一、核电站蒸汽发生器的修理（论文文献综述）
Solomykov Aleksandr[1]（2020）在《核能供热的中俄比较及基本热负荷优化研究》文中认为随着中国城市化进程的快速发展,集中供热能源需求不断增长,节能减排压力随之增加。目前,中国面临着调整能源结构和改善大气环境质量的迫切需要,寻找有效、可靠、经济的清洁供热能源的相关课题越来越受到重视。核能是真正意义上的清洁能源,其环保性、高能量密度性以及稳定性等优势是核能供热技术研究的起点。目前,中国核能供热技术正处于起步阶段,在设计、施工、运行管理、标准规范等各方面都亟待开展系列深入的研究。首先,详细梳理了俄罗斯与中国核能供热技术发展的历程。将俄罗斯的核能供热归纳为五个发展阶段,中国有四种核能供热技术在不同时期得到发展。分析了俄罗斯核能供热关键技术及其主要技术参数,包括AST-500反应堆的低温核能供热、核电站汽轮机组抽汽供热以及目前世界领先的漂浮式核能热电厂,并与中国低温核能供热堆及核电站汽轮机组抽汽供热技术进行了对比,指出俄罗斯目前核能供热技术以核电站汽轮机组抽汽供热为主;给出了俄罗斯和中国未来核能供热战略政策的对比;对与核能供热密切相关的长输供热管网技术也进行了比对分析;对俄罗斯和中国的核电站通风技术标准进行了对比研究,梳理了两国相关标准体系,进行了中俄两国核电站通风技术标准化相互借鉴探析,为进一步完善两国核电站暖通空调标准及防火规范提出了相关建议。研究表明:中国和俄罗斯在核能供热领域具有很强的互补性,俄罗斯成熟的核能热电联产技术和经验对中国发展核能供热具有较大的参考价值。其次,研究了低温核能供热堆最佳基本热负荷比例。在分析中国低温核能供热堆供需矛盾的基础上,提出基于反应堆功率调节范围及热负荷延续时间图的低温核能供热堆热负荷比例确定方法。在低温核能供热堆功率条件而范围为20%时,以东北地区典型城市为例,计算出低温核能供热堆最佳基本热负荷比例为0.30.5。针对中国非供暖期集中供热负荷较低的问题,提出提高低温核能供热堆热负荷因子的措施,包括跨季节蓄热系统、供热及海水淡化联供以及冷热联产技术。再次,基于一次能源相对节约率（RPES）建立核能热电联产热化系数优化模型,研究了核能热电联产的优化基本热负荷。通过对常规热电厂与核能热电厂评价指标的综合分析,以核能热电联产系统的最大一次能源相对节能率作为目标函数,建立了核能热电联产热化系数优化模型;同时,建立了核能热电联产系统的能耗及供热量等重要参数的计算方法;对核能热电联产最佳热化系数进行多因素多水平正交试验分析,确定了核能热电联产最佳热化系数的关键影响因素敏感性排序。对中国北方集中供热区的92座城市进行了主要影响因素对核电站供热系统最佳热化系数影响分析。研究结果表明,在6个主要条件参数中,供暖热负荷延续时间曲线的无因次量β与最佳热化系数相关度最高。得到了在不同影响因素变化范围内的最佳热化系数回归公式。在不考虑常年性热负荷条件下,综合考虑其他主要影响因素,基于一次能源相对节约率模型估算的核电站供热系统最佳热化系数范围为0.6130.735。
梅金娜,韩姚磊,储平平,薛飞,彭群家[2]（2018）在《核电站蒸汽发生器的积污问题》文中研究指明核电站的蒸汽发生器（SG）在运行期间,管板表面、传热管表面、支撑板表面以及传热管和支撑板的间隙处均发现积污问题。SG中的积污不仅会加剧SG腐蚀损伤,而且会引起SG蒸汽出口压力降低等问题,影响核电站的安全经济高效运行。本文基于文献阐述了SG中积污（管垢和泥渣）的形成机制、影响因素和危害,并概述了积污的检测、清洗和控制方法。
刘奕伽[3]（2016）在《AP1000给水控制系统中蒸汽发生器的建模与分析研究》文中指出在压水堆核电站中,一回路与二回路的换热是通过蒸汽发生器这一设备进行的。作为一回路和二回路之间的枢纽,其作用不仅是将一回路冷却剂从堆芯带出的热量传给二回路,它还是分隔一次侧和二次侧工质的屏障。它能否正常运行直接关系到整个核电站的安全运行。给水控制系统（Feedwater Control System,简称FWS）,又称为蒸汽发生器液位控制系统,该系统经由调节流入蒸汽发生器的给水流量来达到控制蒸汽发生器液位的目的。给水控制系统的调节目标有着明显的非线性和时变性,“虚假液位”的存在使蒸汽发生器液位控制变得十分困难。蒸汽发生器在其供水流量,特别是蒸汽流量大范围变化时,会出现“虚假液位”现象,目前电站中大部分因蒸汽发生器故障而造成的紧急停堆事故都是由于“虚假液位”现场而引起。对国外的现役压水堆电站的调查指出,核电站停堆事故中30%以上是由蒸汽发生器供水系统所引发的,即液位控制不当造成的。而预期外的紧急停堆事故会使降低核电站的可用性,并且导致严重的经济损失,因此蒸汽发生器在核动力装置中居重要地位,其运行的正常与否严重影响着核动力装置运行的安全可靠性。基于该原因,采用非能动核电站设计理念的美国已经使用了一系列分析软件对蒸汽发生器的运行进行了大量的研究。本课题集中于蒸汽发生器的建模和仿真。本文旨在依据蒸汽发生器的工作流程和工作条件,将蒸汽发生器分为16个控制机构,并建立相应的数学模型。选用SIMULINK仿真软件对创建的数学模型进行仿真。本文说明了当前模型的建模范围,并进一步对给水控制系统的模型进行详细的解析,最后进行了总结。对蒸汽发生器工况仿真,与商用软件RELAP5响应曲线进行比较,验证了本文所推导的数学模型是正确的。仿真结果可以反映出蒸汽压力、一次侧工质出口温度以及二次侧水位的变化情况,可以对蒸汽发生器的实际运行进行指导,并对供水控制系统的运作具有指导和参考作用,也为给水控制系统的设计和改进提供了理论及数据支持。
