导读:本文包含了主冷却剂系统论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:铅冷快堆,冷却剂温度控制系统,临界开环增益,稳定性范围
主冷却剂系统论文文献综述
姚源涛,汪建业,张俊军,杨明翰[1]（2019）在《铅冷快堆冷却剂温度控制系统中流量参数稳定性分析》一文中研究指出冷却剂温度控制系统是铅冷快堆控制系统中的主要子系统之一。在对其研究过程中,系统稳定性分析是最为重要的环节与基础,其结果直接决定控制系统的运行是否安全可靠。本文主要从设计参数的角度出发,分析了恒定热功率下一、二回路冷却剂流量稳态运行值变化对冷却剂温度控制系统稳定性的影响。分析结果表明,在一回路中,提升冷却剂流量的运行稳态值对系统是否稳定不会产生影响,但较大的流量会降低系统的稳定程度,增加系统的运行风险;在二回路中,增大给水流量能明显增加系统的临界开环增益,扩大稳定范围区间,但对于系统稳定程度的影响相对有限。本研究结果将对铅冷快堆参数设计与系统安全运行提供重要参考。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年01期）
张英,陈智,李羿良[2]（2018）在《华龙一号反应堆冷却剂平均温度控制系统优化设计》一文中研究指出反应堆冷却剂平均温度控制系统是核电厂安全重要仪控系统之一,对保证核电厂的正常运行起着重要作用.为确保该控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统的控制参数进行优化设计.基于对叁代核电"华龙一号"反应堆冷却剂平均温度控制系统功能的分析,给出了控制系统结构,同时对控制通道相关环节的相互影响因素进行了说明.以此为基础,利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制参数进行了敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性,最终确定了一套较优的控制参数.所获得的控制参数已用于国内华龙一号首堆反应堆平均温度控制系统设计,可指导核电厂现场调试和电厂运行.(本文来源于《上海交通大学学报》期刊2018年S1期）
[3]（2018）在《我国核能系统冷却剂技术获新突破》一文中研究指出液态金属锂实验回路实现1 500 K稳定运行1 000 h。近日获悉:中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所项目团队研制的液态金属锂实验回路,在国内首次实现1 500 K(相当于1 227摄氏度)超高温稳定运行1 000 h,标志着我国先进核能系统液态金属冷却剂关键技术取得新突破。在研制过程中,项目团队攻克了在超高温液态锂工质环境下装置的结构应力协调、浸入式测量与(本文来源于《上海大中型电机》期刊2018年04期）
孙振[4]（2018）在《我国核能系统冷却剂技术获新突破》一文中研究指出本报合肥10月14日电 （孙振）近日获悉：中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所项目团队研制的液态金属锂实验回路，在国内首次实现1500K（相当于1227摄氏度）超高温稳定运行1000小时，标志着我国先进核能系统液态金属冷却剂关键技术取得(本文来源于《人民日报》期刊2018-10-15）
曾畅,赵禹,叶竹,任云[5]（2018）在《两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析》一文中研究指出利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。(本文来源于《核动力工程》期刊2018年S1期）
齐欢欢,姜乃斌,吴万军,黄旋,叶献辉[6]（2018）在《反应堆冷却剂系统动力分析流体附加质量研究》一文中研究指出在核电厂极限设计事故工况时,由于动力载荷的作用,反应堆冷却剂系统内部存在诸多流体与固体耦合现象,采用流体附加质量的方法等效系统内部的流固耦合现象。对反应堆冷却剂系统中存在的流固耦合附加耦合质量的计算方法进行研究,梳理燃料组件之间、吊篮与燃料组件之间、压力容器筒体与吊篮之间以及蒸汽发生器传热管之间流固耦合质量的计算方法,有效模拟流体和固体之间的耦合效应,为建立动力分析模型提供有力的技术支持。(本文来源于《机械工程师》期刊2018年08期）
张震[7]（2018）在《AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究》一文中研究指出海阳核电AP1000项目是世界第一批在建第叁代先进压水堆机组,采用的非能动安全系统技术具有无可比拟的先进性。AP1000的核心系统为反应堆冷却剂系统(RCS),相关设备与关键部件均采用质量A级、质保Ⅰ级、抗震Ⅰ类、安全Ⅰ级,开发设计、装备制造、模块安装都有最为严格的要求。在没有经验借鉴的情况下,如何在狭小的、半封闭、全密闭的施工空间内安全高效完成RCS主设备安装是一大难题。基于此,文章对RCS其主要核心设备安装技术进行简要论述。(本文来源于《中国高新科技》期刊2018年12期）
