导读:本文包含了系统核论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:高空核电磁脉冲,脉冲电流注入,短波天线,浪涌保护器
系统核论文文献综述
吴刚,乐波,杨雨枫,王海洋,崔志同[1]（2019）在《短波接收天线系统核电磁脉冲注入试验》一文中研究指出为评估高空核电磁脉冲(HEMP)对某型短波接收天线系统的威胁,对包含浪涌保护器在内的天线前端设备进行HEMP传导注入试验。采用纳秒级快前沿方波源和双指数波电流源,分别测试不同浪涌保护措施的快脉冲响应。结果表明,主要由于天线末端的气体放电管在高过压比下很快动作(1ns量级)、信号浪涌保护器内瞬态电压抑制器(TVS)限幅、信号传输设备内放大器饱和限幅等多重作用,注入幅度约3.5kV的快前沿方波、电流峰值1.8kA的双指数波(20/500ns)脉冲都能及时泄放,只在传输设备输出端产生一个幅度饱和(<3V)、持续μs量级的干扰信号。对这一类低工作电压天线系统,利用基于市售浪涌保护器的多重防雷措施能够同时实现对核电磁脉冲传导环境的防护。(本文来源于《强激光与粒子束》期刊2019年09期）
亚森江·加入拉,高建民,高智勇,姜洪权[2]（2019）在《复杂机电系统核熵判别分析的异常分类方法》一文中研究指出为了解决复杂机电系统的海量数据的复杂性和动态性,以及对故障类型快速而有效地进行分类,提出一种基于信息熵的核熵判别分析—KEDA方法。首先,引入了信息熵的观点以便排除信息冗余后剩余的平均信息量能够保证异常模式的有效分类。其次,利用核熵成分分析对数据进行非线性映射和降维,为此确定基于熵的参数选取方法计算和KEDA算法步骤。从而在降维后的空间进行分类。最后,结合TE过程数据集对算法效果进行验证。通过仿真实验得知,提出的KEDA方法的识别率85%以上,表明KEDA方法比其他方法的有效性和优越性,具有一定的应用价值。(本文来源于《机械设计与制造》期刊2019年08期）
潘涛[3]（2018）在《220kV系统核相工作中存在的问题及解决措施》一文中研究指出本文根据重庆电网实际情况,对新、旧核相方法的优缺点进行对比分析,论证了220kV系统一次核相技术的优越性,该技术现已在重庆电网实际生产中得到应用,并取得良好效果。本文旨在落实国网公司对风险防控"先降后控"的管理理念,推动"一次核相"在重庆电网220kV系统中的广泛应用,减少电网风险、提高工作效率。(本文来源于《通讯世界》期刊2018年12期）
龚浩,刘映帆[4]（2018）在《35 kV变电所改造系统核相方法》一文中研究指出通过科学安排统筹保证了该变电所安全正点优质高效受电成功,且所有系统关键连接点相序全部正确,圆满完成35 kV C-GIS组合柜变电所的更新改造工作。根据改造计划,将35 kV单母分段更新改造成双母双分段的C-GIS组合式开关柜变电所,这样就解决了盘柜本身的机械故障问题,同时采用C-GIS双母双分段运行方式,系统变化灵活,满足发电机调功要求,且双母双分段设备运行更加稳定。下图为更新改造后的一次系统图。连接外部设备之前对双母双分段C-GIS进行了如下几种核(本文来源于《电气时代》期刊2018年12期）
杨建国[5]（2018）在《某铀浓缩厂废水处理系统核临界安全分析与计算》一文中研究指出在我国商用铀浓缩离心工程建设过程中,设计院在设计阶段安全分析评价过程中对工艺系统关键环节产和设备进行了核临界安全分析及计算。但是对产品容器清洗和含铀废液处理系统的临界安全仅仅进行简单的分析,没有进行系统分析和计算。某铀浓缩厂近年来对废水处理工艺系统也进行了多次改造,废水处理工艺和原设计相比改变较大,有必要对其核临界安全再次系统分析和计算。本文根据某铀浓缩厂含铀废水处理系统2010年至2012年期间运行数据,对关键工序容器清洗、废水贮存、离子交换吸附、浓缩及钠盐沉淀系统进行了临界安全分析。通过蒙特卡罗(MCNP)临界安全计算软件对废水贮存关键设备的Keff(有效增殖因素)进行了计算,废水贮存关键设备K-2贮槽、G-9MA扬液器和F6/1扬液器在油浓度为10g/L满容积条件下临界计算结果(Keff)分别为0.07467、0.07233和0.07054,验证了废水处理系统在现有的浓度控制限值(铀浓度小于10g/L)条件下,处于可靠的次临界状态。