张晓春[4]（2016）在《蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板设计研究》文中研究表明蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板是核电站在在役检修过程中必不可少的一种专用检修工具。在停堆换料时,通过在蒸汽发生器的进口和出口管嘴安装管嘴堵板将蒸汽发生器水室封头与换料水池隔离以允许蒸汽发生器的检修工作与反应堆的换料工作同时进行。本论文以研发出满足三代非能动核电使用要求的蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板为目标。通过对于现役电厂的调查研究、功能分析总结归纳出管嘴堵板的性能要求。管嘴堵板主要由金属支撑板、密封气囊组成。管嘴堵板的承压能力主要依靠金属支撑板来实现,需要保证其承压能力。管嘴堵板主要依靠水室封头管嘴与金属支撑板间密封气囊的形变来实现其密封功能。本论文通过设备的材料选型及三维建模完成金属支撑板的设计工作。并采用有限元对几种不同结构的金属支撑板在承压情况下的应力及变形情况进行了比较分析。通过比较有限元分析结果选取了较优方案。在保证金属支撑板承压能力的基础上有效降低了设备的整体质量。通过材料的选型及结构优化设计完成了多道密封相组合形式气囊的设计工作,通过工艺设计对于气囊成型过程中可能存在的问题进行了优化设计,提高了密封气囊的性能。在完成样机的设计及制造后,通过一系列验证性试验对管嘴堵板性能进行了验证,以确保所研发出蒸汽发生器管嘴堵板功能性和可靠性。本论文综合考虑了设备的可靠性、工程的经济性以及检修工作便捷性等要求,所研发的蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板可直接应用于我国第三代核电项目,相关试验情况也可为其他电站的蒸汽发生器管嘴堵板的设计改进提供参考。
杨柳[5]（2014）在《蒸汽发生器单向流固耦合数值研究》文中指出流固耦合现象在核电站中广泛存在,尤其是在压水堆核电站的蒸汽发生器中,该现象引起的应力腐蚀、微振磨损等问题,严重影响传热管的使用寿命。因此,蒸汽发生器流固耦合的研究在提高蒸汽发生器的完整性和安全性等方面具有重要意义。本文以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理,建立了耦合一、二次侧及传热管的三维单元管物理模型;采用两流体模型和热相变模型,利用CFX软件,进行了蒸汽发生器热工水力特性的数值研究,得到了一次侧、二次侧及传热管各区域关键参数的局部分布规律。另外,基于ANSYS-WORKBENCH平台,将流体计算结果传递给结构计算,实现了蒸汽发生器单向流固耦合,得到了传热管热应力和热变形的局部分布规律;通过对比支撑板与传热管之间有、无缝隙两种结构蒸汽发生器的流体与结构的计算结果,揭示了缝隙对蒸汽发生器热工水力特性及传热管应力、应变的影响规律。计算结果表明:二次侧传热系数的模拟结果与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合;二次侧截面平均流速和传热系数在支撑板处急剧变化,缝隙处的质量含汽率高于流水孔处,流体平均流速小于流水孔处;传热管内壁热应力略高于外壁,二者沿轴向高度的变化趋势基本一致;在支撑板位置传热管热应力沿圆周方向呈周期性波动,传热管内、外壁热应力的变化趋势恰好相反,内壁热应力的变化幅度小于外壁;无缝隙结构支撑板处传热管的热应力大于有缝隙结构,其热应力沿圆周方向的变化幅度约是有缝隙结构的两倍;通过对传热管热变形的计算,获得了传热管在各个方向的位移大小,计算结果可用于对传热管变形趋势的预测,为蒸汽发生器的设计和安装提供参考依据。
刘亚锦[6]（2012）在《核电站蒸汽发生器动态安全评估体系与方法》文中研究表明蒸汽发生器是核电站大型、关键设备,蒸汽发生器的结构完整性直接关系到核电站的安全可靠运行,因此核电站蒸汽发生器的动态安全评估是国内外相关科研机构一直在探讨的问题。与国外核电发达国家相比,我国目前蒸汽发生器动态安全评估在管理体系、评估技术和数据库建设方面都存在不少的问题。本文以加快蒸汽发生器动态安全评估数据库系统建设,提高数据库系统的服务水平为目标,利用知识网格在知识共享与协同方面的优势,以及本体在知识表达方面表现出来的特性,并借鉴多尺度的思想,建立了个在线的、支持知识共享、远程协作和动态交互的蒸汽发生器动态安全评估系统,为快速提供评估结果、正确制定维护决策提供有力支持。利用知识网格在知识共享与协同方面的优势,以实现设备动态安全评估的知识共享、远程协作和动态交互为目标,建立了基于知识网格的有多重知识、多组信息和多方面资源支持的动态安全评估体系结构。在该体系结构中,资源节点之间相互开放、共享资源信息,由网格技术服务平台统一管理和调度,为不同企业、制造厂商、科研院所等提供其所需的知识服务。根据目前蒸汽发生器动态安全评估中存在的问题及实际需求,提出了基于多尺度的蒸汽发生器动态安全评估方法。多尺度思想的应用使得蒸汽发生器动态安全评估焦点能够集中在对蒸汽发生器安全、可靠运行有重要影响的关键核心部件上,提高了蒸汽发生器动态安全评估工作的经济性、适度性和均衡性。针对蒸汽发生器动态安全评估领域在知识表达和信息组织等方面存在的问题,将本体技术引入到该领域的概念建模中来,提出了蒸汽发生器动态安全评估知识本体表达S-F-P-A模型,对基于本体的蒸汽发生器动态安全评估知识本体分类体系和表达方法进行了研究,在一定程度上规范了蒸汽发生器动态安全评估领域知识的描述,实现了领域内知识的重用、共享和交互,从而为实现蒸汽发生器动态安全评估的远程协作、知识共享提供了可能。在上述研究的基础上,设计并开发了蒸汽发生器动态安全评估系统,建立了以实际应用为目标的蒸汽发生器动态安全评估系统功能模型,对系统的总体功能和数据库进行了设计,并展示了系统在国内某核电站的实际应用效果,验证了上述研究成果在蒸汽发生器动态安全评估工作中的可行性和实用性。最后,系统地总结了本文的主要研究成果,并指出了进一步的研究方向。
