故障诊断及可靠性评估系统的研究进展;介绍了对核管道加速度振动信号预处理的原理及信号处理方法,涉及信号滤波、加窗函数、重采样、聚类分析等。（2）从众多特征中辨识、提取了核管道正常工作、支撑不足、共振和汽蚀四种工况下的故障特征,并采用支持向量机构建了核级管道振动故障诊断的智能诊断方法;结合敏感特征退化趋势,采用相关向量机,构建了核级管道振动退化可靠性评估方法。（3）针对项目要求,开展了详细的项目需求与软件设计分析,自主研制了核级管道振动故障智能诊断及退化可靠性评估系统,并进行了实测数据验证。
鲁旭清[8]（2018）在《核电试验用钢质安全壳容器结构强度设计研究》文中提出全球工业化的飞速发展,电力需求迅猛增加,能源压力凸显,而化石资源的逐渐枯竭,环境污染加剧,核能、风能、光伏等清洁能源的利用逐渐得到人们重视,其中核能的发展一直是清洁能源之中非常重要的部分,核能技术自被人们和平利用后其技术一直在发展与进步,研究核电技术是全球各国一直以来重点研究的工作。廊坊建造的核电综合实验装置,其安全壳容器是国产最新核电堆型“华龙1号”的关键装置,是研究其事故后安全壳的响应特性验证的安全壳热量导出系统（PCS）综合试验平台,其研究对我国掌握新堆型核电使用的安全性有着至关重要的影响。最新三代堆型核电钢制安全壳作为核电事故后最后一道屏障,其具有高安全性、强包容性、非能动性等特点,欧美在技术研发上处于领先地位,我国在技术方面采取了引进吸收,并通过不断研究创新,以期在最短时间实现追赶和超越。在此背景下,第三代核电钢制安全壳实践性研究与探索至关重要,“华龙1号”综合试验装置用安全壳的设计思路和研究方法将对我国新一代核电研究有巨大推动作用。本文的研究对象安全壳容器,其用于中国最新研制的第三代“华龙1号”核电技术示范工程核电站的验证试验装置。其用途是作为主载体,在已有的“华龙1号”安全壳热量导出系统研究与计算的基础上,更深层次开展事故后安全壳的响应特性综合试验,是为国产化核电技术的安全壳热工水力分析程序提供验证平台。本文根据实验装置安全壳的特点,结合国内外压力容器和核电容器设计要求,以及现有生产技术,研究设计一种满足“华龙1号”安全壳热量导出系统对事故后的响应特性综合试验用安全壳容器。首先,以核电综合实验装置的安全壳压力、温度、介质、结构、工况等功能等参数作为设计依据,分析各机构形式特点,作出合理选择,提出满足各项要求的安全壳容器整体设计方案;其次以安全壳装置的各项结构参数给出安全壳容器封头、壳体、裙座、设备口等结构的计算方法并完成强度和稳定性分析计算;再次,结合有限元方法,应用ANSYS有限元软件对安全壳容器典型工况下主要结构进行结构强度和刚度等指标的计算分析,把握安全壳容器的各工况下的应力分布以及结构变形趋势,同时进行一定的结构优化,确定安全可靠和性价比较高的设计结构。本文系统的介绍了核电综合试验装置用钢质安全壳容器设计方法,为相关领域后续的研究和实践提供了思路,具有一定的理论意义和工程价值。
曾豪[9]（2018）在《HDPE热熔焊管线在AP1000厂用水系统中的应用研究》文中进行了进一步梳理在国内核电AP1000三代核电核岛厂用水系统中首次引入了HDPE（High Density Polyethylene,简称HDPE）材料。而核电系统的特殊性,对系统稳定、可靠的要求非常高,另外对于管系内介质的流通面积、流通阻力、流量等性能指标也有严格的要求。本文根据国内外HDPE材料及管道发展现状,以国内三代核电厂用水系统HDPE管道施工和系统调试过程为分析对象,通过对现场对比、系统初始运行试验等手段取得的数据进行归纳总结,辅以AFT Fathom软件建模,HTRI软件计算等专业手段,系统研究了HDPE管道在核岛系统内的施工技术、调试逻辑优化以及过程中出现的问题,并制定相应解决方案,为HDPE管道在后续核电中的推广应用夯实基础。主要研究结果如下:（1）制定了核电标准体系下的HDPE管道热熔焊接的施工工艺和质量控制标准,包括主管道之间热熔焊接、支管鞍形接管座热熔焊接、法兰热熔焊接。对于本项目外径762mm DR9 PE4710 HDPE管道,热熔期间主要参数控制如下:温度220℃,熔接压力16.1MPa,熔接时间900秒。（2）根据建设期HDPE管道施工中出现的重点问题:施工空间狭窄、施工工装选型、施工环境潮湿、施工机械保养维护等方面进行针对性研究并制定相关对策。（3）根据调试阶段系统的流量和流阻试验数据,逐步分析确定影响系统流阻过大的主要原因:HDPE热熔焊在管道内壁产生的熔焊缺陷,并通过试验对热熔内壁熔焊缺陷对系统流阻的贡献进行定量,对于外径762mm管道,150道内壁焊缝带来的泵出口扬程损失为11m,对系统流阻影响达到了63.9%。
