导读:本文包含了应急堆芯冷却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:系统,重水,频度,管线,可靠性,隐患,核电厂。
应急堆芯冷却论文文献综述
高颖贤,张航,邱志方,刘兆东,李美福[1]（2019）在《确定论与概率论相结合的小型模块化压水堆应急堆芯冷却系统配置研究》一文中研究指出基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计,建议可取消安全级的ACC,在非能动堆芯补水箱(CMT)失效后利用其他已有注水水源来平衡设计,如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年03期）
张妍,鲁晓东,昝元锋,黄志刚,闫晓[2]（2017）在《非能动应急堆芯冷却系统短期性能对比试验研究》一文中研究指出本文利用ACP100缩小比例综合试验装置,对ACP100直接注入管线破口事故和波动管破口事故开展了试验,研究失水事故发生初期,非能动应急堆芯冷却系统的瞬态行为能力,并对比分析了两组同一破口尺寸不同破口位置的试验。试验结果表明,同一破口尺寸,直接注入管线破口事故较波动管破口事故恶劣;波动管破口事故中,低压系统和自动卸压系统的启动时间明显滞后与直接注入管线破口事故。已开展的试验结果表明,失水事故发生初期,依靠现行非能动设计的系统能够及时带走反应堆衰变余热。(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3册（核能动力分卷）》期刊2017-10-16）
孙宏伟[3]（2009）在《浅析核岛应急堆芯冷却系统复合钢管道的焊接技术》一文中研究指出针对田湾核电站EECS系统中带预堆边的复合钢管道焊接应具备的条件,焊接工艺要求进行描述,分析了复合钢管道焊接的特点,为以后同类工程的施工积累经验。(本文来源于《黑龙江科技信息》期刊2009年34期）
赵军[4]（2008）在《应急堆芯冷却系统水锤隐患的分析和防范》一文中研究指出应急堆芯冷却系统(ECC系统)是电站的专设安全系统,如果在注射过程中发生水锤,可能造成管道破裂,将严重影响到ECC系统的功能完整性,影响到堆芯的安全。根据ECC系统的功能和特点以及水锤产生的原理,对秦山第叁核电厂ECC系统中存在的水锤隐患进行了分析,并提出了消除水锤隐患的建议修改方案,以防范注射过程中发生水锤。(本文来源于《中国核电》期刊2008年04期）
赵军[5]（2008）在《应急堆芯冷却系统水锤隐患的分析和防范》一文中研究指出应急堆芯冷却系统(ECC系统)是电站的重要安全系统。本文对目前秦山叁期核电站ECC系统中存在的水锤隐患进行了分析,并根据ECC系统的功能和特点以及水锤产生的原理,提出了消除水锤隐患的建议修改方案,以防范注射过程中发生水锤。(本文来源于《中国核工业》期刊2008年05期）
乔刚[6]（2007）在《应急堆芯冷却系统电动阀的可靠性分析及试验频率优化》一文中研究指出核电厂核安全的基本目标是始终保持放射性物质的包容屏障的完整性。这种保持是依靠安全系统的可靠性来实现的。对安全相关系统设备的周期性功能试验,是保证核安全的必要手段之一。然而,定期试验的实施虽然可以保证一定的可靠性,但是过多的试验反而会带来负面效应。系统设备的频繁动作会使其零部件加速老化或发生意外损坏,并给系统引入不必要的瞬态;同时,较多的试验给操纵员增加了工作负担,也提高了人因事件的发生几率。因此,如何结合电站的运行实践,运用合理的方法,对设备试验频率进行优化就成为我们面临的一个新课题。本文以CANDU重水堆电站应急堆芯冷却系统电动重水隔离阀为主要研究对象,探索核电站安全相关系统设备可靠性分析与定期试验频率优化的方法,旨在建立一套能够根据设备具体状况评估其可靠性及确定合理的试验频率的分析管理体系。本文针对电动重水隔离阀,采用了故障模式影响分析(FMEA)方法,分析出该阀门的主要失效与故障模式,建立了故障树,并根据设备运行数据,对试验频率为每月一次、两个月一次和叁个月一次等假设条件进行了PSA分析,结果表明,即使系统不可用度和堆芯损伤概率都有相应的增加,但不可用度没有超出不可接受的范围,堆芯损伤概率并未超出安全法规要求。从本研究结果表明,将电动重水隔离阀的试验频率从每月一次调整到每两个月一次是可行的。这种优化调整在基本不降低核电站安全性的条件下,对于减少核电站运行和维护工作量、降低成本、提高效率有重要意义,同时也为申请核安全局批准采用新的试验频率奠定理论和数据基础。(本文来源于《上海交通大学》期刊2007-03-20）
