一、我国首次制成核电站关键设备——堆内构件（论文文献综述）
张惠民[1]（2020）在《压水堆控制棒流致振动行为的研究》文中研究指明流致振动,即流体诱发振动是流体工程中经常出现的现象,在压水堆核电站,由于流致振动造成的事故时有发生。控制棒组件是核电站的关键部件,在控制反应堆的启停、调节反应性、特别是在紧急故障时都发挥着重要作用。反应堆控制棒组件具有细长的结构,在堆芯冷却剂的冲刷下,容易出现流致振动现象。流致振动可能导致控制棒的磨损和变形,进而影响控制棒的可靠下落,威胁到核电站的安全运行。因此,研究控制棒的流致振动行为和特性,评估其流致振动情况下的结构完整性和功能的有效性,对核电站的安全运行具有十分重要的意义。国内外针对结构的流致振动已经开展了大量的研究工作,但针对控制棒的流致振动研究还开展得较少。前人针对控制棒的流致振动行为通常采用计算分析的方法,在他们的研究中常常将控制棒流致振动行为简化为横向流冲刷下的圆柱体振动,进行包络谱的分析。但足由于控制棒是细长结构,其周围的流场比较复杂,所以这样的简化常常与实际的情况有一定的差异。此外,还有部分学者开展了基于简化模型的实验研究,由于规模的限制,这些实验通常采用缩比模型,流场也做了很多简化处理,所以实验结果和实堆情形也存在着一定的差异。因此,从工程的角度看,十分有必要更真实地获得控制棒在实堆情况下的流致振动行为。同时,也有必要为控制棒流致振动行为的评价建立更为现实的实验平台与评价方法。综上所述本研究有重要的工程价值,也有显着的学术价值。本研究首先在广泛调研国内外关于核电站控制棒及关键设备流致振动技术的研究发展现状基础上,以压水堆控制棒为主要研究对象,依托国家“大型先进压水堆核电站及高温气冷堆核电站”科技重大专项的资助,搭建了全尺度的控制棒流致振动实验台架,并采用了局部可视化的设计解决了内部结构复杂结构带来的流场与结构位移难以测量难题。在实验台架上研究了控制棒悬挂状态下流致振动特性及控制棒导向筒下部流水孔对控制棒流致振动的影响。其次,开展了控制棒流致振动数值模拟程序的开发,该程序含有流体力计算模块和结构有限元求解模块。流体力计算模块的结果可自动导入有结构限元求解模块,进行压水堆控制棒流致振动参数的求解。再次,针对目前控制棒流致振动分析中缺少专用激振谱的问题,在对功率谱密度理论和归一化方法进行深入研究的基础上,本文开展了针对控制棒的无量纲流体激振力包络谱的研究。最后,针对导向筒流水孔尺寸引发的落棒延迟和控制棒流致振动过大问题,提出了设置阻流板的新型改进方案,并对原型和改进后方案进行数值模拟计算分析,评价改进后设计的抗流致振动效果。本研究取得了如下主要成果:1.建立了一套全尺度规模的压水堆控制棒流致振动试验台架,通过数值计算与实验测量相结合的方法,验证了台架流场与实堆的一致性。该台架可以对压水堆控制棒开展流致振动工程试验,解决了我国压水堆控制棒流致振动试验缺少全尺度与真实流场试验台架的问题。2.在控制棒导向筒周围流场的数值模拟和测量试验中发现,下部流水孔对控制棒周围流场的影响较大。PIV测量的结果显示靠近流水孔处流体的流速和压力较大,流体搅混现象明显,这一结果也与前期的数值模拟结果相吻合。3.在控制棒的流致振动实验中,获得了以下结论:（1）在横向流流量小于300t/h时,控制棒的振动不明显,当流量增加到300t/h～500t/h范围时,控制棒的振动明显增强;（2）实验测得的位移数据显示,相对于纵向流引起的控制棒振动位移变化,横向流的增加对控制棒的振动影响更加剧烈,横向流是影响控制棒流致振动的主要因素;（3）提出了控制棒振动最大位移与周围流体流速的经验关系式,对控制棒的流致振动工程应用具有参考价值。4.开发了控制棒流致振动模拟程序。通过计算结果与实验测量结果的对比,验证了该程序的实用性。5.根据对实验测量结果的归纳和处理,获得了控制棒专用的考虑了纵向流影响的无量纲流体激振力包络谱,该包络谱能够有效降低目前工程设计所使用的通用谱的保守性,具有一定的工程应用价值。6.提出了新型阻流板设计方案,通过计算对比分析得到结论:八组阻流板设计方案能够有效降低控制棒导向筒内整体横向流动速度,横向流速仅为原型设计方案水平合速度的20%-30%,有利于减小控制棒流致振动振幅。在控制棒导向筒流水孔附近增加阻流板可能是解决压水堆控制棒导向筒内控制棒所受阻力与流致振动之间不平衡问题的一种有效方法。
周念[2]（2020）在《堆内构件有限元模态分析与模态试验技术研究》文中提出核电相比于火电,具有低碳、清洁、运能成本低等优点,但其安全性广受关注。为确保核电安全,按照核安全相关法规,核电设备必须通过试验检测和验证,才可投入商用。压水堆金属反射层（或称堆芯围板）、控制棒导向筒等堆内构件,用于支承堆芯结构、保证燃料组件的对中、引导控制棒棒束运动、分配冷却剂进入燃料组件流道。置于高速流动冷却剂中的堆内构件,流体绕流或转向会诱发振动,引起材料疲劳损伤、连接件松动或断裂、部件磨损,影响控制棒运动危及停堆安全。在反应堆全工况范围内,避免流体诱发振动发生是堆内构件设计的一项重要任务。压水堆堆内构件的振动模态试验,旨在检测实际堆内构件的振动固有频率和模态,校核数值模拟计算,为流动诱发振动安全性评估提供实测数据。大型核电机组堆内构件结构庞大、质量超重,振动模态试验难度超大,成功实施具有开创性意义。