冯利法,未永飞,闫国华[7]（2011）在《蒸汽发生器传热管衬管技术研究》文中研究表明核电站蒸汽发生器是将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备,其运行的可靠性直接关系着核电站的安全性与经济性。蒸汽发生器传热管的泄漏将导致放射性物质释放到二回路,甚至排放到大气中,造成严重的放射性污染。总结了国外各种衬管技术及其在核电站的实际应用,根据核电站反馈的经验概述了各种衬管技术的优缺点,在此基础上,研究了适用我国实际情况的衬管技术,并进行了试验。该衬管技术融合了液压胀接、钎焊和钨极气体保护焊技术,具有重要的实用意义。
袁曹龙[8]（2010）在《核电站蒸汽发生器用600镍基合金腐蚀行为的研究》文中认为600镍基合金是一种镍-铬-铁基固溶强化合金,具有良好的耐高温腐蚀和抗氧化性能、优良的冷热加工和焊接工艺性能。由于其优异的性能,故成为核电站蒸汽发生器的机构材料和传热管用材,但是由于其工作环境的特殊性,在实际运用过程中也遇到了各类比较严重的腐蚀情况,如应力腐蚀、间晶腐蚀、间晶应力腐蚀、管壁耗蚀等腐蚀等形式。据研究资料报道,在核动力装置的停堆事故中,70%以上是由于蒸汽发生器蒸汽管破裂引起的,严重影响了核电站运行的安全性、可靠性和经济性。如何减小和防止传热管破裂,保证核电站蒸汽发生器的可靠性,延长使用寿命是目前面临的重要课题之本文以用作核电站蒸汽发生器传热管材料的600镍基合金为研究对象。在常温条件下,运用线性极化法、塔菲尔极化曲线法及交流阻抗法等电化学手段,研究了600镍基合金在不同浓度电解质溶液中的电化学行为,如NaOH、Na2SO4、Na2S2O3、Na3PO4、Na2CO3等,铅元素以及pH值对其腐蚀行为的影响,分析其腐蚀机理及影响因素。研究发现：在碱性范围内,随着溶液pH值的升高,镍基合金的腐蚀速度呈增大趋势；电解质的存在对600镍基合金的腐蚀有很大的加速作用,并且随着电解质浓度的增大,其腐蚀趋势明显增大,其中NaOH、Na3PO4、NaCl的影响最大,Na2SO4和Na2S2O3的影响次之。利用高压反应釜,在不同工况（温度、压力）条件下,实验了600镍基合金在不同电解质溶液中的高温高压腐蚀行为,利用高倍反射光学显微镜观察试片的表面腐蚀状况,结果发现试片表面生成了一层致密的氧化膜,但在较高浓度的NaCl、Na2SO4溶液中,试片出现了点腐蚀现象,且在NaCl溶液中同时还发生了晶间腐蚀。运用原子吸收光谱仪器分析高温腐蚀反应后的溶液成分,发现600镍基合金表现出去合金化的脱Cr、脱Fe腐蚀。
刘飞[9]（2009）在《核电厂计算机化操作规程系统研究》文中认为核动力装置的运行安全一直是核能界关注的重要问题。核能界进行了许多卓有成效的研究。其中一个研究领域集中在操纵员对异常事件和紧急工况的响应。目前我国核电厂使用基于事件的应急操作规程,这种规程存在不足之处,世界上主要核电国家都在研制基于征兆的应急操作规程。智能技术在运行领域中的应用成为操作规程系统的发展趋势。本文分析了国内外核电厂事故处理规程研究现状,综合运用核动力运行理论、人工智能理论等多学科知识,对计算机化规程的理论和方法进行了研究,开发了一套基本的计算机化操作规程系统。本文的主要工作有：（1）本文在分析核电厂运行过程的特点后提出开发计算机化操作规程系统的总体方案,提出的系统的硬件设计和软件选择方案为保证系统的可靠性提供了基础。（2）本文研究了运行过程中出现的典型异常征兆的诊断方法,提出关键安全功能异常模糊诊断策略,将专家诊断异常和消除异常的经验归纳整理,作为计算机诊断异常和提供指导操作的依据。（3）在对核电厂事故分析的基础上,确定六种关键安全功能如水装量、次临界、功率导出、蒸汽发生器完整性、蒸汽发生器水装量、安全壳完整性来评判运行过程工况,并结合专家经验和检测条件,确定了各类别的表征参数。（4）运用Vxworks系统和C++语言进行编程,程序在仿真机上进行调试并实现规程的计算机化显示。最后对实验结果进行了分析和探讨。通过实验程序实现了预想的功能,系统可根据事故的征兆给出相应的操作指导,提高了规程使用的有效性和处理事故的可靠性。（5）计算机化规程系统能够存储和显示正常操作规程和应急操作规程,并且比文本规程显示更多的信息。多种显示元素的使用克服了文本规程手册的限制。利用彩色图形窗口技术向操纵员提供规程信息,还可以显示出提示和报警信息。运行状态图与规程的结合能够给操纵员提供操作的反馈,帮助操纵员理解装置整体状态。本文的研究内容和结论对于我国核电厂的运行安全的提高有着十分重要的理论意义与实用价值。
秦建华[10]（2008）在《秦山第二核电厂二回路水质问题及对策研究》文中提出秦山第二核电厂两台机组在商运初期二回路水质不佳,不能满足核电厂化学控制的要求,与国际同行差距较大。若二回路水质问题长期得不到解决,会对二回路系统设备特别是蒸汽发生器造成腐蚀和损害,影响电厂的长期、安全、经济运行。而且按照电厂运行技术规格书的规定,若水质条件达不到规范的要求,将可能导致机组降负荷甚至停堆,从而对电厂运行带来严重影响。因此尽快找到引起水质不良的原因并采取对策,是秦山第二核电厂在运行初期的重要技术课题之一。本文采用鱼刺图的方法对涉及二回路水质的各个环节进行分析,结合电厂运行的二回路水化学参数变化特点及趋势分析,排除了其中大部分无关因素,确定了引起二回路水质问题的主要原因,并制定相应的对策来改善水化学状况。主要原因及其对策如下:（1）凝结水精处理系统混床树脂再生液碱不纯引起系统运行出水氯离子含量高,从而导致蒸汽发生器排污水中氯离子浓度高,通过加强对再生剂品质分析监督和承运商管理得以解决。（2）凝结水精处理混床再生系统树脂交叉污染引起系统运行“漏钠”,从而导致蒸汽发生器排污水中钠离子浓度居高不下,通过实施技术改造,改进再生设备和工艺,降低树脂交叉污染率,并采用对再生后的阴树脂实施氨淋洗技术,使系统出水中钠离子大大降低。（3）针对凝结水精处理系统漏树脂问题,每次大修检查树脂捕捉器并消除缺陷,基本得到解决。（4）针对二回路腐蚀产物较多的现象,通过提高二回路水汽系统的pH值以降低材料的冲蚀和腐蚀、在凝汽器热阱增设磁性过滤器除铁腐蚀产物以及更换部分管道材料等措施来逐步改善。（5）针对大修后启动过程的二回路水质问题,通过调整精处理系统运行参数、优化二回路冲洗过程、延迟疏水切换回除氧器以及优化排污系统运行方式等措施后,启动水质已经明显提高。（6）针对二回路补水不良的问题,通过增加反渗透装置,提高补水水质并大大减少了树脂再生频度。经过两到三年的努力,秦山第二核电厂二回路水质状况比原来有了很大改善,电厂WANO化学指标已经接近WANO中值水平。本论文是对秦山第二核电厂二回路水质问题解决过程的一个回顾与总结。在中国核电大发展的背景下,对秦山第二核电厂二回路水质问题进行研究并找到有效对策,所获得的经验对已经运行或者建设中的核电厂可以起到借鉴和指导作用。