庄毅,黄兴蓉,姜百华,张金山,石家娟[7]（2006）在《CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析》一文中研究指出停堆后的冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。CARR应急堆芯冷却系统是一套多功能、高度安全可靠的专设安全设施,它在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;在正常停堆和事故停堆过程中执行应急堆芯冷却功能;还执行应急热阱选择、系统供电方式、回路阻力分析、阀门开关设置等方面的处理,使系统在两种功能的切换中不需要人为操作,依靠流量的自动匹配来满足正常运行和事故运行的要求。体现了CARR的安全性、先进性和经济性。本文以核安全法规和导则为前提,以满足系统功能为基础,首先介绍了CARR应急堆芯冷却系统的功能、主要参数和流程。根据CARR的实际情况,对应急堆芯冷却系统的停堆冷却措施和典型事故进行了分析,论证了该系统是如何在正常停堆和事故停堆状态下实现非能动堆芯冷却的。(本文来源于《核动力工程》期刊2006年S2期）
宋明海[8]（2006）在《应急堆芯冷却系统重水隔离阀可靠性分析及试验频度优化》一文中研究指出本文以秦山叁期重水堆核电站应急堆芯冷却系统(ECC)重水隔离阀为例,简要分析自机组投入商业运行以来ECC重水隔离阀的可靠性,结合运行经验、工程实践和分析评价过程,提出优化试验频度的建议。(本文来源于《2006年全国机械可靠性学术交流会论文集》期刊2006-08-01）
宋明海[9]（2006）在《秦山叁期重水堆核电站应急堆芯冷却系统重水隔离阀可靠性分析及试验频度优化的探讨》一文中研究指出分析应急堆芯冷却系统重水隔离阀的可靠性,提出优化其试验频度的建议。(本文来源于《核工业集团公司第八届可靠性成果发表会论文集》期刊2006-06-30）
张培丰[10]（1998）在《对CANDU6型核电厂应急堆芯冷却系统抗震设计要求的思考》一文中研究指出1CANDU6堆应急堆芯冷却系统的抗震设计要求CANDU堆是用天然铀作燃料、用重水作慢化剂和冷却剂的一种反应堆（见图1）。堆芯的压力边界是由数百根直径为10cm的压力管组成，每个压力管内装有12或13根短的燃料棒束（0．sin）在墨厚为0．44cm压力管(本文来源于《核标准计量与质量》期刊1998年03期）
应急堆芯冷却论文开题报告
（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：
本文利用ACP100缩小比例综合试验装置,对ACP100直接注入管线破口事故和波动管破口事故开展了试验,研究失水事故发生初期,非能动应急堆芯冷却系统的瞬态行为能力,并对比分析了两组同一破口尺寸不同破口位置的试验。试验结果表明,同一破口尺寸,直接注入管线破口事故较波动管破口事故恶劣;波动管破口事故中,低压系统和自动卸压系统的启动时间明显滞后与直接注入管线破口事故。已开展的试验结果表明,失水事故发生初期,依靠现行非能动设计的系统能够及时带走反应堆衰变余热。
（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。
应急堆芯冷却论文参考文献
[1].高颖贤,张航,邱志方,刘兆东,李美福.确定论与概率论相结合的小型模块化压水堆应急堆芯冷却系统配置研究[J].核动力工程.2019
[2].张妍,鲁晓东,昝元锋,黄志刚,闫晓.非能动应急堆芯冷却系统短期性能对比试验研究[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3册（核能动力分卷）.2017
[3].孙宏伟.浅析核岛应急堆芯冷却系统复合钢管道的焊接技术[J].黑龙江科技信息.2009
[4].赵军.应急堆芯冷却系统水锤隐患的分析和防范[J].中国核电.2008
[5].赵军.应急堆芯冷却系统水锤隐患的分析和防范[J].中国核工业.2008
[6].乔刚.应急堆芯冷却系统电动阀的可靠性分析及试验频率优化[D].上海交通大学.2007
[7].庄毅,黄兴蓉,姜百华,张金山,石家娟.CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析[J].核动力工程.2006
[8].宋明海.应急堆芯冷却系统重水隔离阀可靠性分析及试验频度优化[C].2006年全国机械可靠性学术交流会论文集.2006
[9].宋明海.秦山叁期重水堆核电站应急堆芯冷却系统重水隔离阀可靠性分析及试验频度优化的探讨[C].核工业集团公司第八届可靠性成果发表会论文集.2006
[10].张培丰.对CANDU6型核电厂应急堆芯冷却系统抗震设计要求的思考[J].核标准计量与质量.1998
论文知识图