本文以国内某型号反应堆为研究对象,对金属反射层、控制棒导向筒、仪表导管支承柱等堆内构件,在Solid Works平台上创建三维结构模型,导入结构动力学计算平台ANSYS,进行网格划分,定义材料性能参数,并按实际构件振动模态试验的支承添加边界约束条件,经网格敏感性分析定型网格划分,分别求解出各构件的前数阶振动固有频率和对应的振型模态分布。针对金属反射层超大结构、超重质量,开发了最大冲击力可达200k N的超大力锤,构建了SIMO（单点激励多点响应）16通道振动同步测量的堆内构件振动模态试验系统,采用ME’scope模态识别软件作数据处理。基于各堆内构件动力学数值计算结果,设计了激振效果佳、振动响应好的激振点和振动测量点。国内首次在堆内构件制造现场,对金属反射层、控制棒导向筒、仪表导管支承柱等进行了振动模态试验,获得了前数阶振动固有频率和对应振型模态参数。对金属反射层,在周向和高度方向共布置了56个同时检测切向和径向振动的测点,试验显示,所开发的超大力锤可激发出足够大的振动,在ME’scope数据处理下,获得了完整振动模态分布。试验模态分析与数值模态分析对比显示:结构相对简单的仪表导管支承柱、T型支承柱、控制棒导向筒偏差在4.4%以内;结构复杂的金属反射层,除1阶（平面侧椭圆鼓曲）、2阶（弧面侧椭圆鼓曲）频率外,偏差均在7.3%以内,1阶、2阶频率偏差主要由约束条件不一致引起。试验分析得到的结果,可用于指导数值模态分析,同时校验数值分析的有限元模型,保证用于堆内构件流致振动分析的有限元模型的正确性。本文研究得到的方法和结果,将为后续同类分析提供重要的参考和借鉴。
闫国栋[3]（2019）在《基于关键路径法的HY核电项目工期优化方案研究》文中研究说明HY核电项目采用AP1000第三代核电技术,一期工程于2009年正式开工建设,2018年底正式建成投产,累计投资500亿元人民币,HY核电将为烟威地区提供可靠的清洁能源,契合新旧动能转换,促进地区经济发展,守护胶东半岛的绿水青山。但是由于核电项目建设周期长,一次性投资大,导致核电整体经济性有待提高;在地区经济发展迫切需要稳定清洁能源供给,以及RC核电一期工程、HY核电二期工程即将正式开工建设之际,在保证安全、质量的前提下,AP1000核电项目建设总工期优化已迫在眉睫。由于核电建设属于技术、工程密集型产业,施工逻辑复杂,作业相互制约,故本文运用关键路径法的思想方法,对已建成的HY核电项目一期工程进行分析,梳理、提炼出多条关键路径,对每条关键路径工期状况进行还原,剖析各个阶段的主要制约因素及影响工期,客观评估哪些工期必须占用建造关键路径,哪些工期可通过逻辑优化或强化管理手段进行优化,在充分总结HY核电项目一期工程建造经验的基础上,充分发挥模块化施工优势,合理优化建造期施工逻辑,进而提出后续项目50个月的可行性建造工期,对HY二期、RC一期等后续AP系列核电建造具有重大参考和示范意义。本文主要研究了HY核电项目建造关键路径工期管理和实践建设经验,并梳理、提炼出项目建造关键路径,分析关键路径工期延误情况及原因。通过合理优化建造施工逻辑,在确保安全、质量基础上,优化后续项目建造关键路径工期。为优化建造关键路径工期,采取多方位的保障措施,确保了后续AP系列核电项目建造50个月的可行性工期。
魏金林[4]（2018）在《基于供应链协同的C公司供应商管理研究》文中研究说明近年来,为减少温室气体排放、促进经济持续发展,我国核电建设进入了一个高速增长期。但因国内核电产业链还不够成熟,核电工程供应链上、中、下游环节信息共享和互通交流缺乏较好的信任机制和技术平台,造成核电工程总承包方与核电设备供应商之间协同性不足问题相当突出,甚至影响了核电工程总承包方的核电工程项目建设。与此同时核电工程总承包方也逐步意识到单靠一己之力无法保障核电项目的长远健康发展,只有与供应商协同运作,互补整合各自的优势资源,才能可持续发展。因此为保证核电设备供应稳定,进而保障核电工程项目的进度与质量,如何科学有效的对核电设备供应商实施协同管理,就成为核电工程总承包方的重要课题。本文基于上述产业背景,以核电工程管理企业C公司作为研究对象,通过研究我国核电设备供应现状及C公司供应商管理过程,指出C公司实施核电设备供应商协同管理的必要性。在核电工程物料战略重要性分析以及C公司供应商等级设计基础上,引入供应链协同合作层次理论构建C公司核电设备供应商协同管理综合模型。然后全面系统的从战略协同、策略协同、技术协同和文化协同等层面论述C公司核电设备供应商协同管理的具体应用和实现,以解决C公司与核电设备供应商协同性不足的问题,同时提高供应商的能力和水平,进而保障C公司的核电工程项目建设。
《南方能源建设》编辑部[5]（2016）在《第十一届中国核电技术发展高峰论坛会议综述》文中研究表明为促进核电产业安全高效发展,加快落实中国核电"走出去"战略,由上海市核电办公室和中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司（简称中国能建广东院）联合主办、中国核能行业协会和中国核工业勘测设计协会协办,诺本集团承办的第十一届中国核电技术发展高峰论坛于2016年8月26日在中国能建广东院召开。本次论坛高屋建瓴地探讨了我国核电发展的实践与展望,强调了加强安全监管对助力核电发展的重要性,探索了加强协同创新和技术创新对推动核电产业实现新突破的重要作用,介绍了我国在建的多种堆型核电厂的最新技术特点及工程建设的进展情况,包括具有自主知识产权的三代技术"华龙一号"、我国先进快堆技术、国家科技重大专项高温气冷堆示范工程等,同时就核电装备智能制造应用及通过技术创新提高电站的经济效率等进行了深入地探讨,本次论坛对推动中国核电技术的发展具有重要的意义。