二、核电站蒸汽发生器的修理（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：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（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。
三、核电站蒸汽发生器的修理（论文提纲范文）
（1）核能供热的中俄比较及基本热负荷优化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究进展 |
| 1.2.1 核能供热技术发展及研究现状 |
| 1.2.2 核能供热系统的基本热负荷 |
| 1.3 研究内容与技术路线 |
| 1.3.1 研究目标 |
| 1.3.2 主要研究内容 |
| 1.3.3 本研究技术路线 |
| 2 中俄核能供热技术发展与关键技术的对比 |
| 2.1 中俄核能供热技术发展历程分析 |
| 2.1.1 俄罗斯核能供热技术发展历程 |
| 2.1.2 中国核能供热技术发展历程 |
| 2.2 中俄核能供热的关键技术的对比 |
| 2.2.1 俄罗斯核能供热的关键技术 |
| 2.2.2 中国核能供热的关键技术 |
| 2.2.3 中俄核能供热的关键技术对比 |
| 2.3 中俄核能供热经验及发展战略对比 |
| 2.3.1 俄罗斯核能供热经验及发展战略 |
| 2.3.2 中国核能供热经验及发展战略 |
| 2.4 中俄长输供热管网技术对比研究 |
| 2.4.1 俄罗斯长输供热管网技术 |
| 2.4.2 中国长输供热管网技术 |
| 2.4.3 中俄长输供热管网技术对比探析 |
| 2.5 中俄核电站通风系统设计标准的对比 |
| 2.5.1 核电站通风系统特点 |
| 2.5.2 俄罗斯核电站通风系统设计标准体系及特点 |
| 2.5.3 中国核电站通风系统设计标准体系及特点 |
| 2.5.4 中俄核电站通风系统设计标准体系对比分析 |
| 2.6 俄罗斯核能供热技术对中国的相互借鉴 |
| 2.7 本章小结 |
| 3 低温核能供热堆的基本热负荷分析 |
| 3.1 低温核能供热堆设计及运行的基本参数 |
| 3.1.1 低温核能供热堆基本热负荷比例 |
| 3.1.2 低温核能供热堆热负荷因子 |
| 3.1.3 核反应堆的功率调节范围 |
| 3.2 低温核能供热堆的供热能力及运行特点 |
| 3.2.1 低温核能供热堆的功率调节范围分析 |
| 3.2.2 中国集中供热系统全年热负荷变化特点 |
| 3.2.3 中国低温核能供热堆的供需矛盾分析 |
| 3.3 低温核能供热堆最佳基本热负荷比例分析 |
| 3.3.1 前苏联低温核能供热站的基本热负荷比例 |
| 3.3.2 中国低温核能供热系统热负荷类型的确定 |
| 3.3.3 中国低温核能供热堆基本热负荷确定方法 |
| 3.4 提高低温核能供热堆热负荷因子措施的分析 |
| 3.4.1 跨季节蓄热系统 |
| 3.4.2 水热联产技术 |
| 3.4.3 冷热联产技术 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 基于一次能源相对节约率的核能热电联产热化系数优化 |
| 4.1 核能热电联产的热力学评价指标 |
| 4.1.1 热电联产系统能源利用效率 |
| 4.1.2 热电分产系统能源利用效率 |
| 4.1.3 热电联产系统一次能源相对节约率(RPES) |
| 4.1.4 热电联产系统的热化系数 |
| 4.1.5 热力网输送效率 |
| 4.2 基于RPES的核能热电联产热化系数优化模型建立 |
| 4.2.1 核能热电联产一次能源相对节约率计算模型 |
| 4.2.2 核能热电联产与热电分产系统能耗的计算 |
| 4.2.3 核能热电联产供热量的计算 |
| 4.2.4 基于RPES的核能热电联产热化系数优化模型 |
| 4.3 核能热电联产热化系数优化模型关键控制变量的确定 |
| 4.3.1 核能热电联产二回路热力系统的控制变量 |
| 4.3.2 供热系统的控制变量 |
| 4.4 核能热电联产最佳热化系数影响因素分析 |
| 4.4.1 基于正交试验的热化系数影响因素敏感性分析 |
| 4.4.2 气候参数对最佳热化系数的影响 |
| 4.4.3 长输供热管网输送效率对最佳热化系数的影响 |
| 4.4.4 锅炉房热效率对最佳热化系数的影响 |
| 4.4.5 核电站汽轮机组抽汽热功率对最佳热化系数的影响 |
| 4.4.6 一次管网输送效率对最佳热化系数的影响 |
| 4.5 本章小结 |
| 结论 |
| 展望 |
| 参考文献 |
| 附录A 主要符号表 |
| 攻读硕士学位期间发表学术论文情况 |
| 致谢 |
（2）核电站蒸汽发生器的积污问题（论文提纲范文）
| 1 SG积污形成机制及影响因素 |
| 1.1 沉积物前驱体 |
| 1.2 管垢 |
| 1.3 泥渣 |
| 2 SG积污分布、危害及检测 |
| 2.1 SG积污分布 |
| 2.2 积污危害 |
| 2.3 SG积污检测 |
| 3 SG积污清洗 |
| 3.1 化学清洗 |
