一、核反应堆最小烧毁比计算的新方法（论文文献综述）
周琴[1]（2014）在《堆芯安全性在线分析》文中指出当核电站反应堆的运行发生异常或故障时,若操纵员不能及时发现并采取有效措施,则可能会威胁到核电站的安全。为了确保堆芯运行的可靠性、安全性和经济性,研究能够实时监测堆芯安全状态的堆芯安全性在线分析系统是非常必要的。本论文根据反应堆安全的三项基本原则,确定堆芯安全性的性能指标,并逐一建立在线分析模型。本文先利用三维两群带六组缓发中子的扩散模型求解堆芯三维功率分布。堆芯功率分布求解时,引入节块法和变量分离法求解堆芯中子通量密度分布,使用拟合法拟合反应截面计算公式,使用单通道模型计算堆芯热工参数;计算出功率分布后,建立性能指标分析模型,实现堆芯安全性的在线分析。为了便于观察和分析堆芯安全性指标的变化,本文根据核动力装置运行支持系统的功能开发了图形化的人机界面。人机界面的设计包括两个部分,即界面的设计和数据通讯的实现。界面设计中,在功能上,人机界面包括状态监测、故障诊断、异常报警、操作指导、历史信息查询;在结构上,将界面分为三个部分:菜单栏、输入输出区、常驻信息区;在颜色使用上,整个界面以冷色调为主;在信息显示上,采用的显示形式根据具体显示信息来定,主要有流程图、趋势图、参数列表、文字等形式。数据通讯方面,本文以SQL数据管理器作为InTouch软件的数据通讯接口,实现人机界面与SQL SERVER 2008数据库的数据通讯。本文以秦山一期反应堆降功率过程和掉棒事故为例,在线分析在此过程中堆芯的安全性。试验结果表明,堆芯安全性在线分析能够满足实时性要求、分析方法合理可行。除了用于堆芯监测,堆芯安全性在线分析系统还能用作试验测评系统,也能为反应堆的设计提供参考依据。
陈磊[2]（2014）在《核动力系统多目标优化方法研究及可行性验证》文中研究说明压水反应堆由于其技术相对成熟、安全可靠性高、运行性能良好,成为船舶核动力的最主要堆型。在保持推进功率不变的前提下,如能减小核动力系统的重量和尺寸,则可以改善船员生活条件,或提高船舶有效载荷。可见,在设备、系统设计要求得到保障的前提下,在设计阶段考虑核动力系统重量、体积和其他关键指标的优化设计,不仅具有理论意义,更具有工程实用价值。此外,由于核动力系统自身的复杂性、参数之间的强耦合性以及各种优化目标之间的非线性关系,如仅开展单目标优化设计,则可能使得该设计指标达到最优时,其他指标反而变差,甚至影响到核动力系统的综合性能。因此,有必要开展针对核动力系统多目标优化设计方法的研究。另外,为了考察核动力系统优化设计方案的可用性,有必要对优化方案进行设计瞬态事故的模拟分析,以确定是否满足设计准则要求。为此,本文引入“非支配解”概念,建立了针对核动力装置多目标参数优化的一种新方法,并进行了实例分析;同时,利用国际公认的轻水堆最佳瞬态分析程序RELAP5,研究了核动力装置优化方案在某些典型设计基准事故下的响应行为。具体研究内容如下:1、基于克隆免疫算法的高频变异策略和复合形算法的深度搜索策略,对第二代非支配解排序算法进行了适当改进;通过对比四个测试函数的非支配解质量,结果表明:从非支配解的收敛性、连续性、均匀性和宽广性这四个标准综合度量,改进第二代非支配解排序算法性能优于第二代非支配解排序算法、距离算法和免疫记忆克隆约束多目标优化算法,该算法可高效解决多目标约束优化问题。2、通过改进第二代非支配解排序算法,基于已有设备数学模型,实现了以重量最小和一次侧流量最小为目标的蒸汽发生器多目标优化设计;以重量最小和体积最小的反应堆一回路系统、全系统的多目标优化设计,并获得各自非支配解前沿面。研究结果表明:对于蒸汽发生器,堆芯冷却剂进口温度是影响其非支配解分布的关键参数,通过优化,可使得其重量和一次侧流量分别最大减少16.5%和17.0%;对于一回路系统,堆芯冷却剂进口温度是影响其非支配解分布的关键参数,通过优化,可使得其重量和体积分别最大减少9.8%和11.4%;对于全系统,蒸汽发生器二次侧压力是影响其非支配解分布的关键参数,通过优化,可使得其重量和体积分别最大减少10.4%和23.63%。