张剑[6]（2015）在《压水堆核电站一回路超结构设计流量问题研究》文中研究指明核电站利用核燃料在反应堆中进行可控链式裂变反应产生能量来发电。为了使反应堆安全可靠地运行,必须持续不断地将热量导出堆外,以保证燃料元件不超温,这就需要主泵可以提供足够的一回路冷却剂流量。然而,一回路流量过大会导致反应堆压力容器内的堆内构件和燃料组件安全运行受到负面影响。因此必须对一回路冷却剂流量进行限制,通过切实有效的方法进行测量,并对测量结果进行相关评价,以确保核电站的安全运行,防止核事故的发生。针对国内在建核电机组出现过的一回路流量超结构设计流量准则的现象。本课题通过研究核电机组一回路流量测量原理,查找并分析一回路流量超过结构设计流量准则问题发生的根本原因,研究在设计上消除此问题的措施和方法,最终达到解决一回路超结构设计流量问题的目的。通过反应堆流量测量方法及不确定度的研究与分析,得出流量测量不确定度较大对流量超过原结构设计流量限值有不利贡献,可以通过使用高精度测量仪表,减少仪表传输通道环节等措施使得所测量流量精度提高。通过对一回路阻力特性及主泵扬程分析论证,得出了出现一回路流量超过原结构设计流量限值现象的原因：堆芯、反应堆结构、蒸汽发生器、主管道的阻力特性计算时存在一定的不确定度,一回路各设备的实际阻力特性相对于设计值偏小；主泵扬程特性也存在一定的不确定度,实际扬程相对于设计值偏大。在上述因素的共同作用下,导致核电厂的实际运行流量超过原结构设计流量限值的现象出现。本文在对一回路流量数据统计分析的基础上,结合国内外同类机组的运行经验反馈、三代机型（EPR、AP1000）结构设计流量准则取值依据,提出了机组的一回路结构设计流量的新准则：堆芯结构设计流量为75558m3/11,环路结构设计流量为25186m3/11。在机组的一回路结构设计流量的新准则下（堆芯结构设计流量75558m3/11及环路结构设计流量25186m3/h）,本文通过对关键设备的结构完整性分析和机组安全评价,证明新准则下设备结构完整性及机组安全能够得到保证。
吴兰强[7]（2014）在《压水堆核电站重大专项的实施管理》文中进行了进一步梳理项目管理（Project Management）就是为了实现项目目标,而对项目涉及的所有工作进行规划和组织的全过程。从项目的投资决策到项目结束的整个过程中,项目管理要在有限的资源下,运用科学的方法对项目的所有工作进行系统的管理。项目管理包括六部分的内容,它们分别是：项目计划、项目组织、项目指挥、项目协调、项目控制和项目评价。大型先进压水堆核电站重大专项是《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006—2020年）》确定的“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项的分项,是与我国建设创新型国家的发展战略紧密结合的重大科技工程,具有十分重大的战略意义和必要性。利用先进的项目管理理论,管理具有我国自主知识产权的大型先进压水堆核电站,符合国际核电技术的发展趋势,有利于我国核电产业实现跨越式发展。本文首先介绍了压水堆重大专项的背景,在总结了国内外核电发展现状和分析了核电发展趋势后,重点介绍了压水堆核电站重大专项示范工程总体技术方案和示范工程的建设,论述了重大专项的组织管理与机制创新,分析了项目的经费估算和筹资方案。最后本文通过效益和风险分析,从几方面对项目实施进行了评价,得出了切实的评价结果,认为本项目意义重大、切实可行。
王西涛,李时磊[8]（2014）在《核电用钢的研究现状及发展趋势》文中指出目前,火力发电在中国的电力供应中占80%以上,不仅消耗了大量的不可再生化石能源,还造成了严重的空气污染。随着中国对能源需求的不断增加和化石燃料消费所带来的气候变化以及资源短缺,中国加快了核电的发展步伐。截至2014年5月,中国大陆在役的核电站为21座,在建的核电站为28座,在役和在建的装机总量约为4 870万kW,但在全国电力供应的比例中仍不足2%,远低于全球核电占
倪国平[9]（2013）在《SCI集团核岛主设备中国市场营销策略研究》文中认为核能是一种安全、清洁、经济、可靠的能源。它是当前世界上唯一技术成熟的可大规模替代化石燃料提供电力的清洁能源,是减排二氧化碳的重要措施。核电产业已成为当今世界衡量一个国家经济、科技、电力、工业水平的重要标志,属于高新技术的战略产业。积极发展核电是我国能源战略的重要组成部分,是落实科学发展观,建设环境友好型、资源节约型社会的内在要求,也是优化能源结构、落实节能减排的重要举措。由于日本311福岛核事故的影响,虽然核电已经重启,但核电发展的速度减慢、发展规模缩小,核岛主设备市场容量萎缩,核岛主设备制造集团面临产能过剩、市场竞争加剧的局面。SCI集团传承了核电设备制造的历史,在新一轮的核电发展中承担了大量的核岛主设备的制造任务,对我国核电的发展起着举足轻重的作用。本文以SCI集团核岛主设备中国市场的营销策略为研究对象。运用PEST分析法分析中国核电发展环境；运用SWOT分析法分析SCI集团在竞争中的优势、劣势、机会和威胁；运用五力模型分析业主的议价能力、供应商的议价能力、替代品,着重分析核岛主设备制造集团的竞争能力和潜在的竞争者；并分析了核电业主的招投标标准。通过各方面的分析,从市场定位、品牌策略、价格策略、服务策略等方面阐述SCI集团核岛主设备在中国市场上应该运用的营销策略。