| 3.2 水力冲洗 |
| 4 SG积污控制 |
| 5 总结与展望 |
（3）AP1000给水控制系统中蒸汽发生器的建模与分析研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究的目的和意义 |
| 1.2 研究背景 |
| 1.2.1 给水控制系统法规、标准符合性概述 |
| 1.2.2 蒸汽发生器法规、标准符合性概述 |
| 1.2.3 研究现状 |
| 1.3 课题研究的内容和目的 |
| 第二章 给水控制系统简介 |
| 2.1 给水控制系统描述 |
| 2.1.1 主给水输送 |
| 2.1.2 来自主给水泵的启动给水输送 |
| 2.1.3 来自启动给水泵的启动给水输送 |
| 2.1.4 蒸汽发生器湿保养时给水管道的使用 |
| 2.1.5 主给水流量测量 |
| 2.2 给水控制系统运行与性能 |
| 2.2.1 电厂正常运行工况 |
| 2.2.2 电厂瞬态和事故工况 |
| 2.2.3 系统异常工况 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 蒸汽发生器的数学模型 |
| 3.1 蒸汽发生器概述 |
| 3.1.1 蒸汽发生器的发展 |
| 3.1.2 蒸汽发生器的分类 |
| 3.2 蒸汽发生器的工作原理与结构 |
| 3.3 AP1000 蒸汽发生器 |
| 3.3.1 技术特点 |
| 3.3.2 功能设计描述 |
| 3.3.3 主要部件 |
| 3.4 蒸汽发生器的数学建模 |
| 3.4.1 建模概述 |
| 3.4.2 蒸汽发生器的数学模型 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 蒸汽发生器参数计算及仿真系统 |
| 4.1 设计参数 |
| 4.2 结构参数 |
| 4.3 传热系数模型 |
| 4.4 热工稳态计算 |
| 4.5 动态仿真系统 |
| 4.6 蒸汽发生器模型验证 |
| 4.6.1 RELAP5 简介 |
| 4.6.2 蒸汽发生器RELAP5 建模及稳态调试 |
| 4.6.3 模型仿真验证 |
| 4.7 本章小结 |
| 第五章 总结 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（4）蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板设计研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题的意义及国内外研究现状综述 |
| 1.1.1 课题的来源 |
| 1.1.2 课题研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板结构介绍 |
| 1.4 研究技术路线 |
| 第二章 金属支撑板设计 |
| 2.1 金属支撑板的结构设计 |
| 2.1.1 进口管嘴堵板金属支撑板结构设计 |
| 2.1.2 出口管嘴堵板金属支撑板 |
| 2.2 金属支撑板的计算分析 |
| 2.2.1 进口管嘴堵板金属支撑板受力分析 |
| 2.2.2 出口管嘴堵板金属支撑板受力分析 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 密封气囊设计 |
| 3.1 气囊材料选取 |
| 3.1.1 辐照老化 |
| 3.1.2 物理性能 |
| 3.1.3 热老化 |
| 3.2 气囊结构设计 |
| 3.2.1 底部充气气囊结构设计 |
| 3.2.2 侧面充气气囊结构设计 |
| 3.3 密封气囊工艺设计 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 试验 |
| 4.1 试验台架 |
| 4.2 临界试验 |
| 4.2.1 耳状气囊临界试验 |
| 4.2.2 湿囊/干囊密封临界试验 |
| 4.3 拆装试验 |
| 4.3.1 折叠试验 |
| 4.3.2 耳状气囊疲劳试验 |
| 4.3.3 拆装试验 |
| 4.4 功能验证性试验 |
| 4.4.1 封堵试验 |
| 4.4.2 精度验证试验 |
| 4.4.3 管嘴堵板预警试验 |
| 4.4.4 热老化后封堵试验 |
| 4.4.5 密封气囊承压能力试验 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 本文的不足及展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（5）蒸汽发生器单向流固耦合数值研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究目的及意义 |
| 1.2 国内外研究现状及发展方向 |
| 1.2.1 蒸汽发生器内的汽液两相流 |
| 1.2.2 蒸汽发生器传热管热应力 |
| 1.2.3 流固耦合数值模拟 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 蒸汽发生器热工水力模拟的数学模型 |
| 2.1 一次侧及传热管的控制方程 |
| 2.2 二次侧流动与沸腾传热模型 |
| 2.2.1 湍流模型 |
| 2.2.2 壁面函数模型 |
| 2.2.3 Particle模型 |
| 2.2.4 热相变模型 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 流固耦合分析基础 |
| 3.1 流固耦合方法简介 |
| 3.1.1 流固耦合模拟的几种方法 |
| 3.1.2 ANSYS流固耦合理论 |
| 3.2 传热管热应力数学模型 |
| 3.2.1 热应力基本概念 |
| 3.2.2 含温度变化的广义虎克定律 |
