导读:本文包含了一回路论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:一回路,压水堆,焊后热处理,焊接金属
一回路论文文献综述
马佳荣,张锟,崔同明,吕战鹏[1]（2019）在《焊后热处理对52M焊接金属在压水堆一回路水中应力腐蚀开裂性能的影响》一文中研究指出新型压水堆核电站中常采用52M镍基合金作为焊接金属,焊接低合金钢(LAS)材质的SA508III反应堆压力容器管嘴与不锈钢材质的316L主管道安全端,构成SA508III-52M-316L异种金属焊接接头(DMWJ)。在SA508III-52M熔合线附近,52M合金隔离层过渡区部分具有复杂的微观组织结构,展现出不同于母材金属的非均匀性特征,如枝晶取向、合金元素浓度梯度、残余应力/应变分布和特殊晶界类型等。这些特征可能影响镍基焊接金属在压水堆一(本文来源于《第十届全国腐蚀大会摘要集》期刊2019-10-24）
张锟,马佳荣,崔同明,贾一波,吕战鹏[2]（2019）在《镍基焊接金属微结构及其在压水堆一回路水中的氧化行为》一文中研究指出异种金属焊接接头的结构完整性与服役性能对核电站的安全平稳运行有很重要的意义,其中低合金钢与镍基合金的熔合线附近存在很明显的元素稀释。本实验对异种金属接头的微观组织以及氧化膜进行了表征,包括金相,EBSD以及显微硬度。根据EDS结果确定了52M焊接金属中存在两个元素浓度梯度。52M合金焊缝金属的浸泡样品取自与低合金钢熔合线(FB)距离1.1mm,2.3mm,10mm处,分别为第一稀释区,第二稀释区和52M合金的未稀释区。第二稀释区中的Cr和Ni含量低于第一稀释区中的Cr和Ni含量,但又低于未稀释区中的Cr和Ni含量。浸泡实验是在配有循环水系统的模拟PWR一回路水中进行,时间为100h与400h。这些52M合金样品在325℃的模拟压水堆一回路水中形成的氧化膜是叁层结构,外层氧化膜为较大并且稀疏的富Fe氧化物,次外层为小而致密的富Cr氧化物颗粒,最内层即靠近氧化膜/基体界面处为Cr的氧化物颗粒。随着距熔合线的距离增加,次外层氧化膜的厚度减小。在浸入100 h的样品上形成的氧化膜的形态从针状颗粒变为小颗粒。随着距离熔合线距离的增加,针状氧化物的比例逐渐减少,大颗粒的比例增多,同时随着距离熔合线距离的增加,大颗粒的数目逐渐减少,内层氧化膜逐渐稀疏,并且还有部分区域未被腐蚀。在氧化膜/基体界面处存在Cr的稀释,随着与FB的距离增加,基体材料的Cr浓度增加,Cr的稀释区宽度增加,TEM-EDS线扫描的结果显示400h浸泡样的氧化膜由外层到内层的Cr增加,Ni减少。(本文来源于《第十届全国腐蚀大会摘要集》期刊2019-10-24）
闫红林,王俭秋,张志明,韩恩厚[3]（2019）在《辐照对核用304不锈钢在模拟核电一回路水中沿晶腐蚀的影响》一文中研究指出奥氏体不锈钢由于良好的机械性能和优异的耐蚀性,被广泛应用于生产制造核反应堆堆内构件。过去几十年的经验显示,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)已经成为堆内构件的主要失效形式之一。研究表明,辐照可以导致材料的微观结构、化学组成甚至水化学环境发生变化。然而目前大多数研究都集中在辐照导致的材料微观结构变化及力学性能变化上,而关于辐照对材料腐蚀行为的影响还缺少充分研究。沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC)是应力腐蚀开裂的主要形式,而晶界结构和化学成分的改变对于材料的沿晶腐蚀和沿晶应力腐蚀行为来说至关重要。奥氏体不锈钢在多种辐照条件下所产生的缺陷、局部变形以及晶界处的元素偏析等已被广泛地报道。有关辐照对沿晶腐蚀的作用还没有完全解释清楚。本实验以固溶处理的国产核用304不锈钢为材料,利用铁离子对材料进行两种剂量下的辐照,辐照损伤值分别为3.2 dpa和16 dpa。辐照实验结束后,将需要进行腐蚀试验的样品放入带有动态循环回路的高压反应釜中进行腐蚀试验。溶液环境为模拟核电站一回路水条件,腐蚀试验共计1440小时。为了研究辐照对材料微观结构损伤和沿晶腐蚀行为的影响,利用聚焦离子束系统(FIB)制备了透射电镜样品。透射电镜分析结果显示,辐照缺陷主要为弗兰克位错环,高剂量下位错环尺寸增加且密度减少。晶界附近没有观察到明显的元素偏析现象。对样品晶界处腐蚀形貌及化学元素进行分析的结果表明,辐照样品表现出明显的沿晶腐蚀现象,前沿氧化区出现Ni的富集并且高剂量下沿晶腐蚀和Ni富集程度进一步加剧。微观分析显示,辐照样品晶界处腐蚀区域更大,晶界严重弯曲变形,未腐蚀晶界周围存在大量辐照产生的位错而已发生腐蚀的晶界周围位错数量明显减少。分析认为,辐照产生的大量位错缺陷是晶界变形、沿晶腐蚀加速的根本原因。沿晶腐蚀将导致晶界脆化,而晶界腐蚀后,由于氧化物的生成造成体积膨胀从而在晶界处形成外加应力。结果,形成的应力又会进一步诱使晶界发生变形并加速沿晶腐蚀。此外,增加辐照剂量也会导致沿晶腐蚀的加剧。因此,辐照可以通过促进沿晶腐蚀进而提高材料应力腐蚀开裂的敏感性。(本文来源于《第十届全国腐蚀大会摘要集》期刊2019-10-24）