沈秋平[10]（2012）在《非能动系列核电站关键设备主要材料综述》文中研究表明1.AP1000核电站特点简介AP1000的相对于AP600的先进性和竞争力增加堆芯长度和燃料组件的数目;加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸;适当增加反应堆压力容器的高度;采用△125的蒸汽发生器;采用大型密封反应堆主泵;采用大型的稳压器;增加安全壳的高度;增加某些非能动安全系统部件的容量;增加汽轮机岛的尺寸和容量等。AP1000主要技术特点:反应堆采用西屋成熟的Model314技术,该技术已成功地用于
二、我国首次制成核电站关键设备——堆内构件（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、我国首次制成核电站关键设备——堆内构件（论文提纲范文）
（1）压水堆控制棒流致振动行为的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 基本概念及相关基础研究现状 |
| 1.2.2 核电站关键设备流致振动研究现状 |
| 1.3 本论文主要研究内容 |
| 第2章 流致振动的研究方法 |
| 2.1 理论方法 |
| 2.2 实验方法 |
| 2.3 数值计算方法 |
| 2.4 归一化方法 |
| 2.5 本研究技术路线 |
| 第3章 压水堆控制棒导向筒周围流场分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 模型建立 |
| 3.3 数值模拟结果 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 压水堆控制棒流致振动实验研究 |
| 4.1 模化分析 |
| 4.2 实验设计及装置 |
| 4.3 控制棒导向筒内外流场扰动实验 |
| 4.3.1 实验内容 |
| 4.3.2 测量方式 |
| 4.3.3 实验结果与分析 |
| 4.4 控制棒流致振动特性研究实验 |
| 4.4.1 实验内容 |
| 4.4.2 测量方式 |
| 4.4.3 实验结果与分析 |
| 4.5 实验数据不确定度分析 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 压水堆控制棒流致振动程序开发 |
| 5.1 技术路线 |
| 5.2 流体力计算模块 |
| 5.2.1 流体力的PSD谱 |
| 5.2.2 流体力的时程 |
| 5.2.3 流体力计算方法的验证 |
| 5.3 有限元求解模块 |
| 5.3.1 单元质量矩阵和刚度矩阵 |
| 5.3.2 振动方程的建立 |
| 5.3.3 方程的求解 |
| 5.3.4 有限元求解模块验证 |
| 5.4 控制棒流致振动响应计算 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 包络谱分析和归一化研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 包络谱归一化研究 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 压水堆控制棒抗流致振动新型设计 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 抗流致振动设计数值计算 |
| 7.2.1 计算模型结构 |
| 7.2.2 不同设计方案网格划分 |
| 7.2.3 主要边界条件及计算方法 |
| 7.3 计算结果分析 |
| 7.3.1 原型(改进前)方案计算结果分析 |
| 7.3.2 阻流板改进方案计算结果分析 |
| 7.3.3 不同方案下计算结果对比分析 |
| 7.4 本章小结 |
| 第8章 总结与展望 |
| 8.1 内容总结 |
| 8.2 研究特色与创新点 |
| 8.3 工作展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）堆内构件有限元模态分析与模态试验技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 数值模态分析研究现状 |
| 1.2.2 试验模态分析研究现状 |
| 1.3 本文的研究内容 |
| 第二章 堆内构件的组成与流致振动评价准则 |
| 2.1 堆内构件组成布置 |
| 2.1.1 下部堆内构件 |