3、基于RELAP5系统分析程序,分别建立了母型和其优化方案的一回路系统模型,并获得各自稳态工况点;利用母型参数对RELAP5仿真结果进行了验证。结果表明:RELAP5模型主要参数的计算误差在1.21%之内,具有较高精度。4、基于所获得的母型和优化方案的RELAP5稳态工况,分别开展了两种方案在主给水丧失事故、全厂断电事故和小破口事故下的仿真研究。结果表明:上述三种事故中,优化方案主要参数的变化规律与母型基本一致,其堆芯安全能够得到保障;在主给水丧失与全厂断电事故中,分析了蒸汽发生器辅助给水流量大小对事故进程的影响,在所研究的优化方案中,单台蒸汽发生器辅助给水流量应不得小于10.5kg/s;在等效直径为100mm的冷段小破口事故中,优化方案停堆及高压安注动作较母型早,更有利于堆芯安全。
刘成洋[3]（2013）在《核动力装置总体参数最优化设计》文中研究说明核动力装置因其具有良好的续航力，较大的推进功率，以及高能量密度和核裂变不需要氧气等优点，被广泛应用在船舶及航天工业上。为了包容放射性，核动力装置一回路还有许多辅助系统；由于二回路使用饱和蒸汽，汽轮机组重量体积大，系统热效率低。综上原因，导致整个动力装置笨重且经济性差。因此利用优化技术降低核动力装置的重量和体积并提高其有效效率，无疑具有重要的理论和现实意义。本文以核动力装置系统为研究对象，建立系统主要设备的数学模型，开发高效的智能优化算法，开展了以减小核动力装置重量、体积和提高核动力装置有效效率为目标的优化设计工作，主要内容如下：1、建立了蒸汽发生器、稳压器、主汽轮机和主冷凝器这4个核动力设备的物理和数学模型以及核动力装置热平衡计算数学模型，采用C#语言编制了各模型的评价程序。在给定一些参数的条件下，通过评价计算得到的计算结果与母型参数相比误差较小，验证了各评价程序的可靠性。2、针对本课题研究对象的多变量、多约束和非线性的特点，综合分析局部搜索能力强的复合形算法、全局搜索能力强的遗传算法和粒子群算法，开发了一种新型混合粒子群算法。新型混合粒子群算法采用可行性规则进行约束处理并对群体排序，改进了遗传算法的交叉机制，提高了复合形算法跳出局部最优的能力。最后利用国际上广泛使用的8个无约束测试函数、13个约束测试函数和3个工程优化问题对算法进行了测试。3、以蒸汽发生器、稳压器、主汽轮机和主冷凝器为例，探讨核动力装置中单个设备的优化设计过程。在蒸汽发生器的优化设计实例中，选取了一回路工作压力、二回路饱和蒸汽压力和蒸汽发生器传热管外径等7个参数为优化变量，利用新型混合粒子群算法进行寻优，分别获得了蒸汽发生器重量、体积和双目标优化方案。在蒸汽发生器单一设备优化的基础上，考虑部分堆芯约束，对蒸汽发生器和堆芯进行了耦合优化。对其余三个设备，同样进行敏感性分析，并各自选取优化变量，给出了重量、体积和双目标优化方案。4、针对某核动力装置，选取冷凝器压力、高压缸排汽干度和低压缸排汽干度作为优化变量，以反应堆功率和蒸汽发生器总蒸汽产量在某一范围内变化作为约束条件，利用新型混合粒子群算法对核动力装置有效效率进行优化，优化后有效效率提高了3.1571%。5、通过简化核动力装置系统，并结合小组其他成员编制的反应堆堆芯和反应堆压力容器评价程序，编制了核动力装置全系统评价程序。探讨了全系统各设备之间耦合关键因素，基于系统全局性考虑，选取一回路工作压力、反应堆出口冷却剂温度、反应堆进口冷却剂温度、二回路饱和蒸汽压力和冷凝器压力这5个参数作为优化变量，对核动力装置系统重量和体积进行寻优，并对优化结果进行了分析。6、开发了核动力装置优化设计系统软件。该软件可进行核动力装置评价，优化算法测试，单一核动力设备优化和系统级核动力装置优化工作。在编程处理上，采用了最新的并行计算技术，加快计算速度。软件还为后续设备模块预留接口，具有可移植性强、界面友好和操作简单的特点。软件适用于现有系统的改进论证计算，以及新型核动力装置的初步设计计算。本文完成了核动力装置优化过程中的数学模型建立、评价程序开发、优化算法改进、优化模型完善、优化算例计算、优化结果分析和优化软件开发工作。论文研究初步形成了比较完整的核动力装置总体参数最优化设计方法，是优化技术在核动力装置设计中的有益尝试，也为进一步的优化设计理论及应用研究奠定了良好的基础。