张荣俭[10]（2018）在《AP1000钢制安全壳建造工艺及质量控制关键技术》文中指出安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,除了抵御外部人为破坏和自然灾害外,还应执行外部撞击事件的防护等功能。目前,在役、在建或计划建设的各种堆型的核电机组,均设置有安全壳,主要执行防止放射性物质泄漏的功能,而防止外部撞击和在非人为干预情况下输出事故工况下的反应堆堆芯热量的功能,大部分核电机组的安全壳均不具备。AP1000非能动压水堆安全壳的设计可有效满足上述极端恶劣工况下的要求。AP1000钢制安全壳是由安萨尔多公司设计、执行ASME标准、应用新材料建造的一种新型安全壳。本论文根据2001版2002增补的ASME B&PVC规范第III卷NE分卷,结合AP1000钢制安全壳的建造施工技术实践,从材料、壳体施工、闸门及贯穿件安装、气压试验等方面进行了系统性的分析和归纳,为我国钢制安全壳的建造工艺提供技术参考,为我国后续同类电站钢制安全壳的建造技术提供良好的借鉴。（1）在钢制安全壳材料成形过程中,需要确保材料在热成形工艺、焊接工艺、热处理工艺后,其仍具有较好的冲击韧性。钢制安全壳本体主要由板材通过成形工艺加工而成。在车间预制时,椭球形封头区板材首先在炉内加热至550℃-600℃范围内,再通过大型液压机和模具一次性轧制成形;筒体区板材,可在180℃-200℃范围内,辊轧成形。（2）对于壳体施工,需要确保其现场安装完成后满足ASME B&PVC第III卷NE分卷各类形位公差的要求。将轧制成形的板材加工至设计尺寸时,除了封头区的由2块板组成的第1圈外,其他的封头区的每一圈以及筒体区的每一圈,均应留一块板作为现场组装的调整板;每一块板材的坡口加工,不能按照平板对接焊缝的形式进行坡口加工,而应根据每一块板边缘的弧形曲率情况来加工坡口,防止焊接完成后在焊缝处形成扁平状的不连续曲率突变。（3）至于闸门及贯穿件施工,在闸门现场施工前,需要在筒体上进行实物模拟并进行开孔。设备闸门的开孔需考虑闸门插入板状态、筒体安装后的偏差、开孔后应力释放导致的变形等因素,不能仅通过模拟计算进行放线、开孔,最好是通过实物在地面进行放样划线、临时加固等辅助措施进行开孔,尽可能减少开孔尺寸误差,为插入板组对焊接创造条件。对于交叉施工较多的贯穿件,应与其他专业进行沟通,制定详细的施工逻辑。（4）在气压试验过程中,确保安全壳的结构完整性,并通过整体泄漏率试验确保安全壳能有效执行放射性物质包容的安全功能
二、核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究（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、核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究（论文提纲范文）
（1）核安全3级架空聚乙烯管道抗震性能研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 符号说明 |
| 1 绪论 |
| 1.1 核电概述 |
| 1.1.1 核电厂原理与结构 |
| 1.1.2 核电厂机械设备分级 |
| 1.1.3 核电设备抗震要求 |
| 1.2 核电厂用HDPE管道 |
| 1.2.1 HDPE管的特点 |
| 1.2.2 核电厂用HDPE管的发展和现状 |
| 1.2.3 核电厂HDPE管道相关标准 |
| 1.3 核安全3 级HDPE管道的材料、设计与连接 |
| 1.3.1 HDPE材料性能 |
| 1.3.2 核安全3 级HDPE管道设计 |
| 1.3.3 核安全3 级HDPE管道连接 |
