导读:本文包含了停堆工况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:工况,核电厂,重水,环路,单相,功率,措施。
停堆工况论文文献综述
曹玲[1]（2019）在《CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析》一文中研究指出反应堆主热传输系统需要考虑系统散热的影响,根据散热情况设置保温。压水堆电厂在冷停堆工况下只需要维持在较低的温度下,而钠冷快堆以液态金属钠作为冷却剂,其热传输性能远高于水,且其温度必须维持在一定温度以上不能使钠凝固。本文通过分析CFR600冷停堆工况下主系统的热源和散热情况,建立主系统热平衡分析模型,编制计算程序,为后续进行热平衡计算、为CFR600维持稳定运行工况提供技术参考。(本文来源于《科技视界》期刊2019年18期）
刘红倩,康长虎,刘水清[2]（2017）在《HFETR不同停堆工况碘坑深度研究》一文中研究指出本文采用CELL程序和ECP493程序对HFETR不同停堆工况碘坑深度进行了比较研究,计算结果表明:反应堆运行功率低,停堆后碘坑深度较浅;降功率停堆比快速停堆后的碘坑深度要浅,反应堆重达临界的时间要短,但快速停堆的经济性要高;在寿期初停堆比寿期末停堆的碘坑深度要浅。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第7册（计算物理分卷、核物理分卷、粒子加速器分卷、核聚变与等离子体物理分卷、脉冲功率技术及其应用分卷、核工程力学分卷）》期刊2017-10-16）
陈丽辉,钟山[3]（2015）在《核电厂停堆工况下安全事项重要度确定程序研究》一文中研究指出在研究国外先进经验的基础上,重点阐述了核电厂停堆工况下反应堆监督事项重要度确定程序(SDP)的评估方法和流程,并结合中国核电机组实际运行情况,对停堆SDP在国内的适用性进行分析,以便为丰富核安全监管手段提供支持。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第四卷）——中国核学会2015年学术年会论文集第10册（核安全分卷）》期刊2015-09-21）
孙婧,郭强[4]（2014）在《典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究》一文中研究指出本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为叁代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。(本文来源于《北京核学会第十届（2014年）核应用技术学术交流会论文集》期刊2014-11-27）
孙婧,郭强[5]（2014）在《典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究》一文中研究指出本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为叁代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2014年S1期）
苑景田,佟立丽,曹学武[6]（2014）在《重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析》一文中研究指出对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。(本文来源于《核科学与工程》期刊2014年02期）
苑景田,佟立丽,曹学武[7]（2014）在《重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析》一文中研究指出使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型(Churchill-Chu和McAdams模型)进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2014年03期）
何建东,仇永萍,张琴芳,安洪振,李茂林[8]（2013）在《低功率及停堆工况PSA中的电厂运行状态分析》一文中研究指出电厂运行状态(POS)分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300 MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和内容为国内开展此项工作提供了参考。(本文来源于《核安全》期刊2013年02期）
赵博,李晓明,李琳[9]（2012）在《百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价》一文中研究指出对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。(本文来源于《核动力工程》期刊2012年03期）
詹文辉,张琴芳[10]（2011）在《低功率及停堆工况期间主泵误启动引起硼稀释事件分析》一文中研究指出在开展核电厂低功率及停堆工况概率安全评价(LP/SD PSA)过程中,除考虑导致电厂丧失堆芯热移出功能的事件外,还需要考虑多种引发硼稀释的事件。论文结合恰希玛核电厂2期工程设计,分析了在反应堆升功率运行过程中,不恰当主泵运行可能引发堆芯反应性事故情况,并用事件树分析方法得出可能导致堆芯损伤的两个序列情景,为LP/SD PSA定量化提供依据。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第2册（铀矿冶分卷、核能动力分卷（上））》期刊2011-10-11）
停堆工况论文开题报告
（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：
本文采用CELL程序和ECP493程序对HFETR不同停堆工况碘坑深度进行了比较研究,计算结果表明:反应堆运行功率低,停堆后碘坑深度较浅;降功率停堆比快速停堆后的碘坑深度要浅,反应堆重达临界的时间要短,但快速停堆的经济性要高;在寿期初停堆比寿期末停堆的碘坑深度要浅。
（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。
停堆工况论文参考文献
[1].曹玲.CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析[J].科技视界.2019
[2].刘红倩,康长虎,刘水清.HFETR不同停堆工况碘坑深度研究[C].中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第7册（计算物理分卷、核物理分卷、粒子加速器分卷、核聚变与等离子体物理分卷、脉冲功率技术及其应用分卷、核工程力学分卷）.2017
[3].陈丽辉,钟山.核电厂停堆工况下安全事项重要度确定程序研究[C].中国核科学技术进展报告（第四卷）——中国核学会2015年学术年会论文集第10册（核安全分卷）.2015
[4].孙婧,郭强.典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究[C].北京核学会第十届（2014年）核应用技术学术交流会论文集.2014
[5].孙婧,郭强.典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究[J].原子能科学技术.2014
[6].苑景田,佟立丽,曹学武.重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析[J].核科学与工程.2014
[7].苑景田,佟立丽,曹学武.重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析[J].原子能科学技术.2014
[8].何建东,仇永萍,张琴芳,安洪振,李茂林.低功率及停堆工况PSA中的电厂运行状态分析[J].核安全.2013
[9].赵博,李晓明,李琳.百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价[J].核动力工程.2012
[10].詹文辉,张琴芳.低功率及停堆工况期间主泵误启动引起硼稀释事件分析[C].中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第2册（铀矿冶分卷、核能动力分卷（上））.2011
论文知识图