梁志滔[4]（2011）在《压水堆核电站堆芯子通道分析》文中进行了进一步梳理压水堆是目前世界核电站所采用的主流堆型,占据当前全世界运行机组的60%;在我国运行的核电机组中,压水堆所占的比例更是高达87%,对其进行详细的热工水力分析不仅是反应堆设计,更是核电站安全运行之关键。当前对反应堆进行精细热工水力分析采用子通道模型,其中以美国太平洋西北实验室发展的COBRA系列程序为代表。我国各核电运行和研究单位也已采用了这些程序进行压水堆热工水力过程的分析,然而我国压水堆核电技术长足发展的关键技术之一——核岛的自主化设计,不能仅仅依靠这些国外开发的商业软件,还需要自主开发适用于我国压水堆核电站堆芯热工水力分析的程序或软件。本文为研究压水堆核电站堆芯的热工水力过程并编制了相应的计算程序,以900MW压水核电站的堆芯为模拟对象。采用同心环形分割方法将堆芯燃料组件及冷却剂流道截面由内至外划分为子通道,建立了堆芯瞬态过程分析的子通道质量守恒、动量守恒和能量守恒方程,考虑相邻子通道之间冷却剂质量及动量的交混,并联立各子通道,沿堆芯轴向从进口逐步推进计算至出口,从而得到各子通道沿轴向不同高度上的冷却剂质量流速和焓,并进而计算得到燃料元件上不同高度处的温度。利用所建立的理论模型和开发的计算程序,本文以900MW压水堆稳态以及参考硼稀释事故下堆芯功率骤升的瞬态工况,对堆芯的热工水力参数进行了计算。稳态计算以100%功率运行为计算工况,计算结果与该压水堆运行的实际数据基本一致。瞬态计算假定堆芯活性区功率在2秒钟的时间内骤然线性上升至300%额定功率,计算该时间段以及其后堆芯热工参数的变化过程,结果表明在功率提升至271%额定功率时,堆芯的传热进入膜态沸腾,出现传热恶化,燃料棒包壳外表面的最高温度上升至正常运行工况下温度的2倍。
赵玉静[5]（2010）在《矩形通道中单块柔性平板流固耦合实验研究》文中研究说明研究平行板燃料组件的流致振动特性对保证核反应堆的安全可靠运行具有重要意义。本次研究采用新思路、新方法：将平行板燃料组件简化成一个理想的单板结构,研究单块柔性平板在矩形通道内的流致振动情况。本文首先使用PIV仪器获得了矩形通道中的单板在不同工况下的流场分布信息；其次做了前期准备实验,测量板子在空气中的固有频率；最后对平板在不同流速下进行了流致振动实验。流致振动实验结果表明：平板在水中的振动现象只是一种湍流微振现象：振动位移随流速的增大而变大,变化幅度很小；随着流速的增大,平板振动加剧,振动表现为低频成分减少,高频成分增加。
阎明[6]（2010）在《蒸汽发生器故障预报方法研究》文中研究说明蒸汽发生器是核动力装置的重要设备之一,对其进行故障预报对于保证其可靠运行、减少事故带来的损失有非常重要的意义。故障检测和诊断是近年才发展起来的一个新兴的研究方向,随着对系统可靠性和安全性要求的进一步提高,人们希望能够在故障对系统的危害显现之前就预先知道故障的有关信息,由此提出了故障预报新的研究方向。在对国内外先进核动力装置的状态监测和故障诊断系统进行分析的基础上,本文将时序预报方法与BP神经网络相结合,研究蒸汽发生器故障预报方法。利用BP神经网络在数据处理方面的优越性,通过考虑残差的思想,将时序预报数据与相关的实验数据进行比较实现预报。最后将这种基于时序预报神经网络的预报方法应用于蒸汽发生器故障预报中,通过对实验数据和仿真数据的预报研究,证明其能够有效的实现故障预报。论文最后利用VisualC++平台建立了基于时序预报神经网络蒸汽发生器故障预报系统,该系统采用人机交互界面,具有界面友好,操作简单等特点。