| 1.4 核电厂设备的抗震分析与试验 |
| 1.4.1 核电厂设备抗震设计相关标准 |
| 1.4.2 核电厂设备抗震分析方法 |
| 1.4.3 核电厂设备抗震试验 |
| 1.5 目前存在的问题 |
| 1.6 研究内容及技术路线图 |
| 1.6.1 课题来源 |
| 1.6.2 研究内容 |
| 1.6.3 技术路线图 |
| 2 SEC系统HDPE管道整体抗震计算 |
| 2.1 力学计算参数 |
| 2.1.1 SEC系统简介 |
| 2.1.2 设计参数与材料参数 |
| 2.1.3 地震载荷分析方法 |
| 2.2 HDPE管道系统整体有限元计算 |
| 2.2.1 HDPE管道系统整体模型 |
| 2.2.2 整体模型的静力学响应 |
| 2.2.3 管道系统模态 |
| 2.2.4 管道系统地震载荷响应 |
| 2.3 支吊架布置设计 |
| 2.3.1 支吊架间距计算 |
| 2.3.2 支吊架布置优化 |
| 2.3.3 优化后的力学计算 |
| 2.4 管道系统关键段的确定 |
| 2.4.1 应力校核参考公式 |
| 2.4.2 截面力计算结果 |
| 2.4.3 关键段选取 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 HDPE管道关键段抗震计算与分析 |
| 3.1 关键段力学模型 |
| 3.1.1 关键段模型结构与网格划分 |
| 3.1.2 模型边界条件 |
| 3.2 有限元模型计算 |
| 3.2.1 单一载荷与组合载荷下的静力学响应 |
| 3.2.2 关键段模态 |
| 3.2.3 地震载荷响应 |
| 3.3 支吊架尺寸设计 |
| 3.3.1 修改支吊架前后地震载荷对比 |
| 3.3.2 不同支吊架尺寸影响 |
| 3.4 关键段应力状态影响因素分析 |
| 3.4.1 特殊结构(弯头、支吊架、阀) |
| 3.4.2 温度 |
| 3.4.3 载荷 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 HDPE管道水压与抗震试验 |
| 4.1 抗震试验内容与设备 |
| 4.1.1 试验内容 |
| 4.1.2 试样结构与尺寸 |
| 4.1.3 试验台参数 |
| 4.1.4 测试仪器 |
| 4.2 振动试验方案 |
| 4.2.1 试验台架设计 |
| 4.2.2 人工地震波生成 |
| 4.2.3 传感器布置与被测数据 |
| 4.2.4 试验步骤 |
| 4.3 振动试验模拟与结果预测 |
| 4.3.1 时程分析法 |
| 4.3.2 有限元模型 |
| 4.3.3 地震载荷模拟 |
| 4.3.4 动态响应结果 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 主要创新点 |
| 5.3 展望 |
| 参考文献 |
| 在读硕士期间取得的科研成果 |
（2）核电站保护安全监测系统研究及应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核电站保护安全监测系统的研究背景和研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内相关研究 |
| 1.2.2 国外相关研究 |
| 1.3 研究内容与结构框架 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 结构框架 |
| 第2章 保护安全监测系统结构功能及硬件组成 |
| 2.1 美国AP1000核电机组技术对保护安全监测系统结构 |
| 2.2 俄罗斯AES-91型核电机组对保护安全监测系统结构 |
| 2.3 法国EPR1000型核电机组对保护安全监测系统结构 |
| 2.4 美俄法保护安全监测系统技术对比 |
| 2.5 保护安全监测系统功能组成 |
| 2.5.1 反应堆停堆系统 |
| 2.5.2 专设安全设施驱动系统 |
| 2.5.3 核测仪表系统 |
| 2.5.4 数据处理系统 |
| 2.6 保护安全监测系统的硬件接口组成 |
| 2.6.1 双稳态逻辑处理器(BPL)盘柜 |