| 3.2.3 热弹性力学的平衡微分方程 |
| 3.2.4 热弹性体的边界条件 |
| 3.3 传热管温度场有限元解法 |
| 3.3.1 单元上构造温度插值函数 |
| 3.3.2 单元分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 蒸汽发生器热工水力特性数值模拟 |
| 4.1 数值模拟方案 |
| 4.1.1 物理模型 |
| 4.1.2 网格划分 |
| 4.1.3 边界条件 |
| 4.2 蒸汽发生器热工水力特性分析 |
| 4.2.1 流速特性分析 |
| 4.2.2 压力特性分析 |
| 4.2.3 温度特性分析 |
| 4.2.4 传热特性分析 |
| 4.2.5 含汽率特性分析 |
| 4.3 缝隙对热工水力特性的影响 |
| 4.3.1 流动特性的影响 |
| 4.3.2 传热特性的影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 蒸汽发生器传热管热应力计算 |
| 5.1 热应力分析基本步骤 |
| 5.2 物理模型的建立 |
| 5.2.1 物理模型及网格划分 |
| 5.2.2 材料属性 |
| 5.2.3 加载及约束 |
| 5.3 热应力结果分析 |
| 5.3.1 传热管热应力分析 |
| 5.3.2 传热管的变形分析 |
| 5.4 缝隙对传热管热应力的影响 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（6）核电站蒸汽发生器动态安全评估体系与方法（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 引言 |
| 1 绪论 |
| 提要 |
| 1.1 论文研究背景和意义 |
| 1.2 蒸汽发生器动态安全评估内涵及原理 |
| 1.2.1 蒸汽发生器动态安全评估内容框架 |
| 1.2.2 蒸汽发生器动态安全评估概念及内容 |
| 1.3 蒸汽发生器动态安全评估研究综述 |
| 1.3.1 蒸汽发生器主要老化失效模式 |
| 1.3.2 蒸汽发生器动态安全评估研究现状 |
| 1.4 本文主要研究内容 |
| 2 基于知识网格的动态安全评估体系研究 |
| 提要 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 知识网格 |
| 2.2.1 知识网格的概念及发展 |
| 2.2.2 知识网格的体系结构研究 |
| 2.2.3 知识网格的应用研究 |
| 2.3 知识网格在动态安全评估中的应用 |
| 2.3.1 基本思想 |
| 2.3.2 应用模式 |
| 2.3.3 应用优势 |
| 2.4 基于知识网格的动态安全评估体系结构 |
| 2.4.1 基于知识网格的动态安全评估体系结构 |
| 2.4.2 网格技术服务平台基本组织结构 |
| 2.4.3 资源节点的管理与调度 |
| 2.4.4 应用实例 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 基于多尺度的蒸汽发生器动态安全评估方法研究 |
| 提要 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 蒸汽发生器尺度分析 |
| 3.2.1 尺度分析的目的和原则 |
| 3.2.2 尺度分析方法 |
| 3.2.3 尺度分析实例 |
| 3.3 基于多尺度的蒸汽发生器动态安全评估 |
| 3.3.1 基于多尺度的动态安全评估方法 |
| 3.3.2 多尺度动态安全评估准则 |
| 3.3.3 多尺度动态安全评估实例 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 基于本体的蒸汽发生器动态安全评估知识表达方法研究 |
| 提要 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 本体 |
| 4.2.1 本体的定义 |
| 4.2.2 本体的作用 |
| 4.3 本体与蒸汽发生器动态安全评估知识表达 |
| 4.3.1 蒸汽发生器动态安全评估知识 |
| 4.3.2 基于本体的蒸汽发生器动态安全评估知识表达 |
| 4.3.3 蒸汽发生器动态安全评估知识本体分类体系 |
| 4.4 蒸汽发生器动态安全评估知识本体表达模型 |
| 4.5 蒸汽发生器动态安全评估知识本体表达实例 |
| 4.6 本章小结 |
| 5 蒸汽发生器动态安全评估系统开发与应用 |
| 提要 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 蒸汽发生器动态安全评估系统总体设计 |
| 5.2.1 系统设计目标 |
| 5.2.2 系统总体结构 |
| 5.3 SGDSA原型系统设计 |
| 5.3.1 SGDSA系统功能分析 |
| 5.3.2 系统总体功能设计 |
| 5.4 SGDSA系统应用实例 |
| 5.4.1 蒸汽发生器老化敏感性分析 |
| 5.4.2 蒸汽发生器动态安全评估 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 结论与展望 |
| 6.1 主要研究成果 |
| 6.2 进一步研究方向 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的学术论文 |
| 攻读博士学位期间参与的科研项目 |
| 致谢 |
（7）蒸汽发生器传热管衬管技术研究（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 国外衬管技术及应用 |
| 1.1 胀接衬管 |
| 1.2 胀接与钎焊衬管 |
| 1.3 焊接衬管 |
| 1.4 激光焊接衬管 |