刘飞[7]（2009）在《核电厂计算机化操作规程系统研究》文中研究说明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。
黄灏[8]（2008）在《非全反射条件下粗网格等效均匀化参数的计算及应用》文中研究指明由于现行轻水堆（LWR,Light Water Reactor）堆芯物理分析理论和数值计算方法的不完善及轻水堆堆芯设计的日益复杂化,目前国际上广泛开展了下一代（第三代）轻水堆堆芯数值计算理论和方法（NGM,Next Generation Methods）的研究。国际上NGM方法研究的主要思路是完全抛弃目前广泛使用的组件输运计算-均匀化-全堆扩散计算这一基本架构,直接进行全堆三维输运计算,这势必造成对多年积累的堆芯物理分析方法、经验、程序等资源的浪费。为此,上海交通大学（SJTU,Shanghai Jiao Tong University）与西屋公司（Westinghouse Electric Company）在合作研发项目中提出了改进目前一代的轻水堆堆芯物理分析方法以适应将来的要求这一新思路。本文的工作集中于改进组件均匀化方法,粗网格等效均匀化参数的计算方法和多群组件精细功率重构方法的研究上。本文采用Colorset计算模型代替现行的单组件全反射计算模型来进行组件均匀化计算,以充分考虑组件间的干涉效应。在Colorset组件均匀化计算时,需要进行非全反射边界条件下的不连续因子计算。非全反射边界条件下不连续因子计算时,计算方法与下游全堆均匀组件计算的一致性是需要遵守的原则。本文采用了两次一维边值计算来得到不连续因子,在一维边值计算时,使用与下游全堆均匀组件计算完全一致的均匀组件扩散系数、网格大小、节块内通量展开方法、横向泄漏近似等近似方法,在保证边界中子流、组件平均反应率、keff守恒的条件下,得到均匀组件内一维通量分布,以产生“自洽”的组件不连续因子。采用这种方法产生的组件不连续因子可以有效地吸收均匀化过程及全堆均匀组件扩散计算中使用的近似方法带来的误差。本文开发了两种多群组件精细功率重构方法（PPR,Pin Power Reconstruction）,它们均采用半解析基函数展开方法,即多项式+平面波函数来展开节块内通量分布。第一种方法采用源展开方法确定多项式部分的展开式系数,采用节块面平均通量和角点通量来确定平面波部分的展开式系数,确定了节块内通量分布后再使用最小二乘迭代的方法来更新源展开式系数。计算节块角点通量采用了全堆扫描的方法,在堆芯中每个角点处使用角点无源及角点通量连续条件,得到角点通量与节块面平均通量及其它角点通量的关系,迭代扫描堆芯中各角点的通量直至收敛。第二种方法使用了Colorset计算的粗网解修正函数,来修正粗网格解与细网格解的差异。并使用类似横向泄漏二次近似的方式确定节块角点中子流,将它们与节块平均通量、面平均通量、面平均中子流一起作为定解条件,并要求一维节块内通量分布在最小二乘意义上逼近节块扩散计算得到的横向积分中子通量分布,采用拉格朗日乘数法确定节块内通量分布的展开式系数。采用两种方法编制了计算程序,通过若干例题的验证,两种重构方法的计算精度都可以与细网格计算结果相比。使用改进的组件均匀化方法及研制的计算程序,本文在国际上广泛使用的C5G7-MOX 2D/3D基准例题上进行了验证计算。计算结果表明,本文方法的精度与2D/3D非均匀输运计算精度相当。本文还在C5G7-MOX 2D/3D基准例题上进行了并群效应研究,将该问题的7群截面参数并至现在常用的2群,采用泄漏修正的方法修正组件在Colorset中的能谱与组件在全堆中的真实能谱不一致的问题,并群后计算结果的精度同样与非均匀输运计算精度相当。验证结果表明了本文所用的方法是可行的。本文使用的改进组件均匀化方法是现有堆芯物理分析方法的一种自然的发展,具有很好的延续性,组件均匀化方法的改进是本方法的核心,本文所用的方法和结论具有重要的学术和工程应用价值。