| 2.6.2 就地符合逻辑(LCL)盘柜 |
| 2.6.3 反应堆停堆触发和接口逻辑矩阵 |
| 2.6.4 综合逻辑处理器(ILP)盘柜 |
| 2.6.5 事件顺序(SOE)盘柜 |
| 2.6.6 接口和试验处理器(ITP)盘柜 |
| 2.6.7 综合通信处理器(ICP) |
| 2.6.8 维修试验盘(MTP)盘柜 |
| 2.6.9 爆破阀控制器(SVC)盘柜 |
| 2.6.10 合格的数据处理系统(QDPS) |
| 2.6.11 保护安全监测系统供电 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 保护安全监测系统设备鉴定实验 |
| 3.1 EMC试验 |
| 3.1.1 EMI/RFI发射测试 |
| 3.1.2 CE101低频传导发射 |
| 3.1.3 CE102高频传导发射 |
| 3.1.4 RE101磁场辐射发射 |
| 3.1.5 RE102电场辐射发射 |
| 3.1.6 EMI/RFI抗扰度测试 |
| 3.2 热老化试验 |
| 3.3 抗震试验 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 保护安全监测系统可靠性分析 |
| 4.1 可靠性计算方法 |
| 4.1.1 部件的可用性计算 |
| 4.1.2 系统的可用性计算 |
| 4.2 电源模块的可用性 |
| 4.3 单通路双稳态逻辑处理器的可用性 |
| 4.4 自动停堆断路器的可用性 |
| 4.5 专设安全功能的可用性 |
| 4.6 非公因故障下系统的可用性 |
| 4.7 预测五序列冗余系统分析 |
| 4.8 本章小结 |
| 第5章 保护安全监测系统调试及测试环境 |
| 5.1 软件调试平台 |
| 5.2 系统响应时间预运行试验 |
| 5.3 系统旁通功能验证 |
| 5.4 超温和超功率停堆保护功能验证 |
| 5.5 停堆断路器预运行功能验证 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 不足与展望 |
| 参考文献 |
| 作者简介 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 答辩决议书 |
| 吉林大学指导教师对硕士学位论文审议意见 |
（3）核级主设备焊接技术探讨及展望（论文提纲范文）
| 0前言 |
| 1 核电主设备焊接浅析 |
| 1.1 焊缝类型、焊接方法 |
| 1.2 核级主设备焊接材料 |
| 2 常见问题 |
| 2.1 镍基合金焊缝(堆焊层) |
| 2.2 核级焊接材料 |
| 2.3 钴基合金堆焊 |
| 2.4 解决思路 |
| 3 核级主设备焊接技术的未来发展 |
| 3.1 数值仿真模拟技术的应用 |
| 3.2 主设备焊接数字化建设 |
| 3.3 增材制造 |
| 3.4 先进焊接方法应用与智能化焊接技术推进 |
| 4 结论 |
（4）基于反应谱法的核电桥式起重机地震响应分析（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.1.1 地震现象对桥式起重机的影响 |
| 1.1.2 起重机在地震作用下的破坏 |
| 1.1.3 核电专用桥式起重机研究背景 |
| 1.2 国内外起重机抗震设计研究和应用现状 |
| 1.2.1 核电站抗震概述 |
| 1.2.2 国内外起重机的抗震设计研究和应用进展 |
| 1.2.3 国内外研究的成果与不足 |
| 1.3 主要研究内容及技术路线 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 桥式起重机载荷分析 |
| 2.1 通用桥式起重机载荷分析 |
| 2.1.1 通用桥式起重机常规载荷计算 |
| 2.1.2 通用桥式起重机偶然载荷计算 |
| 2.1.3 通用桥式起重机特殊载荷计算 |
| 2.2 通用桥式起重机载荷组合 |
| 2.3 核电专用桥式起重机特性分析 |
| 2.3.1 核电专用桥式起重机的特殊性 |