吴欣强,刘侠和,黄军波,韩恩厚,柯伟[4]（2019）在《压水堆核电站一回路注锌水化学应用机理研究》一文中研究指出中国是目前世界商用核电发展速度最快的国家。截止2019年8月,中国大陆投入商用运行的核电机组共47台,主力堆型为压水堆(PWR)。发展大型先进PWR核电站是调整我国电力结构、缓解能源和环境压力的首选途径,也是我国能源中长期发展战略的重点。核电安全关系到民生、社会稳定和经济的可持续发展。PWR核电站的服役寿命取决于安全设计、制造、建造、运行、监管和老化管理等,其中运行阶段覆盖的寿命时间最长:如叁代PWR核电(本文来源于《第十届全国腐蚀大会摘要集》期刊2019-10-24）
孙开宝,张钊,张铁坚,圣国龙,赵福宇[5]（2019）在《一回路剩余空气体积对核岛隔离阀密封性定期试验的影响研究》一文中研究指出核电机组核岛隔离阀密封性定期试验一般在机组启动的动态排气后进行,是确保隔离阀安全功能的重要试验。本文分析了核电机组安注管线主回路隔离阀密封性定期试验的原理和验收准则的设计方法,提出了动排气剩余空气体积对隔离阀密封性定期试验影响的分析方法。以RCP320VP为例,通过CFD建模计算,分析了剩余空气体积对定期试验结果的影响,即一定范围内剩余空气体积升高不会对定期试验结果带来影响,若一回路剩余空气体积提升过高(高于40标准立方米),在ASME标准允许的最大泄漏口径前提下,原来的定期试验验收准则将不再适用。本文的研究对于优化定期试验监督、提升机组核安全水平、提升一回路剩余空气体积标准值具有较大的参考价值。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年05期）
袁添鸿,蔡琦,于雷,郝建立[6]（2019）在《旁流对一回路非能动余热排出系统运行特性影响分析》一文中研究指出非能动余热排出(PRHR)系统是反应堆安全运行的重要保障,但现有研究表明,一回路系统存在旁流现象,其提高了堆芯活性区流量,在增强堆芯换热的同时也增加了系统的流动阻力,使系统运行情况更加复杂,因此,需对旁流的影响进行建模分析。本文基于一维N-S方程,建立了考虑旁流的PRHR系统运行特性分析模型;在对模型进行验证的基础上,揭示了旁流存在的机理,分析了其对PRHR系统运行特性的影响规律。研究结果表明,旁流的存在降低了PRHR系统的排热能力,影响了反应堆的非能动安全性,在反应堆余热排出系统设计和安全分析过程中需考虑旁流的影响。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年11期）
李云[7]（2019）在《基于MR的一回路海水系统可靠性指标开发研究》一文中研究指出维修工作作为核电厂重要的安全相关活动,其有效性越来越被广泛地认知。国际实践表明,核电厂通过采用监测构筑物、系统和设备的维修有效性以及评估管理维修活动风险的维修规则,能够更加有效地使其执行预设的安全功能,保证核电厂运行安全。文章以某核电厂一回路海水系统为例,研究了其构筑物、系统和设备的可靠性指标开发方法。(本文来源于《电站系统工程》期刊2019年05期）
张钊,圣国龙,孙开宝,赵福宇,种道彤[8]（2019）在《一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究》一文中研究指出针对动态排气后提升一回路剩余空气体积标准值的改进方案,提出含高溶解度空气的冷却剂在主泵启动瞬态下的压力预测方法和是否释放为两相分离流动的判断方法,对一回路及其辅助系统进行热工水力建模,空气体积标准值提升为24标准立方米(1标准立方米=1.293 kg)后,对主泵启动的瞬态过程进行了仿真,得到了一回路主要节点压力变化规律;结合冷却剂中气体溶解-释放模型,得到饱和氮气溶解度、氧气溶解度变化规律。结果表明,主泵启动瞬态过程中,一回路主要节点压力均在机组运行正常范围内,一回路中溶解的氮气、氧气不会释放成为两相流动。因此,就流动特性而言,空气体积标准值提升到24标准立方米可行。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年05期）