郑映烽,蔡章生,陈玲[9]（2003）在《核反应堆最小烧毁比计算的新方法》文中进行了进一步梳理用传统算法求得最小烧毁比的值总是大于实际值,使计算结果偏于危险.根据实验测量的实际情况提出了一个新的算法,克服了上述缺点,这对反应堆热工设计与安全分析都有重要的意义.
任勇,刘胜吾,彭荣秀,程小明,王树君,曾新然,张春江,左成元,廖忠岳,邹清华,方儒钦[10]（1986）在《切尔诺贝利核电站事故及其后果》文中研究指明 这份材料取自切尔诺贝利核电站第4号机组事故原因的政府委员会的结论,并由苏联国家原子能利用委员会指派的专家小组准备的。这个专家小组的成员是:
二、核反应堆最小烧毁比计算的新方法（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、核反应堆最小烧毁比计算的新方法（论文提纲范文）
（1）堆芯安全性在线分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 堆芯监测系统的研究现状 |
| 1.3 堆芯安全性分析方法的研究现状 |
| 1.3.1 确定论安全分析 |
| 1.3.2 概率论安全分析 |
| 1.4 人机界面设计的研究现状 |
| 1.5 论文的工作内容 |
| 第2章 堆芯安全性指标 |
| 2.1 功率分布安全指标 |
| 2.1.1 轴向功率偏差 |
| 2.1.2 象限功率倾斜比 |
| 2.2 堆芯热工安全指标 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 堆芯安全性指标建模 |
| 3.1 秦山一期堆芯简介 |
| 3.2 堆芯三维功率分布计算 |
| 3.2.1 堆芯节块划分 |
| 3.2.2 中子扩散方程及其求解 |
| 3.2.3 功率的计算 |
| 3.2.4 功率计算结果的在线校正 |
| 3.2.5 拟合法重构组件均匀两群截面 |
| 3.2.6 堆芯物理和热工的耦合计算 |
| 3.3 堆芯热工安全指标计算 |
| 3.3.1 最小烧毁比计算 |
| 3.3.2 堆芯热通道出口含汽率计算 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 堆芯安全性在线分析系统人机界面设计 |
| 4.1 Wonderware InTouch10.1简介 |
| 4.2 堆芯安全性在线分析系统人机界面的界面设计 |
| 4.2.1 人机界面结构设计 |
| 4.2.2 人机界面颜色的使用 |
| 4.2.3 状态监测界面设计 |
| 4.2.4 异常报警界面设计 |
| 4.3 堆芯安全性在线分析系统界面的数据通讯 |
| 4.3.1 创建InTouch实时数据库 |
| 4.3.2 连接InTouch和SQL Server 2008数据库 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 堆芯安全性在线分析系统的验证 |
| 5.1 堆芯安全性在线分析系统开发过程 |
| 5.2 降功率工况 |
| 5.3 掉棒事故工况 |
| 5.4 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 |
（2）核动力系统多目标优化方法研究及可行性验证（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 最优化设计问题 |
| 1.2.1 优化变量 |