| 2.1.2 上部堆内构件 |
| 2.1.3 压紧弹簧 |
| 2.2 流致振动评价准则 |
| 2.2.1 堆内构件振动特性 |
| 2.2.2 流场CFD模拟 |
| 2.2.3 流致振动载荷处理 |
| 2.2.4 流致振动响应 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 堆内构件数值模态分析 |
| 3.1 ANSYS模态分析 |
| 3.2 数值模态分析原理 |
| 3.3 堆内构件数值模态分析结果 |
| 3.3.1 仪表格架组件模态分析结果 |
| 3.3.1.1 快插组件支承柱模态分析结果 |
| 3.3.1.2 T型支承柱模态分析结果 |
| 3.3.1.3 仪表导管支承柱模态分析结果 |
| 3.3.2 支承柱模态分析结果 |
| 3.3.3 控制棒导向筒模态分析结果 |
| 3.3.3.1 上部控制棒导向筒模态分析结果 |
| 3.3.3.2 下部控制棒导向筒模态分析结果 |
| 3.3.4 金属反射层模态分析结果 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 堆内构件的试验模态分析 |
| 4.1 试验模态分析原理 |
| 4.1.1 试验方法 |
| 4.1.2 试验原理 |
| 4.1.3 试验流程 |
| 4.1.4 试验原则 |
| 4.2 试验模态分析系统 |
| 4.2.1 分析系统原理图 |
| 4.2.2 试验仪器与分析软件 |
| 4.2.2.1 振动传感器 |
| 4.2.2.2 力锤 |
| 4.2.2.3 电荷放大器 |
| 4.2.2.4 数据采集仪 |
| 4.2.2.5 信号分析软件 |
| 4.2.2.6 模态识别软件 |
| 4.3 堆内构件试验模态分析结果 |
| 4.3.1 仪表格架组件试验结果 |
| 4.3.1.1 快拆组件支承柱试验结果 |
| 4.3.1.2 T型支承柱试验结果 |
| 4.3.1.3 仪表导管支承柱试验结果 |
| 4.3.2 支承柱试验结果 |
| 4.3.3 控制棒导向筒试验结果 |
| 4.3.3.1 上部控制棒导向筒试验结果 |
| 4.3.3.2 下部控制棒导向筒试验结果 |
| 4.3.4 金属反射层试验结果 |
| 4.4 数值模态分析与试验模态分析结果对比 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 作者简介 |
（3）基于关键路径法的HY核电项目工期优化方案研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景和意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 研究内容与方法 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 研究方法 |
| 1.3.3 技术路线图 |
| 第2章 HY核电项目关键路径工期延误现状及存在问题 |
| 2.1 HY核电项目概况 |
| 2.2 HY核电项目关键路径工期延误现状 |
| 2.2.1 HY核电项目关键路径工期延误情况 |
| 2.2.2 HY核电与其他核电站建造关键路径工期延误对比 |
| 2.3 HY核电项目关键路径工期延误问题 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 基于关键路径法的HY核电项目建造关键路径工期延误分析 |
| 3.1 核岛建造关键路径工期延误情况分析 |
| 3.1.1 A关键路径延误分析 |
| 3.1.2 B关键路径延误分析 |
| 3.1.3 C关键路径延误分析 |
| 3.1.4 D关键路径延误分析 |
| 3.2 常规岛建造关键路径工期延误情况分析 |
| 3.2.1 关键路径1延误分析 |
| 3.2.2 关键路径2延误分析 |
| 3.2.3 常规岛倒送电延误分析 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 HY核电项目建造关键路径工期优化 |
| 4.1 HY核电项目核岛建造关键路径工期优化 |
| 4.1.1 HY核电项目核岛建造关键路径梳理 |
| 4.1.2 HY核电项目核岛建造关键路径A工期优化 |
| 4.1.3 HY核电项目核岛建造关键路径B工期优化 |
| 4.1.4 HY核电项目核岛建造关键路径C工期优化 |
| 4.1.5 HY核电项目核岛建造关键路径D工期优化 |
| 4.1.6 HY核电项目核岛调试关键路径工期优化 |
| 4.2 HY核电项目常规岛建造关键路径工期优化 |
| 4.3 HY核电项目建造关键路径工期优化结论 |
| 4.4 HY核电项目关键路径工期优化保障措施 |
| 4.4.1 设计保障 |
| 4.4.2 设备供货保障 |
| 4.4.3 施工保障 |
| 4.4.4 计划保障 |
| 4.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 攻读学位期发表的文章和研究成果 |
| 致谢 |