通过分析和计算,得出如下结论和建议:(1)在正常生产情况下,某铀浓缩厂含铀废水处理系统铀浓度低于10g/L的安全运行限值,远低于261g/L的次临界安全限值,容器清洗、废水处理系统处于次临界安全状态,并且有较大的安全裕量。(2)在极端条件下,容器清洗、离子交换吸附淋洗过程中可能出现铀浓度超过安全运行限值的情况,但也远低于次临界安全限值,可以通过减少产品容器残存量、加强对含铀设备中铀浓度的监测和铀总量衡算,确保设备中铀浓度和总量均小于安全运行限值,提高临界安全可靠性。(3)要确保核临界安全,除通过安全分析以外,必须使用可靠的理论计算。建议在以后的工作中,通过引进相应的临界安全计算软件和模型,对某铀浓缩厂废水处理系统和设备运行和改造过程进行全面的临界安全计算,以确保核设施的绝对安全。(4)建议在1A工程十年运行评价中对废水处理系统运行限值(临界安全部分)进行修改,使得运行限值和四期引进离心工程统一,以应用于同类铀浓缩厂日常安全规范管理。(本文来源于《南华大学》期刊2018-12-01）
周兴彬,赵永松,方海涛,曾勤,陈红丽[6]（2018）在《加速器驱动次临界系统核数据库ANDL-ADS的研发和初步测试》一文中研究指出在加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical Systems,ADS)中,散裂源中子能量可以到达上百Me V甚至Ge V,能谱分布非常复杂,已有的工作核数据库的截面数据无法满足其设计要求。传统工作核数据库的制作方法人工操作干预过多、耗时、繁琐且易出错,为此,开发出自动生成数据库程序。该程序在设计的能群结构、权重函数等参数基础上,通过程序自动生成适用于ADS系统的点状ACE格式和471群MATXS格式核数据库ANDL-ADS(Auto-generated Nuclear Date Library for ADS),支持高能中子(能量上限为150 Me V/200 Me V)的截面制作,并可根据需求进行多温截面的制作。通过不同材料的临界球、积分泄露率、高能屏蔽等基准例题的测试,初步验证了ANDL-ADS数据库的可靠性。(本文来源于《核技术》期刊2018年03期）
吴茜,李久锐,周亮,王宇,李俊梅[7]（2018）在《核电站仪控系统核级备件国产化研发质量控制》一文中研究指出商运核电站大修、预防性维护等工作中,需要对部件进行更换。目前,各系统面临备件停产、稳定性不好等问题。国产化研发过程中的质量控制是核级备件的质量得以保证的前提。基于大量核仪控系统核级备件研制经验,本文对核仪控系统核级备件国产化研发质量控制流程进行了梳理,归纳总结了控制要素,并对关键环节设计控制及设备鉴定进行了详细阐述和说明。(本文来源于《仪器仪表用户》期刊2018年02期）
李振军[8]（2017）在《低压电源系统核相方法的实例分析》一文中研究指出介绍了核相的数据测量及正常的核相方法,结合实例分析了当2个电源来自不同系统时判断2路电源相序是否正确的方法,总结了核相方法的使用原则,对实际工作中遇到的核相问题有指导作用。(本文来源于《电力安全技术》期刊2017年07期）
郭超[9]（2017）在《液态金属冷却快堆系统核热耦合分析技术的研究》一文中研究指出为了精确把握堆芯叁维动态特性及核反应堆系统瞬态工况下的安全特性,十分必要采用叁维中子物理程序与热工水力学程序耦合计算的方式,对快堆的核热耦合作用较为剧烈、功率分布变化明显的瞬态过程进行分析。本文主要研究了基于叁维核热耦合的液态金属冷却快堆系统分析技术,其中包括快堆系统分析技术、叁维中子动力学方程的求解技术和快堆叁维中子物理与热工水力耦合技术。在这些技术的基础上,分别开发了快堆系统分析程序、叁维中子物理程序和快堆叁维核热耦合程序。首先,本文研究了快堆系统分析技术。对适用于快堆系统分析的物理模型进行研究,开发出了适用于钠冷快堆的系统分析程序。研究了适用于铅冷快堆的冷却剂物性参数、流动换热关系式,并且在钠冷快堆系统分析程序现有模型的基础上,通过整合相关模型和数值计算方法,开发出了适用于铅冷快堆的系统分析程序。利用钠冷快堆系统分析程序对美国EBR-II快堆的无保护失流事故和无保护失热阱事故进行计算分析,计算结果与实验数据符合较好,验证了程序的有效性和EBR-II快堆的固有安全性。之后,利用铅冷快堆系统分析程序对SVBR 75/100的稳态工况、升降功率工况和事故工况进行计算分析,验证了程序的有效性。