| 1.2.2 目标函数 |
| 1.2.3 约束条件 |
| 1.2.4 优化算法 |
| 1.3 国内外研究现状及存在的问题 |
| 1.3.1 单设备优化设计 |
| 1.3.2 耦合设备优化设计 |
| 1.3.3 系统优化设计 |
| 1.3.4 核动力装置尺寸优化设计中存在的问题 |
| 1.4 本文的主要研究内容 |
| 1.5 本章小节 |
| 第2章 多目标优化算法及其改进 |
| 2.1 偏好解及非支配解 |
| 2.2 偏好解方法 |
| 2.2.1 权重和方法 |
| 2.2.2 字典顺序方法 |
| 2.2.3 妥协方法 |
| 2.3 非支配解优化算法 |
| 2.3.1 向量评价遗传算法 |
| 2.3.2 非支配解排序算法 |
| 2.3.3 距离算法 |
| 2.3.4 免疫记忆克隆约束多目标优化算法 |
| 2.4 约束条件的处理方法 |
| 2.5 多目标优化算法性能度量方法 |
| 2.6 第二代非支配解排序算法的改进 |
| 2.6.1 高频变异策略 |
| 2.6.2 深度搜索策略 |
| 2.6.3 改进第二代非支配解排序算法流程图 |
| 2.6.4 算法性能测试 |
| 2.7 本章小节 |
| 第3章 核动力系统主要设备数学模型 |
| 3.1 堆芯单通道数学模型 |
| 3.1.1 堆芯结构尺寸 |
| 3.1.2 堆芯质量流量及压降 |
| 3.1.3 堆芯温度场 |
| 3.1.4 堆芯安全准则参数 |
| 3.2 反应堆压力容器数学模型 |
| 3.2.1 压力容器结构设计 |
| 3.2.2 压力容器强度设计 |
| 3.3 主管道数学模型 |
| 3.3.1 主管道结构设计 |
| 3.3.2 主管道强度设计 |
| 3.4 稳压器数学模型 |
| 3.4.1 稳压器结构设计 |
| 3.4.2 稳压器强度设计 |
| 3.5 蒸汽发生器数学模型 |
| 3.5.1 蒸汽发生器热力计算 |
| 3.5.2 蒸汽发生器结构设计 |
| 3.5.3 蒸汽发生器水力计算 |
| 3.5.4 蒸汽发生器强度设计 |
| 3.6 汽轮机数学模型 |
| 3.6.1 汽轮机参数选定 |
| 3.6.2 高低压缸功率及焓降分配 |
| 3.6.3 高压缸设计 |
| 3.6.4 低压缸设计 |
| 3.6.5 汽轮机重量及体积估算 |
| 3.7 冷凝器数学模型 |
| 3.7.1 冷凝器热力计算 |
| 3.7.2 冷凝器水力计算 |
| 3.7.3 冷凝器结构设计 |
| 3.7.4 冷凝器强度设计 |
| 3.7.5 冷凝器重量及体积估算 |
| 3.8 全系统数学模型 |
| 3.9 约束条件 |
| 3.10 本章小节 |
| 第4章 多目标优化设计 |
| 4.1 蒸汽发生器多目标优化设计 |
| 4.1.1 参数敏感性分析 |
| 4.1.2 蒸汽发生器优化结果及讨论 |
| 4.2 一回路系统多目标优化设计 |
| 4.2.1 参数敏感性分析 |
| 4.2.2 一回路多目标优化结果及讨论 |
| 4.3 全系统多目标优化设计 |
| 4.3.1 参数敏感性分析 |
| 4.3.2 全系统优化结果及讨论 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于RELAP5软件的系统建模 |
| 5.1 RELAP5软件介绍及其适用范围 |
| 5.1.1 程序架构 |
| 5.1.2 控制方程 |
| 5.1.3 部件模型 |
| 5.1.4 软件适用范围 |
| 5.2 一回路各主要设备的RELAP5建模 |
| 5.2.1 堆芯 |
| 5.2.2 压力容器 |
| 5.2.3 主管道及其附属设备 |
| 5.2.4 稳压器 |
| 5.2.5 主泵 |
| 5.2.6 蒸汽发生器及其液位控制系统 |