| 个人简历 |
（4）基于供应链协同的C公司供应商管理研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景及研究意义 |
| 1.1.1 选题背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 相关研究概述 |
| 1.2.1 供应链协同研究概述 |
| 1.2.2 核电设备供应商管理研究概述 |
| 1.3 研究内容及论文框架 |
| 1.3.1 论文研究目标 |
| 1.3.2 论文研究思路 |
| 1.3.3 论文研究的主要内容 |
| 1.3.4 论文基本框架 |
| 第2章 核电设备供应商协同管理的理论基础 |
| 2.1 供应链和供应链管理 |
| 2.2 供应链协同合作理论 |
| 2.3 供应商和供应商管理 |
| 第3章 C公司实施核电设备供应商协同管理的决策分析 |
| 3.1 行业背景 |
| 3.1.1 我国核电发展概况 |
| 3.1.2 核电设备的特点 |
| 3.1.3 我国核电设备供应分析 |
| 3.1.4 我国核电设备供应商存在的主要问题 |
| 3.2 C公司核电设备采购及供应商管理概况 |
| 3.2.1 C公司概况 |
| 3.2.2 C公司核电项目设备采购体系 |
| 3.2.3 C公司供应商管理过程 |
| 3.3 C公司实施供应商协同管理的必要性分析 |
| 3.3.1 供应商管理实施不到位的问题比较普遍 |
| 3.3.2 供应商协同性不足问题相当突出 |
| 3.3.3 供应商内部管理水平有待提高 |
| 3.3.4 供应商的核安全文化建设存在不足 |
| 3.3.5 实施供应商协同管理的意义 |
| 第4章 C公司核电设备供应商协同管理方案 |
| 4.1 C公司核电设备供应商协同管理综合模型的构建 |
| 4.1.1 C公司核电设备供应商分类管理设计 |
| 4.1.2 C公司核电设备供应商分级管理设计 |
| 4.1.3 C公司核电设备供应商协同层次设计 |
| 4.1.4 C公司核电设备供应商协同管理综合模型 |
| 4.2 C公司核电设备供应商协同管理内容构成 |
| 4.2.1 战略层协同 |
| 4.2.2 策略层协同 |
| 4.2.3 技术层协同 |
| 4.2.4 文化层协同 |
| 第5章 案例分析 |
| 5.1 案例背景 |
| 5.2 自主化过程中的供应商协同 |
| 5.2.1 战略层方面 |
| 5.2.2 策略层方面 |
| 5.2.3 技术层方面 |
| 5.2.4 文化层方面 |
| 5.3 供应商协同管理成效分析 |
| 5.3.1 提高经济效益 |
| 5.3.2 促进产业发展 |
| 5.3.3 传承并发扬核安全与质量文化 |
| 第6章 结论 |
| 6.1 研究结论 |
| 6.2 研究不足 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（5）第十一届中国核电技术发展高峰论坛会议综述（论文提纲范文）
| 1 主办、协办和承办单位致辞 |
| 2 论坛主题报告 |
| 2.1 大会主席李焯芬院士解读核电热点 |
| 2.2 王中堂谈技术创新国家核电的实践与展望 |
| 2.3 陈映坚谈实施AE模式,加强协同创新,推动核电产业实现新突破 |
| 2.4 裴炜谈加强安全监管,助力核电发展 |
| 2.5 Raj Bhan谈通过技术创新提高核电站的经济效率 |
| 2.6 赵博谈“华龙一号”安全设计与示范工程进展 |
| 2.7 张东辉谈我国快堆发展及研发 |
| 2.8 徐洪海谈核电装备智能制造应用研究 |
| 2.9 Dominique OCHEM谈处于通向光明未来的十字路口的中法核伙伴关系 |
| 2.1 0 任云谈华龙一号反应堆及一回路系统设计 |
| 2.1 1 王庆武谈国家科技重大专项高温气冷堆示范工程建设进展和技术特点 |
| 3 学术媒体报道 |
（6）压水堆核电站一回路超结构设计流量问题研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 本课题的研究背景 |
| 1.2 国内外相关研究概况及发展趋势 |
| 1.3 本文的主要研究工作及创新点 |
| 2 反应堆流量测量方法 |
| 2.1 基本原理 |
| 2.2 反应堆冷却剂焓值变化计算 |
| 2.3 蒸汽发生器从一回路获得的热功率计算 |
| 2.3.1 基本原理 |
| 2.3.2 蒸汽发生器出口湿蒸汽焓值计算 |
| 2.3.3 给水焓值计算 |
| 2.3.4 给水质量流量计算 |
| 2.4 一回路控制体内从外界获得的总热功率 |
| 2.5 反应堆流量测量不确定度计算 |
| 2.5.1 流量总误差 |
| 2.5.2 计算误差分析 |
| 2.6 本章小结 |
| 3 一回路系统设计流量验证 |
| 3.1 计算的假设条件及组合 |
| 3.2 一回路阻力系数计算 |
| 3.2.1 阻力系数计算方法 |
| 3.2.2 阻力计算基础参数 |
| 3.2.3 一回路系统阻力系数 |