吴琳,许余,曹锐,刘昌文,李朋洲[9]（2019）在《华龙一号反应堆及一回路系统研制》一文中研究指出华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的叁代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号叁代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年S1期）
李振,张伟[10]（2019）在《核电厂半速汽轮机并网导致一回路过冷问题的分析与改进》一文中研究指出当前国内核电厂半速汽轮机的控制和保护多采用法国的P320 TGC SV2+系统。根据系统逻辑设计,并网带最小负荷蒸汽需求(SD)会受到实际网频变化的影响,导致并网时初始负荷的SD存在不确定性。当SD过大时,一、二回路负荷出现不匹配,导致汽轮机旁路系统(GCT)阀门全部关闭,一回路出现过冷。通过对并网带最小负荷设计原理进行研究,指出了该并网逻辑的弊端,同时对比机组历次并网数据,对并网方式进行优化。当功率超过40 MW时,将并网方式由开环控制改为闭环控制;当功率低于40 MW时,维持原有的开环控制方式。同时,对逻辑中的目标负荷设定值变化速率进行优化,大大缩短了操纵员手动干预所需要的时间。通过对并网方式的优化和设计逻辑的修改,提高了机组的可靠性,为处理同类机组汽轮机调节系统(GRE)并网带最小负荷过程中一、二回路负荷不匹配导致的过冷问题提供了借鉴。(本文来源于《自动化仪表》期刊2019年06期）
一回路论文开题报告
（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：
异种金属焊接接头的结构完整性与服役性能对核电站的安全平稳运行有很重要的意义,其中低合金钢与镍基合金的熔合线附近存在很明显的元素稀释。本实验对异种金属接头的微观组织以及氧化膜进行了表征,包括金相,EBSD以及显微硬度。根据EDS结果确定了52M焊接金属中存在两个元素浓度梯度。52M合金焊缝金属的浸泡样品取自与低合金钢熔合线(FB)距离1.1mm,2.3mm,10mm处,分别为第一稀释区,第二稀释区和52M合金的未稀释区。第二稀释区中的Cr和Ni含量低于第一稀释区中的Cr和Ni含量,但又低于未稀释区中的Cr和Ni含量。浸泡实验是在配有循环水系统的模拟PWR一回路水中进行,时间为100h与400h。这些52M合金样品在325℃的模拟压水堆一回路水中形成的氧化膜是叁层结构,外层氧化膜为较大并且稀疏的富Fe氧化物,次外层为小而致密的富Cr氧化物颗粒,最内层即靠近氧化膜/基体界面处为Cr的氧化物颗粒。随着距熔合线的距离增加,次外层氧化膜的厚度减小。在浸入100 h的样品上形成的氧化膜的形态从针状颗粒变为小颗粒。随着距离熔合线距离的增加,针状氧化物的比例逐渐减少,大颗粒的比例增多,同时随着距离熔合线距离的增加,大颗粒的数目逐渐减少,内层氧化膜逐渐稀疏,并且还有部分区域未被腐蚀。在氧化膜/基体界面处存在Cr的稀释,随着与FB的距离增加,基体材料的Cr浓度增加,Cr的稀释区宽度增加,TEM-EDS线扫描的结果显示400h浸泡样的氧化膜由外层到内层的Cr增加,Ni减少。
（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。
一回路论文参考文献
[1].马佳荣,张锟,崔同明,吕战鹏.焊后热处理对52M焊接金属在压水堆一回路水中应力腐蚀开裂性能的影响[C].第十届全国腐蚀大会摘要集.2019
[2].张锟,马佳荣,崔同明,贾一波,吕战鹏.镍基焊接金属微结构及其在压水堆一回路水中的氧化行为[C].第十届全国腐蚀大会摘要集.2019
[3].闫红林,王俭秋,张志明,韩恩厚.辐照对核用304不锈钢在模拟核电一回路水中沿晶腐蚀的影响[C].第十届全国腐蚀大会摘要集.2019
[4].吴欣强,刘侠和,黄军波,韩恩厚,柯伟.压水堆核电站一回路注锌水化学应用机理研究[C].第十届全国腐蚀大会摘要集.2019
[5].孙开宝,张钊,张铁坚,圣国龙,赵福宇.一回路剩余空气体积对核岛隔离阀密封性定期试验的影响研究[J].核科学与工程.2019
[6].袁添鸿,蔡琦,于雷,郝建立.旁流对一回路非能动余热排出系统运行特性影响分析[J].原子能科学技术.2019
[7].李云.基于MR的一回路海水系统可靠性指标开发研究[J].电站系统工程.2019
[8].张钊,圣国龙,孙开宝,赵福宇,种道彤.一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究[J].核动力工程.2019
[9].吴琳,许余,曹锐,刘昌文,李朋洲.华龙一号反应堆及一回路系统研制[J].核动力工程.2019
[10].李振,张伟.核电厂半速汽轮机并网导致一回路过冷问题的分析与改进[J].自动化仪表.2019