| 5.3 一回路系统建模及模型误差 |
| 5.4 本章小节 |
| 第6章 优化方案可行性验证 |
| 6.1 优化方案运行规程 |
| 6.2 主给水丧失事故 |
| 6.2.1 主给水丧失事故分析假设 |
| 6.2.2 主给水丧失事故仿真结果及讨论 |
| 6.2.3 稳压器电加热功率对事故进程影响 |
| 6.2.4 辅助给水流量对事故进程影响 |
| 6.3 全厂断电事故 |
| 6.3.1 全厂断电事故分析假设 |
| 6.3.2 全厂断电事故仿真结果及讨论 |
| 6.3.3 辅助给水流量对事故进程影响 |
| 6.4 小破口事故 |
| 6.4.1 小破口事故分析假设 |
| 6.4.2 小破口事故仿真结果及讨论 |
| 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 |
（3）核动力装置总体参数最优化设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 优化设计问题的数学模型 |
| 1.2.1 优化变量 |
| 1.2.2 目标函数 |
| 1.2.3 约束条件 |
| 1.3 优化算法研究现状 |
| 1.3.1 复合形法 |
| 1.3.2 遗传算法 |
| 1.3.3 粒子群优化算法 |
| 1.3.4 混合算法 |
| 1.4 核动力装置优化设计研究现状 |
| 1.4.1 国外研究现状 |
| 1.4.2 国内研究现状 |
| 1.5 本章小结 |
| 第2章 核动力装置数学模型及评价程序 |
| 2.1 蒸汽发生器数学模型 |
| 2.1.1 热力计算 |
| 2.1.2 水动力计算 |
| 2.1.3 结构设计 |
| 2.1.4 强度计算 |
| 2.1.5 重量计算 |
| 2.1.6 体积计算 |
| 2.2 稳压器数学模型 |
| 2.2.1 容积计算 |
| 2.2.2 强度计算 |
| 2.2.3 重量计算 |
| 2.3 主汽轮机数学模型 |
| 2.3.1 确定正车汽轮机主要参数 |
| 2.3.2 高压汽轮机初步设计 |
| 2.3.3 低压汽轮机初步设计 |
| 2.3.4 倒车汽轮机初步设计 |
| 2.3.5 主汽轮机外形尺寸计算 |
| 2.3.6 主汽轮机重量体积计算 |
| 2.4 主冷凝器数学模型 |
| 2.4.1 传热计算 |
| 2.4.2 阻力计算 |
| 2.4.3 重量尺寸计算 |
| 2.5 核动力装置热平衡计算数学模型 |
| 2.6 核动力装置评价程序 |
| 2.6.1 核动力装置评价程序流程图 |
| 2.6.2 评价程序可靠性验证 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 优化算法的原理及改进 |
| 3.1 复合形算法 |
| 3.1.1 复合形算法的基本步骤 |
| 3.1.2 改进复合形算法 |
| 3.2 遗传算法 |
| 3.2.1 遗传算法运算过程 |
| 3.2.2 遗传算法的不足 |
| 3.2.3 改进遗传算法 |
| 3.3 粒子群优化算法 |
| 3.4 新型混合粒子群算法 |
| 3.4.1 算法混合机理 |
| 3.4.2 可行性判断规则 |
| 3.4.3 新型混合粒子群算法流程 |
| 3.4.4 新型混合粒子群算法测试 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 核动力设备和热力循环的参数优化设计 |
| 4.1 反应堆堆芯敏感性分析 |
| 4.2 蒸汽发生器优化设计 |
| 4.2.1 优化变量 |
| 4.2.2 目标函数 |
| 4.2.3 约束条件 |
| 4.2.4 蒸汽发生器单参数敏感性分析 |
| 4.2.5 蒸汽发生器重量、体积和双目标优化结果 |