| 2.3.2 核电专用桥式起重机载荷分析 |
| 2.4 核电专用桥式起重机载荷组合 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 桥式起重机理论模型分析 |
| 3.1 通用桥式起重机理论模型分析与研究 |
| 3.1.1 正常工况下桥机力学模型分析 |
| 3.1.2 地震工况下桥机动力学模型分析 |
| 3.2 核电专用桥式起重机理论模型分析与研究 |
| 3.2.1 最大危险载荷下专用桥机力学模型分析 |
| 3.2.2 地震工况下专用桥机动力学模型分析 |
| 3.3 核电专用桥式起重机的振动系统简化 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 桥式起重机抗震方法分析 |
| 4.1 桥式起重机抗震分析方法简介 |
| 4.2 核电专用桥式起重机反应谱分析 |
| 4.2.1 核电专用桥式起重机阻尼比选取 |
| 4.2.2 核电专用桥式起重机楼层反应谱输入 |
| 4.2.3 核电专用桥式起重机振型分解反应谱法分析 |
| 4.2.4 反应谱法振型组合 |
| 4.3 核电专用桥式起重机工况分析 |
| 4.4 核电专用桥式起重机抗震分析流程 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 核电桥式起重机工程案例分析 |
| 5.1 核电专用桥式起重机建模前处理 |
| 5.2 核电专用桥机有限元模型分析 |
| 5.2.1 核电专用桥机有限元模型建立 |
| 5.2.2 轮轨约束特点及模拟 |
| 5.2.3 工况分类 |
| 5.3 核电专用桥式起重机模态分析 |
| 5.4 核电专用桥式起重机反应谱分析 |
| 5.4.1 楼层反应谱的获取 |
| 5.4.2 核电专用桥式起重机反应谱分析结果 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（5）三代EPR核电站核安全机械承压设备分级体系探讨（论文提纲范文）
| 1 概述 |
| 2 三代EP R核电站核安全机械承压设备的分级体系 |
| 2.1 安全功能分级 |
| 2.2 质量分级 |
| 2.2.1 机械分级 |
| 2.2.2 核承压设备分级 |
| 2.2.3 质量分级的确定 |
| 2.3 质保分级 |
| 3 国内典型CP R1000电站核安全机械承压设备的分级 |
| 3.1 核安全分级 |
| 3.2 规范分级 |
| 3.3 质保分级 |
| 4 三代EPR核电站与CPR1000电站设备分级对比 |
| 5 对后续核电项目的借鉴经验 |
（6）核电站贯穿件管道焊缝自动超声检测系统研究与开发（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 核电站贯穿件管道焊缝自动超声检测系统国内外研究现状 |
| 1.2.1 课题研究对象分析 |
| 1.2.2 核电站贯穿件管道焊缝超声检测机械设备研究现状 |
| 1.2.3 核电站贯穿件管道焊缝超声检测技术研究现状 |
| 1.2.4 超声检测仿真技术研究现状 |
| 1.3 课题研究内容 |
| 1.3.1 课题研究目标 |
| 1.3.2 论文章节安排 |
| 第二章 检测系统设计 |
| 2.1 检测系统机构总体方案 |
| 2.2 检测系统机构详细设计 |
| 2.3 检测系统运动载荷计算 |
| 2.3.1 周向运动载荷计算 |
| 2.3.2 轴向运动载荷计算 |
| 2.4 检测系统耦合剂循环装置设计 |
| 2.5 检测系统模拟体设计与人工伤设置 |
| 2.6 检测系统电控设计与分析 |
| 2.6.1 电控系统硬件搭建 |
| 2.6.2 电控系统软件开发 |
| 2.7 本章小结 |
| 第三章 检测系统力学分析及运动学仿真 |
| 3.1 检测系统探头架耦合力实验研究及静力学分析 |
| 3.1.1 探头架耦合压力实验 |
| 3.1.2 探头架静力学建模 |
| 3.2 检测系统关键部件分析 |
| 3.2.1 齿圈静力学建模 |
| 3.2.2 齿圈有限元分析 |
| 3.2.3 销轴有限元分析 |