马九灵[8]（2018）在《某核电厂反应堆冷却剂泵润滑油系统相关逻辑优化》一文中研究指出本文主要从仪控角度对核电厂反应堆冷却剂泵(以下简称"主泵")润滑油系统,原有相关逻辑设计中的不足进行分析,其中包括顶轴油泵的逻辑及泄露油泵的逻辑,并给出具体的优化方案,减少主泵意外停运及相关设备意外损坏的概率,以减少可能给机组带来的损害和损失。(本文来源于《仪器仪表用户》期刊2018年05期）
杨光,钟小军[9]（2018）在《基于SDG-QTA的一回路冷却剂系统故障诊断方法研究》一文中研究指出为了保证工作人员、社会和环境免遭放射性危害的核安全最终安全目标,必须建立并维持一套有效的防护措施,以限制核电厂事故的发生,在事故发生时可以尽可能地减轻事故后果。因此,论文采用符号有向图(Signed DirectedGraph,SDG)与定性趋势分析(Qualitative Trend Analysis,QTA)结合方法对CPR1000一回路系统进行故障诊断分析。基于SDG-QTA的故障诊断方法在核电厂高效率地诊断故障,提供全部候选故障路径,并通过可信度排序遴选出可能性较大的,作为判断故障的依据,为核电厂正常运行提供了帮助。(本文来源于《舰船电子工程》期刊2018年03期）
周波,严睿,邹杨,戴叶,朱贵凤[10]（2018）在《氟盐冷却高温堆主冷却剂系统~(16)N源项分析》一文中研究指出基于SCALE6.1程序包中的叁维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆(FHR)堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了16 N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统16 N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域16 N源强分布进行研究。结果表明:当冷却剂体积流量大于4.15×102 cm3·s-1、小于4.15×106 cm3·s-1时,流动效应对主冷却剂系统内16 N源项浓度分布影响显着,在FHR的设计基准流量(4.15×104 cm3·s-1)情况下,堆芯中16 N源项占总16 N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占16 N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2018年04期）
主冷却剂系统论文开题报告
（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：
反应堆冷却剂平均温度控制系统是核电厂安全重要仪控系统之一,对保证核电厂的正常运行起着重要作用.为确保该控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统的控制参数进行优化设计.基于对叁代核电"华龙一号"反应堆冷却剂平均温度控制系统功能的分析,给出了控制系统结构,同时对控制通道相关环节的相互影响因素进行了说明.以此为基础,利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制参数进行了敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性,最终确定了一套较优的控制参数.所获得的控制参数已用于国内华龙一号首堆反应堆平均温度控制系统设计,可指导核电厂现场调试和电厂运行.
（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。
主冷却剂系统论文参考文献
[1].姚源涛,汪建业,张俊军,杨明翰.铅冷快堆冷却剂温度控制系统中流量参数稳定性分析[J].核科学与工程.2019
[2].张英,陈智,李羿良.华龙一号反应堆冷却剂平均温度控制系统优化设计[J].上海交通大学学报.2018
[3]..我国核能系统冷却剂技术获新突破[J].上海大中型电机.2018
[4].孙振.我国核能系统冷却剂技术获新突破[N].人民日报.2018
[5].曾畅,赵禹,叶竹,任云.两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析[J].核动力工程.2018
[6].齐欢欢,姜乃斌,吴万军,黄旋,叶献辉.反应堆冷却剂系统动力分析流体附加质量研究[J].机械工程师.2018
[7].张震.AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究[J].中国高新科技.2018
[8].马九灵.某核电厂反应堆冷却剂泵润滑油系统相关逻辑优化[J].仪器仪表用户.2018
[9].杨光,钟小军.基于SDG-QTA的一回路冷却剂系统故障诊断方法研究[J].舰船电子工程.2018
[10].周波,严睿,邹杨,戴叶,朱贵凤.氟盐冷却高温堆主冷却剂系统~(16)N源项分析[J].原子能科学技术.2018