| 2 技术特点分析 |
| 3 衬管技术的开发与试验 |
| 4 结语 |
（8）核电站蒸汽发生器用600镍基合金腐蚀行为的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 蒸汽发生器(SG)传热管的腐蚀情况及研究现状 |
| 1.2.1 蒸汽发生器(SG)材料的腐蚀类型 |
| 1.2.2 材料因素的影响 |
| 1.2.3 应力的影响 |
| 1.2.4 环境因素的影响 |
| 1.3 研究内容和方法 |
| 第二章 实验方法及设计方案 |
| 2.1 电化学实验设计方案 |
| 2.1.1 工作电极的制备 |
| 2.1.2 试剂及材料 |
| 2.1.3 实验仪器 |
| 2.1.4 实验体系 |
| 2.1.5 测试方法及步骤 |
| 2.2 电化学研究方法 |
| 2.2.1 塔菲尔极化曲线法 |
| 2.2.2 交流阻抗法 |
| 2.3 高温腐蚀实验设计方案 |
| 2.3.1 试剂及材料 |
| 2.3.2 实验仪器 |
| 2.3.3 实验内容 |
| 2.3.4 实验步骤 |
| 2.4 重量法 |
| 2.5 原子吸收光谱法 |
| 2.5.1 原子吸收光谱概述 |
| 2.5.2 原子吸收光谱的特点 |
| 第三章 电化学实验结果及分析 |
| 3.1 去离子水中的电化学行为讨论 |
| 3.1.1 Tafel线性极化结果讨论 |
| 3.1.2 交流阻测试结果讨论 |
| 3.2 不同pH值溶液中的电化学行为讨论 |
| 3.2.1 交流阻抗测试结果讨论 |
| 3.2.2 Tafel曲线测试结果讨论 |
| 3.2.3 线性极化曲线测试结果讨论 |
| 3.3 铅对材料腐蚀影响的讨论 |
| 3.3.1 交流阻抗测试结果讨论 |
| 3.3.2 Tafel测试结果及分析 |
| 3.4 中性介质中的电化学行为讨论 |
| 3.4.1 NaCl溶液中的电化学测试结果 |
| 3.4.2 Na_2SO_4溶液中的电化学行为讨论 |
| 3.5 碱性介质溶液中的电化学行为讨论 |
| 3.5.1 NaOH溶液中的电化学行为讨论 |
| 3.5.2 Na_2S_2O_3溶液中的电化学行为讨论 |
| 3.5.3 Na_3PO_4溶液中电化学行为的讨论 |
| 3.6 各种阴离子影响下的腐蚀行为讨论 |
| 3.6.1 Tafel线性极化曲线法结果讨论 |
| 3.6.2 600镍基合金的交流阻抗结果讨论 |
| 3.7 本章结论 |
| 第四章 高温腐蚀实验结果及讨论 |
| 4.1 160℃条件下NaCl溶液中的腐蚀结果及讨论 |
| 4.1.1 试片的腐蚀结果讨论 |
| 4.1.2 原子吸收光谱结果讨论 |
| 4.2 160℃条件下NaOH溶液中的腐蚀结果及讨论 |
| 4.2.1 试片的腐蚀结果讨论 |
| 4.2.2 原子吸收光谱结果讨论 |
| 4.3 300℃条件下Na_2SO_4溶液中的腐蚀结果及讨论 |
| 4.3.1 试片的腐蚀结果讨论 |
| 4.3.2 原子吸收光谱结果讨论 |
| 4.4 300℃条件下Na_2CO_3溶液中的腐蚀结果及讨论 |
| 4.4.1 试片的腐蚀结果讨论 |
| 4.4.2 原子吸收光谱结果讨论 |
| 4.5 本章结论 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录 |
（9）核电厂计算机化操作规程系统研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 计算机化操作规程系统研究意义 |
| 1.2 核电厂运行操作规程的发展 |
| 1.2.1 国外核电厂应急操作规程的发展 |
| 1.2.2 国内核电厂应急操作规程的发展 |
| 1.3 计算机化规程技术基础和工程问题 |
| 1.3.1 计算机化规程技术基础 |
| 1.3.2 计算机化规程的工程问题 |
| 1.4 论文的研究内容与结构 |
| 第2章 计算机化操作规程系统的总体设计 |
| 2.1 计算机化操作规程系统总体目标 |
| 2.1.1 计算机化操作规程系统的功能 |
| 2.1.2 计算机化操作规程系统的运行要求 |
| 2.2 计算机化操作规程系统总体方案 |
| 2.2.1 各模块的功能和要求 |
| 2.2.2 系统工作流程 |
| 2.3 计算机化操作规程系统软硬件要求 |
| 2.3.1 系统硬件设计方案 |
| 2.3.2 系统软件选择方案 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 核电厂征兆导向应急操作规程研究 |
| 3.1 征兆导向规程设计原则 |
| 3.2 征兆导向规程的结构 |
| 3.2.1 运行过程中关键设备的维护 |
| 3.2.2 征兆导向规程的初始导向原则 |
| 3.2.3 核动力装置的稳定 |
| 3.2.4 征兆导向规程的退出 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 核动力装置异常征兆的检测 |
| 4.1 核动力装置的异常征兆 |
| 4.1.1 异常征兆的特点 |
| 4.1.2 异常征兆的类型 |
| 4.2 异常征兆的诊断策略 |
| 4.2.1 计算机能够监测的运行限值和条件 |
| 4.2.2 安全限值与安全系统整定值 |
| 4.2.3 异常征兆规则推理诊断 |
| 4.2.4 模糊理论的运用 |
| 4.3 关键安全功能的模糊判定 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 计算机化操作规程显示研究 |
| 5.1 计算机化规程显示技术 |
| 5.2 计算机化规程界面的设计 |
| 5.2.1 规程界面设计原则 |
| 5.2.2 规程界面的颜色 |
| 5.2.3 规程界面的文字 |