其次,本文研究了叁维中子动力学方程的求解技术。提出了高阶节块展开法,用于求解六角形坐标系下的叁维中子扩散方程,提高了空间离散的计算精度。之后,采用对角隐式龙格库塔法作为求解六角形坐标系下中子动力学方程的时间离散方法,提高了时间离散的计算精度。在此方法的基础上,分别开发了叁维稳态中子物理程序和叁维中子动力学程序,并利用相应的稳态基准题和瞬态基准题验证了程序的准确性。最后,研究了快堆叁维中子物理与热工水力耦合技术,其中包括适用于快堆的稳态核热耦合技术和瞬态核热耦合技术。在稳态耦合方法中,系统分析程序和中子物理程序依次计算并且互相传递数据,通过多次迭代计算得到叁维功率分布和热工水力参数。在瞬态耦合方法中,耦合形式选择一次通过式的内耦合,物理与热工水力计算不进行迭代。在时间离散方面,本文研究了一种改进的半隐式耦合格式。在时间步进控制方面,采用多级时间步长策略,中子物理程序和热工水力程序采用不同的时间步长。基于本文研究的核热耦合方法,采用模块化耦合的方式实现叁维中子物理程序与快堆系统分析程序的耦合,开发出快堆叁维核热耦合系统分析程序。利用VVER440基准题对核热耦合机理进行了验证,计算结果与参考解符合的较好,验证了核热耦合方法的有效性和叁维瞬态物理程序的准确性。然后,利用所开发的程序对SNR控制棒失控提出事故进行计算,计算结果与参考解符合较好,验证了程序的有效性。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2017-06-01）
刘自旺,刘静[10]（2016）在《第叁代压水堆核电站核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺研究》一文中研究指出通过对第叁代压水堆核电站核岛通风空调系统用核级冷却器关键技术和工艺进行研究,论证适用于核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺的可行性,并推广至所有核电站的核级冷却器。(本文来源于《制冷与空调》期刊2016年11期）
系统核论文开题报告
（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：
为了解决复杂机电系统的海量数据的复杂性和动态性,以及对故障类型快速而有效地进行分类,提出一种基于信息熵的核熵判别分析—KEDA方法。首先,引入了信息熵的观点以便排除信息冗余后剩余的平均信息量能够保证异常模式的有效分类。其次,利用核熵成分分析对数据进行非线性映射和降维,为此确定基于熵的参数选取方法计算和KEDA算法步骤。从而在降维后的空间进行分类。最后,结合TE过程数据集对算法效果进行验证。通过仿真实验得知,提出的KEDA方法的识别率85%以上,表明KEDA方法比其他方法的有效性和优越性,具有一定的应用价值。
（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。
系统核论文参考文献
[1].吴刚,乐波,杨雨枫,王海洋,崔志同.短波接收天线系统核电磁脉冲注入试验[J].强激光与粒子束.2019
[2].亚森江·加入拉,高建民,高智勇,姜洪权.复杂机电系统核熵判别分析的异常分类方法[J].机械设计与制造.2019
[3].潘涛.220kV系统核相工作中存在的问题及解决措施[J].通讯世界.2018
[4].龚浩,刘映帆.35kV变电所改造系统核相方法[J].电气时代.2018
[5].杨建国.某铀浓缩厂废水处理系统核临界安全分析与计算[D].南华大学.2018
[6].周兴彬,赵永松,方海涛,曾勤,陈红丽.加速器驱动次临界系统核数据库ANDL-ADS的研发和初步测试[J].核技术.2018
[7].吴茜,李久锐,周亮,王宇,李俊梅.核电站仪控系统核级备件国产化研发质量控制[J].仪器仪表用户.2018
[8].李振军.低压电源系统核相方法的实例分析[J].电力安全技术.2017
[9].郭超.液态金属冷却快堆系统核热耦合分析技术的研究[D].华北电力大学(北京).2017
[10].刘自旺,刘静.第叁代压水堆核电站核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺研究[J].制冷与空调.2016