| 3.3 对最佳估算流量和结构设计流量的复核 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 核电机组一回路流量超过结构设计流量的潜在因素分析 |
| 4.1 一回路阻力特性分析 |
| 4.1.1 反应堆压力容器内的阻力特性 |
| 4.1.2 主管道的阻力特性 |
| 4.1.3 蒸汽发生器的阻力特性 |
| 4.1.4 一回路阻力特性小结 |
| 4.2 主泵扬程特性 |
| 4.3 实际流量与设计流量偏差分析 |
| 4.4 本章小节 |
| 5 一回路超结构设计流量解决方案 |
| 5.1 试验方法优化 |
| 5.2 准则修改建议 |
| 5.2.1 对机组流量数据的统计分析 |
| 5.2.2 同类型机组的修改情况 |
| 5.2.3 处理方案建议 |
| 5.3 本章小结 |
| 6 新结构设计流量准则的综合评价 |
| 6.1 关键设备的结构完整性评价 |
| 6.1.1 燃料组件的结构完整性 |
| 6.1.2 堆内构件的结构完整性 |
| 6.1.3 主管道的结构完整性 |
| 6.1.4 SG功能影响分析 |
| 6.1.5 SG的结构完整性 |
| 6.2 安全评价 |
| 6.2.1 SLB质能释放和安全壳响应 |
| 6.2.2 二回路超压分析 |
| 6.2.3 落棒时间影响分析 |
| 6.3 流量增大后对相关系统的影响评价 |
| 6.3.1 对RCP系统主泵的影响 |
| 6.3.2 对RRA系统的影响 |
| 6.3.3 对RCV系统的影响 |
| 6.3.4 对一回路仪表的影响 |
| 6.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表学术论文情况 |
| 致谢 |
（7）压水堆核电站重大专项的实施管理（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 压水堆核电重大专项的背景及意义 |
| 1.1 项目承担单位概况 |
| 1.2 重大专项项目背景 |
| 1.3 重大专项的意义和必要性 |
| 1.4 重大专项的目标 |
| 1.4.1 总体目标 |
| 1.4.2 重大专项实施周期 |
| 第二章 项目管理综述 |
| 2.1 项目和项目管理的定义 |
| 2.2 项目管理的发展历史 |
| 2.3 项目管理的主要内容 |
| 2.4 本项目的管理 |
| 第三章 压水堆核电站重大专项的技术及市场方案 |
| 3.1 国外核电发展现状及发展趋势 |
| 3.1.1 国外核电发展现状 |
| 3.1.2 国外核电发展历程 |
| 3.1.3 国外核电发展的技术走向 |
| 3.1.4 国外核电发展的趋势 |
| 3.2 国内核电发展现状和趋势 |
| 3.2.1 国内核电发展现状 |
| 3.2.2 国内核电发展趋势 |
| 3.3 压水堆核电重大专项的技术方案 |
| 3.3.1 确定技术方案的原则 |
| 3.3.2 总体性能技术指标和技术方案 |
| 3.3.3 压水堆重大专项相比AP1000的主要技术改进和创新性 |
| 3.3.4 需要突破的关键技术 |
| 3.4 压水堆重大专项的市场方案 |
| 3.4.1 示范工程的建造目标 |
| 3.4.2 示范工程厂址选择 |
| 3.4.3 示范工程开工条件 |
| 3.4.4 示范工程的设备采购 |
| 3.4.5 示范工程的组织管理 |
| 3.4.6 示范工程建设的管理职能分配 |
| 3.4.7 示范工程的运行管理 |
| 3.4.8 示范工程的许可证申请 |
| 3.5 重大专项组织管理与机制创新 |
| 3.5.1 建立完善了压水堆专项组织管理体系 |
| 3.5.2 制定了完整的标准管理体系文件 |
| 3.5.3 形成了全面的的压水堆专项管理制度 |
| 第四章 效益及风险分析 |
| 4.1 重大专项总经费估算 |
| 4.2 重大专项分类经费估算 |
| 4.3 示范工程建造费用估算及初步经济分析 |
| 4.4 社会效益分析 |
| 4.4.1 对建设创新型国家的意义 |
| 4.4.2 贯彻落实国家新能源战略,加快我国核电的发展 |
| 4.4.3 带动核电相关技术和产业的发展,拉动经济增长、促进产业结构升级 |
| 4.4.4 重大专项的国际影响 |
| 4.5 经济效益分析 |
| 4.5.1 根据“四大效应”对商用示范核电站的比投资进行定性分析 |
| 4.5.2 根据“隔夜成本”对商用示范核电站的经济性进行定性分析 |
| 4.5.3 根据建成价比投资的估算对后续电站经济潜力进行定量分析 |
| 4.5.4 根据上网电价的初步估算对后续电站经济潜力进行定量分析 |
| 4.5.5 重大专项示范工程概算投资及上网电价 |
| 4.6 风险分析 |
| 4.6.1 技术风险分析 |
| 4.6.2 经济风险分析 |
| 4.6.3 进度风险分析 |
| 4.7 风险管理的实施 |
| 4.7.1 公司内部控制和风险管理 |
| 4.7.2 公司外部的风险管理 |
| 第五章 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者和导师简介 |
| 附件 |