| 3.3 检测系统运动学仿真 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 基于CIVA仿真的超声检测工艺及实验结果 |
| 4.1 超声信号采集软件 |
| 4.2 超声数据分析软件 |
| 4.3 超声探头参数 |
| 4.3.1 探头参数初选 |
| 4.3.2 基于CIVA软件进行探头声场仿真 |
| 4.3.3 基于CIVA软件进行探头检测能力仿真 |
| 4.4 扫查计划文件 |
| 4.5 检测系统实验与结果分析 |
| 4.5.1 检测系统模块展示 |
| 4.5.2 检测系统实验和结果 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间本人出版或公开发表的论着、论文 |
| 致谢 |
（7）核管道故障诊断及可靠性评估软件平台（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究动态 |
| 1.2.1 国内研究状态 |
| 1.2.2 国外研究状态 |
| 1.3 故障诊断动态 |
| 1.4 可靠性评估动态 |
| 1.5 论文组织结构 |
| 第二章 基于振动信号的预处理和故障诊断 |
| 2.1 概述 |
| 2.2 经典滤波 |
| 2.2.1 巴特沃斯低通滤波器原理 |
| 2.2.2 切比雪夫低通滤波器原理 |
| 2.3 信号重采样 |
| 2.4 窗函数 |
| 2.5 聚类分析 |
| 2.6 功率谱分析 |
| 2.7 小波分析 |
| 2.8 支持向量机 |
| 2.8.1 线性支持向量机 |
| 2.8.2 非线性支持向量机 |
| 2.8.3 支持向量机多分类 |
| 2.8.4 SVM核函数 |
| 2.9 信号特征提取 |
| 2.9.1 时域特征提取 |
| 2.9.2 频域特征提取 |
| 2.10 本章小结 |
| 第三章 可靠性分析 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 核管道可靠性分析目的 |
| 3.3 可靠性基本概念 |
| 3.3.1 可靠性 |
| 3.3.2 可靠度 |
| 3.3.3 失效率 |
| 3.3.4 失效阈值 |
| 3.4 相关向量机可靠性预测 |
| 3.4.1 相关向量机模型介绍 |
| 3.4.2 优化超参数 |
| 3.4.3 目标值预测 |
| 3.4.4 RVM可靠性预测流程 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 需求分析与软件设计 |
| 4.1 概述 |
| 4.2 功能需求分析 |
| 4.3 系统技术需求 |
| 4.4 系统总体架构 |
| 4.5 系统软件架构需求 |
| 4.6 软件总体需求 |
| 4.6.1 软件总体技术需求 |
| 4.6.2 软件总体功能要求 |
| 4.7 软件安全需求 |
| 4.8 总体设计 |
| 4.9 系统流程设计 |
| 4.9.1 用户管理流程 |
| 4.9.2 信号重采样 |
| 4.9.3 经典滤波器 |
| 4.9.4 小波分解与去噪 |
| 4.9.5 信号加窗 |
| 4.9.6 功率谱分析 |
| 4.9.7 聚类分析 |
| 4.9.8 频谱与相关系数 |
| 4.9.9 故障诊断 |
| 4.9.10 可靠性分析 |
| 4.10 ER图设计 |
| 4.10.1 用户ER图设计 |
| 4.10.2 信号ER图设计 |
| 4.11 数据库逻辑设计 |
| 4.12 本章小结 |
| 第五章 系统实现与测试 |
| 5.1 概述 |
| 5.2 系统功能实现 |
| 5.2.1 用户登录功能实现 |
| 5.2.2 模块选择部分实现 |
| 5.2.3 传统滤波部分实现 |
| 5.2.4 信号重采样部分实现 |
| 5.2.5 信号加窗函数部分实现 |
| 5.2.6 功率谱部分实现 |
| 5.2.7 小波分解部分实现 |
| 5.2.8 小波去噪部分实现 |
| 5.2.9 频谱对比及相关系数部分实现 |
| 5.2.10 聚类分析部分实现 |
