导读:本文包含了核动力装置论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:核动力,装置,系统,敏感性,贫化铀,屏蔽,技术。
核动力装置论文文献综述
李勇,王苇,姚世卫,魏伟,肖颀[1]（2019）在《摇摆条件对船用核动力装置凝结水射流泵空化特性影响数值研究》一文中研究指出船用核动力装置受空间布置限制,凝结水(凝水)系统灌注高度小,凝水泵运行过程易发生汽蚀。为解决该问题,在凝水泵入口前设置凝水射流泵,以提升凝水泵入口压力、改善凝水泵汽蚀性能。然而,凝水射流泵自身也存在空化风险,特别是在摇摆条件下,凝水射流泵入口压力与流体质点受力发生变化,对凝水射流泵空化特性造成重要影响。采用计算流体力学方法,分别对凝水射流泵处于稳态工况及2种摇摆工况下的空化特性进行分析。结果表明:稳态工况下,凝水射流泵流场内空化体积分数很小,喷嘴出口与喉管前端是易空化的2个位置,工作水温升对空化特性有较大影响;摇摆条件导致凝水射流泵空化增长、扬程降低,且随着摇摆周期的减小而影响加剧;当横摇周期为3s时,凝水射流泵出现严重空化,扬程大幅波动且显着低于额定扬程,存在完全丧失增压能力的风险,影响凝水系统运行稳定。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年05期）
王珏,王琮,刘建阁,李龙泽[2]（2019）在《浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性》一文中研究指出为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。(本文来源于《舰船科学技术》期刊2019年19期）
王飞,宋辉[3]（2019）在《核动力装置混合式状态监测系统的研究》一文中研究指出为了保障核动力装置安全、可靠地运行,避免重大事故发生,对核动力装置开展状态监测技术的研究十分重要。本文以民用核动力装置为研究对象,对一回路系统典型故障进行分析,选取特征参数并提取其征兆信息;采用混合式状态监测方法开展状态监测与故障诊断研究,故障识别效果良好,可以为核动力装置的安全运行与决策提供借鉴。(本文来源于《核安全》期刊2019年04期）
余航,赵新文,傅晟威[4]（2019）在《船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究》一文中研究指出针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题,利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响,结果表明:止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低;密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端,最大变形量位于阀门前后部位;密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大;由于高温高压的作用,密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙,易发生泄漏,且该间隙随温度的降低而扩大,可能加剧泄漏。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年04期）
刘绍强,张宏越,谭怡,吕焕文,王霜[5]（2019）在《船用核动力装置辐射安全技术研究》一文中研究指出辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需求角度,归纳了两者的总体发展目标,梳理了各自的重难点技术,最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图,为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年04期）
张永发,蒋立志,蔡琦[6]（2019）在《基于HFR的核动力装置非能动系统敏感性分析方法研究》一文中研究指出敏感性分析应用于反应堆非能动系统热工水力过程的不确定性分析和可靠性分析,能够定量识别对系统热工水力行为具有重要影响的不确定性输入参数。基于混合随机均衡-傅里叶幅度敏感性测试(HFR)方法,以某型核动力装置非能动余热排出试验系统作为算例进行全局敏感性分析研究,仿真结果证明了HFR方法的可行性与正确性。敏感性分析给出了系统输入参数重要度随时间的变化规律以及系统稳定运行时输入参数的重要度排序,分析结果有助于指导系统的设计优化及运行管理。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年02期）
宋英明,张宇,卢川,谭磊,王浩然[7]（2019）在《贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析》一文中研究指出贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰艇核动力装置对辐射防护的具体要求,针对舰艇反应堆四层叁维屏蔽结构简化模型,利用蒙特卡罗方法模拟计算了贫化铀材料对中子、γ射线的屏蔽性能,通过与铅、钨、铸钢等材料进行对比分析,初步说明了贫化铀或贫化铀混合物用于舰艇核动力装置辐射防护材料的可行性。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年02期）
郭志家,张金山,衣大勇,彭朝晖,范月容[8]（2019）在《空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验》一文中研究指出控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年07期）
黄轲,张洧川,何小鹏,孙琦,李昱[9]（2019）在《基于3keymaster的核动力装置循环水系统对象和控制系统建模与仿真研究》一文中研究指出某核动力装置循环水系统采用汽动循环水泵,涉及设备种类多,对象特性复杂,因此有必要对其进行对象和控制系统的建模仿真分析。3keymaster仿真平台是一个功能全面,具有图形化建模功能的热工仿真分析平台,基于其对循环水系统进行建模并完成了瞬态工况仿真。仿真结果表明:所建立的模型能够正确模拟循环水系统瞬态变化,所建立的控制系统满足控制要求。(本文来源于《科技视界》期刊2019年08期）
何川,邹全,李松发,王江文,戴斌[10]（2019）在《核动力装置的事故诊断系统》一文中研究指出本文基于事故处置规程研究了核动力装置的事故诊断问题。通过对规程中事故诊断程序的分析,建立事故-征兆映射体系的数学模型,清晰地描述了征兆与事故之间的映射关系;基于事故-征兆矩阵提出了缺失有效数据诊断事故的方法,阶段I利用矩阵筛选出可能的事故集合,阶段II通过计算观测矢量与参考矢量间的几何距离评价阶段I的筛选结果;最后,基于两阶段判别设计了核动力装置事故诊断系统,并连接事故仿真程序PCTRAN/PWR,进行了在线仿真诊断测试,验证了事故诊断系统的有效性。(本文来源于《核安全》期刊2019年01期）
核动力装置论文开题报告
（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：
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。
（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。
核动力装置论文参考文献
[1].李勇,王苇,姚世卫,魏伟,肖颀.摇摆条件对船用核动力装置凝结水射流泵空化特性影响数值研究[J].核动力工程.2019
[2].王珏,王琮,刘建阁,李龙泽.浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性[J].舰船科学技术.2019
[3].王飞,宋辉.核动力装置混合式状态监测系统的研究[J].核安全.2019
[4].余航,赵新文,傅晟威.船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究[J].核动力工程.2019
[5].刘绍强,张宏越,谭怡,吕焕文,王霜.船用核动力装置辐射安全技术研究[J].核动力工程.2019
[6].张永发,蒋立志,蔡琦.基于HFR的核动力装置非能动系统敏感性分析方法研究[J].核动力工程.2019
[7].宋英明,张宇,卢川,谭磊,王浩然.贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析[J].核科学与工程.2019
[8].郭志家,张金山,衣大勇,彭朝晖,范月容.空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验[J].原子能科学技术.2019
[9].黄轲,张洧川,何小鹏,孙琦,李昱.基于3keymaster的核动力装置循环水系统对象和控制系统建模与仿真研究[J].科技视界.2019
[10].何川,邹全,李松发,王江文,戴斌.核动力装置的事故诊断系统[J].核安全.2019
论文知识图