（8）核电用钢的研究现状及发展趋势（论文提纲范文）
| 一、钢铁材料在核电站中的应用现状 |
| 1. 一回路管道用钢 |
| 2. 压力容器用钢 |
| 3. 蒸汽发生器用钢 |
| 4. 核级阀门用钢 |
| 5. 堆内构件用钢 |
| 二、核电用钢的国产化情况与服役安全 |
| 1. 核电关键部件用钢的国产化 |
| (1)一回路主管道的国产化 |
| (2)压力容器的国产化 |
| (3)蒸汽发生器的国产化 |
| (4)堆内构件的国产化 |
| 2. 核电用钢的服役安全 |
| (1)一回路主管道用钢的热老化脆化 |
| (2)压力容器钢的辐照脆化 |
| (3)奥氏体不锈钢及镍基合金的应力腐蚀开裂 |
| (4)复杂环境载荷下钢部件的热疲劳 |
| 三、核电用钢的未来发展趋势 |
| 1. 快堆关键部件材料的国产化研制 |
| 2. 快堆关键部件新型材料的基础研究 |
| 3. 快堆关键部件材料的寿命评价及老化管理 |
| 4. 快堆关键部件材料的研发平台建设 |
| 四、结语 |
（9）SCI集团核岛主设备中国市场营销策略研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 引言 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.1.1 行业背景 |
| 1.1.2 公司发展及现状 |
| 1.2 选题意义 |
| 1.3 研究的方法 |
| 第二章 相关理论和文献综述 |
| 2.1 相关理论 |
| 2.1.1 市场营销理论 |
| 2.1.2 企业竞争战略理论 |
| 2.2 相关分析工具 |
| 2.2.1 PEST分析法 |
| 2.2.2 波特五力模型 |
| 2.2.3 SWOT分析 |
| 2.3 相关的文献综述 |
| 第三章 中国核电市场营销环境分析 |
| 3.1 我国核电发展的历程 |
| 3.1.1 第一阶段起步 |
| 3.1.2 第二阶段发展 |
| 3.1.3 第三阶段重启 |
| 3.2 我国核电发展的现状 |
| 3.3 核电作为能源的优势 |
| 3.4 我国核电发展前景 |
| 3.4.1 未来能源消费将持续增长 |
| 3.4.2 核电在全球能源消费结构中的比重将快速上升 |
| 3.4.3 我国将安全高效发展核电 |
| 3.5 PEST分析法 |
| 3.5.1 政治因素 |
| 3.5.2 社会因素 |
| 3.5.3 经济因素 |
| 3.5.4 技术因素 |
| 第四章 核岛主设备中国市场的竞争分析 |
| 4.1 SCI集团的概况 |
| 4.1.1 A公司概况 |
| 4.1.2 B公司概况 |
| 4.1.3 C公司概况 |
| 4.2 国内主要竞争对手介绍 |
| 4.3 核岛主设备制造的特殊性和招投标的评审过程和要求 |
| 4.3.1 核岛主设备制造的特殊性 |
| 4.3.2 核岛主设备招投标的评审过程和要求 |
| 4.4 波特五力模型分析 |
| 4.4.1 供应商的讨价还价能力 |
| 4.4.2 购买者的讨价还价能力 |
| 4.4.3 行业内竞争者现在的竞争能力 |
| 4.4.4 潜在竞争者进入的能力 |
| 4.4.5 替代品的替代能力 |
| 4.5 SWOT分析 |
| 4.5.1 优势(Strength) |
| 4.5.2 劣势(Weakness) |
| 4.5.3 机遇(Opportunity) |
| 4.5.4 威胁(Threat) |
| 第五章 SCI集团的市场营销策略 |
| 5.1 市场定位 |
| 5.2 品牌策略 |
| 5.3 价格策略 |
| 5.4 服务策略 |
| 第六章 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附件 |
四、我国首次制成核电站关键设备——堆内构件（论文参考文献）
- [1]压水堆控制棒流致振动行为的研究[D]. 张惠民. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [2]堆内构件有限元模态分析与模态试验技术研究[D]. 周念. 东南大学, 2020(01)
- [3]基于关键路径法的HY核电项目工期优化方案研究[D]. 闫国栋. 哈尔滨工业大学, 2019(02)
- [4]基于供应链协同的C公司供应商管理研究[D]. 魏金林. 厦门大学, 2018(02)
- [5]第十一届中国核电技术发展高峰论坛会议综述[J]. 《南方能源建设》编辑部. 南方能源建设, 2016(03)
- [6]压水堆核电站一回路超结构设计流量问题研究[D]. 张剑. 大连理工大学, 2015(03)
- [7]压水堆核电站重大专项的实施管理[D]. 吴兰强. 北京化工大学, 2014(03)
- [8]核电用钢的研究现状及发展趋势[J]. 王西涛,李时磊. 新材料产业, 2014(07)
- [9]SCI集团核岛主设备中国市场营销策略研究[D]. 倪国平. 华东理工大学, 2013(10)
- [10]非能动系列核电站关键设备主要材料综述[A]. 沈秋平. 技术创新·企业发展——新材料与装备制造论坛文集, 2012