| 5.2.4 操纵员的参与 |
| 5.3 计算机化操作规程的显示方案 |
| 5.3.1 正常操作规程的显示方案 |
| 5.3.2 应急操作规程的显示方案 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 计算机化操作规程系统的实现 |
| 6.1 计算机化操作规程系统设计 |
| 6.1.1 本运行规程的功能和内容 |
| 6.1.2 本运行规程的设计 |
| 6.2 系统开发过程 |
| 6.2.1 开发工具的选择 |
| 6.2.2 系统的测试与运行 |
| 6.3 计算机化操作规程系统的软件实现 |
| 6.4 系统功能验证 |
| 6.4.1 正常操作规程显示的应用 |
| 6.4.2 应急操作规程显示的应用 |
| 6.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（10）秦山第二核电厂二回路水质问题及对策研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 课题研究的现实意义 |
| 1.3 秦山第二核电厂二回路水化学相关系统和工艺流程简介 |
| 1.4 秦山第二核电厂二回路水化学管理的主要内容 |
| 1.4.1 秦山第二核电厂二回路水汽系统主要的水质参数 |
| 1.4.2 秦山第二核电厂二回路水化学的主要内容 |
| 1.4.3 二回路水化学管理目标 |
| 1.5 压水堆核电机组与常规火电机组二回路水化学管理的比较 |
| 1.6 核电厂二回路水化学管理的长远意义 |
| 1.7 本章小结 |
| 第二章 蒸汽发生器水质――二回路化学管理的核心 |
| 2.1 蒸汽发生器的功能 |
| 2.2 蒸汽发生器的特征 |
| 2.3 蒸汽发生器的水化学管理历史 |
| 2.4 减少和降低蒸汽发生器内部结构腐蚀 |
| 2.5 水化学管理对蒸汽发生器寿命的重要意义 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 秦山第二核电厂二回路水质问题及成因分析 |
| 3.1 秦山第二核电厂二回路水质主要问题 |
| 3.1.1 WANO 化学指标远远高于WANO 中值 |
| 3.1.2 蒸汽发生器排污水杂质离子含量偏高 |
| 3.1.3 阳离子电导率高 |
| 3.1.4 二回路腐蚀产物较多 |
| 3.2 引起二回路水质问题的原因分析 |
| 3.2.1 鱼刺图 |
| 3.2.2 凝汽器本体 |
| 3.2.3 凝结水系统 |
| 3.2.4 凝结水精处理系统 |
| 3.2.5 给水系统 |
| 3.2.6 蒸汽发生器排污系统 |
| 3.2.7 蒸汽发生器 |
| 3.2.8 检修过程引入杂质 |
| 3.2.9 大修后启动阶段的水质控制 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 秦山第二核电厂二回路水质问题对策 |
| 4.1 针对凝结水精处理系统（ATE）出水水质不良的对策 |
| 4.1.1 影响系统出水水质的原因分析 |
| 4.1.2 混床树脂再生系统改造前的对策 |
| 4.1.3 混床树脂再生系统改造必要性和可行性分析 |
| 4.1.4 混床树脂再生系统改造方案 |
| 4.1.5 混床树脂再生系统改造方案实施及效果评价 |
| 4.1.6 针对精处理混床漏树脂的对策 |
| 4.2 针对二回路补水引起阳电导率升高的对策 |
| 4.3 针对腐蚀产物的对策 |
| 4.3.1 改进二回路水汽系统的材料状况 |
| 4.3.2 提高pH 降低FAC 速率 |
| 4.3.3 根据pH 控制需要选择合适的调节剂 |
| 4.3.4 凝汽器热阱增加磁栅过滤器除铁 |
| 4.3.5 大修期间的水汽系统保养 |
| 4.4 大修后机组启动期间二回路水质控制措施 |
| 4.4.1 保证凝结水精处理系统全流量处理净化 |
| 4.4.2 改进凝结水和给水回路的冲洗方式 |
| 4.4.3 增加主给水泵和净凝结水泵及其上下游管道冲洗 |
| 4.4.4 调整系统冲洗死角的换水时间 |
| 4.4.5 调整汽水分离再热器和高加疏水切换时间 |
| 4.4.6 优化蒸汽发生器排污系统的运行方式 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 全文总结 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
四、核电站蒸汽发生器的修理（论文参考文献）
- [1]核能供热的中俄比较及基本热负荷优化研究[D]. Solomykov Aleksandr. 大连理工大学, 2020(02)
- [2]核电站蒸汽发生器的积污问题[J]. 梅金娜,韩姚磊,储平平,薛飞,彭群家. 腐蚀科学与防护技术, 2018(04)
- [3]AP1000给水控制系统中蒸汽发生器的建模与分析研究[D]. 刘奕伽. 上海交通大学, 2016(03)
- [4]蒸汽发生器一次侧水室封头管嘴堵板设计研究[D]. 张晓春. 上海交通大学, 2016(01)
- [5]蒸汽发生器单向流固耦合数值研究[D]. 杨柳. 哈尔滨工程大学, 2014(04)
- [6]核电站蒸汽发生器动态安全评估体系与方法[D]. 刘亚锦. 武汉大学, 2012(06)
- [7]蒸汽发生器传热管衬管技术研究[J]. 冯利法,未永飞,闫国华. 压力容器, 2011(04)
- [8]核电站蒸汽发生器用600镍基合金腐蚀行为的研究[D]. 袁曹龙. 长沙理工大学, 2010(05)
- [9]核电厂计算机化操作规程系统研究[D]. 刘飞. 哈尔滨工程大学, 2009(04)
- [10]秦山第二核电厂二回路水质问题及对策研究[D]. 秦建华. 上海交通大学, 2008(08)