| 5.2.11 故障诊断功能实现 |
| 5.2.12 可靠性功能实现 |
| 5.2.13 信息提示部分实现 |
| 5.2.14 功能测试结果 |
| 5.3 系统性能测试 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 工作展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的成果 |
（8）核电试验用钢质安全壳容器结构强度设计研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 核电发展现状 |
| 1.2.1 世界核电站的发展现状 |
| 1.2.2 我国核电的发展 |
| 1.3 核电安全壳应用及研究现状 |
| 1.3.1 安全壳应用情况 |
| 1.3.2 核电站安全壳的研究现状 |
| 1.3.3 安全壳容器设计方法研究现状 |
| 1.4 本文研究内容 |
| 2 安全壳容器载荷输入简介和方案设计 |
| 2.1 标准及规范 |
| 2.2 主要技术参数 |
| 2.3 总体方案 |
| 2.4 载荷分析 |
| 2.5 基础设计数据计算 |
| 2.6 本章小结 |
| 3 安全壳容器强度及稳定性校核计算 |
| 3.1 计算模型的分类与选取 |
| 3.2 校核用基础数据计算 |
| 3.2.1 安全壳容器结构设计计算的分段 |
| 3.2.2 安全壳容器质量载荷计算 |
| 3.3 安全壳容器自振周期特性分析 |
| 3.4 地震载荷与地震弯矩计算方法研究 |
| 3.5 风载荷与风弯矩计算方法研究 |
| 3.5.1 顺风向风振计算 |
| 3.5.2 横向风振计算 |
| 3.5.3 安全壳容器风弯矩计算 |
| 3.6 安全壳容器强度与稳定性校核 |
| 3.6.1 环向应力校核 |
| 3.6.2 各类载荷作用下的轴向应力校核 |
| 3.6.3 安全壳壳体强度与稳定性校核 |
| 3.7 本章小结 |
| 4 安全壳容器主要结构有限元分析 |
| 4.1 有限元法及ANSYS软件简介 |
| 4.2 工况划分及有限元建模 |
| 4.3 主体结构有限元计算结果 |
| 4.3.1 典型工况膜应力计算结果(上下封头、筒体和裙座) |
| 4.3.2 典型工况膜应力+弯曲应力+二次应力组合应力计算结果(封头、筒体和裙座) |
| 4.4 安全壳方形门的各种补强结构分析比较 |
| 4.4.1 门结构局部分析的有限元建模 |
| 4.4.2 主体结构有限元计算结果 |
| 4.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（9）HDPE热熔焊管线在AP1000厂用水系统中的应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 AP1000 厂用水系统简介 |
| 1.2 AP1000 厂用水系统功能及布置 |
| 1.2.1 系统功能 |
| 1.2.2 系统布置 |
| 1.3 国内外核电站厂用水系统管材选用现状 |
| 1.3.1 国外核电站厂用水系统管材应用和现状 |
| 1.3.2 国内核电站厂用水系统管材应用和现状 |
| 1.4 HDPE管线性能特点及历史发展 |
| 1.5 AP1000 厂用水系统HDPE焊接工艺选择 |
| 第二章 热熔焊施工技术及施工经验反馈 |
| 2.1 HDPE热熔焊施工技术 |
| 2.1.2 HDPE热熔对接焊 |
| 2.1.3 鞍形支管台热熔焊 |
| 2.1.4 HDPE法兰热熔焊 |
| 2.1.5 HDPE焊缝检查 |
| 2.1.6 HDPE管道水压试验 |
| 2.2 施工经验反馈及后续改进 |
| 2.2.1 施工空间狭小,安装困难 |
| 2.2.2 施工环境潮湿 |
| 2.2.3 热熔焊机驱动装置故障 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 热熔焊内壁熔焊缺陷问题及解决过程 |
| 3.1 调试概述及调试过程 |
| 3.2 调试过程中发现的次要问题及经验反馈 |
| 3.2.1 流量计无法直接测量ME3A换热器流量 |
| 3.2.2 反冲洗要求不明确 |
| 3.2.3 调试程序不适用 |
| 3.2.4 机械密封外供密封水源缺失 |
| 3.2.5 首次启动前系统管道充水排气 |
| 3.3 调试过程中的主要问题—内壁熔焊缺陷验证解决过程 |
| 3.3.1 设计基准 |
| 3.3.2 设计原因分析 |
| 3.3.3 设备原因分析 |
| 3.3.4 其他原因分析 |
| 3.3.5 主要原因确认 |
| 3.3.6 解决措施 |
| 3.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的学术成果 |
| 致谢 |
（10）AP1000钢制安全壳建造工艺及质量控制关键技术（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 安全壳发展概述 |
| 1.2 AP1000 钢制安全壳 |
| 1.3 小结 |
| 第2章 AP1000 钢制安全壳材料 |
| 2.1 主要材料及性能 |
| 2.2 壳体材料SA-738 Grade B |
| 2.2.1 材料选用 |
| 2.2.2 板材预制 |
| 2.2.3 热处理 |
| 2.2.4 焊材选用 |
| 2.2.5 材料返修 |
| 2.3 质保要求 |
| 2.4 组装前检查验收 |
| 2.5 小结 |
| 第3章 壳体组装技术 |
| 3.1 组装技术要求 |
| 3.1.1 公差要求 |
| 3.1.2 焊接要求 |
| 3.1.3 NDE要求 |
| 3.2 底封头CVBH组装 |
| 3.2.1 底封头CVBH结构 |
| 3.2.2 底封头CVBH施工及优化 |
| 3.3 筒体组装 |
| 3.3.1 筒体结构 |
| 3.3.2 筒体施工及优化 |
| 3.4 环吊梁组装 |
| 3.4.1 环吊梁结构 |
| 3.4.2 环吊梁施工及优化 |
| 3.5 顶封头CVTH组装 |
| 3.5.1 顶封头CVTH结构 |
| 3.5.2 顶封头CVTH施工及优化 |
| 3.6 闸门及贯穿件安装 |
| 3.6.1 闸门及贯穿件结构 |
| 3.6.2 闸门及贯穿件施工及优化 |
| 3.7 小结 |
| 第4章 气压试验 |
| 4.1 试验类型 |
| 4.1.1 B类试验 |
| 4.1.2 C类试验 |
| 4.1.3 结构完整性试验SIT |
| 4.1.4 整体泄漏率试验ILRT |
| 4.2 变形超差监控与处理 |
| 4.3 小结 |
| 总结 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的学术成果 |
| 致谢 |
四、核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究（论文参考文献）
- [1]核安全3级架空聚乙烯管道抗震性能研究[D]. 胡安琪. 浙江大学, 2021
- [2]核电站保护安全监测系统研究及应用[D]. 侯宇驰. 吉林大学, 2020(03)
- [3]核级主设备焊接技术探讨及展望[J]. 罗英,郑浩,邱天,黄炳炎,董元元,邱阳,余志伟. 电焊机, 2020(09)
- [4]基于反应谱法的核电桥式起重机地震响应分析[D]. 郭晓鹏. 太原科技大学, 2020(03)
- [5]三代EPR核电站核安全机械承压设备分级体系探讨[J]. 李艳东,宋玉军. 现代工业经济和信息化, 2019(06)
- [6]核电站贯穿件管道焊缝自动超声检测系统研究与开发[D]. 谌梁. 苏州大学, 2019(04)
- [7]核管道故障诊断及可靠性评估软件平台[D]. 薛琦. 电子科技大学, 2019(01)
- [8]核电试验用钢质安全壳容器结构强度设计研究[D]. 鲁旭清. 大连理工大学, 2018(07)
- [9]HDPE热熔焊管线在AP1000厂用水系统中的应用研究[D]. 曾豪. 中国石油大学(华东), 2018(09)
- [10]AP1000钢制安全壳建造工艺及质量控制关键技术[D]. 张荣俭. 中国石油大学(华东), 2018(09)