| 4.3 稳压器优化设计 |
| 4.3.1 优化变量 |
| 4.3.2 目标函数 |
| 4.3.3 约束条件 |
| 4.3.4 稳压器单参数敏感性分析 |
| 4.3.5 稳压器重量、容积和双目标优化结果 |
| 4.4 主汽轮机优化设计 |
| 4.4.1 优化变量 |
| 4.4.2 目标函数 |
| 4.4.3 约束条件 |
| 4.4.4 主汽轮机单参数敏感性分析 |
| 4.4.5 主汽轮机重量、体积和双目标优化优化结果 |
| 4.5 主冷凝器优化设计 |
| 4.5.1 优化变量 |
| 4.5.2 目标函数 |
| 4.5.3 约束条件 |
| 4.5.4 主冷凝器单参数敏感性分析 |
| 4.5.5 主冷凝器重量和体积优化结果 |
| 4.6 核动力装置热力循环优化设计 |
| 4.6.1 优化变量 |
| 4.6.2 目标函数 |
| 4.6.3 约束条件 |
| 4.6.4 核动力装置有效效率单参数敏感性分析 |
| 4.6.5 核动力装置有效效率优化结果 |
| 4.7 本章小结 |
| 第5章 核动力装置系统的参数优化设计 |
| 5.1 核动力装置系统的优化设计建模 |
| 5.1.1 优化变量 |
| 5.1.2 目标函数 |
| 5.1.3 约束条件 |
| 5.2 核动力装置系统的评价程序和敏感性分析 |
| 5.2.1 系统评价程序 |
| 5.2.2 系统敏感性分析 |
| 5.3 核动力装置系统的重量、体积和双目标优化 |
| 5.3.1 核动力装置系统的单变量优化 |
| 5.3.2 核动力装置系统的多变量优化 |
| 5.4 核动力装置优化设计系统软件 |
| 5.4.1 软件简介 |
| 5.4.2 基本界面 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论、创新点及展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A 无约束优化测试函数 |
| 附录 B 约束优化测试函数 |
| 附录 C 工程约束优化问题 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（4）压水堆核电站堆芯子通道分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 符号表 |
| 第一章 引言 |
| 1.1 国内外核电发展的现状 |
| 1.2 核电的经济性与环保性 |
| 1.3 压水堆核电站发展概述 |
| 1.4 反应堆热工水力分析的发展 |
| 1.5 子通道模型概述 |
| 1.5.1 现有的子通道程序 |
| 1.6 本文的工作 |
| 第二章 守恒方程 |
| 2.1 守恒方程概述 |
| 2.1.1 质量守恒方程 |
| 2.1.2 能量守恒方程 |
| 2.1.3 轴向动量方程 |
| 2.1.4 横向动量方程 |
| 2.1.5 方程组的联立和求解思想 |
| 2.2 稳态的守恒方程 |
| 2.2.1 质量守恒方程的离散 |
| 2.2.2 能量守恒方程的离散 |
| 2.2.3 轴向动量方程的离散 |
| 2.2.4 横向动量方程的离散 |
| 2.2.5 稳态子通道模型的求解 |
| 2.3 瞬态子通道模型的求解 |
| 2.3.1 瞬态守恒方程的离散格式 |
| 2.3.2 瞬态子通道模型的求解 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 子通道模型中的传热与阻力计算 |
| 3.1 两相流模型简介 |
| 3.2 两相均匀流的传热模型 |
| 3.2.1 模型的基本参数 |
| 3.2.2 流态的判段和传热的计算 |
| 3.2.3 沿程阻力系数和局部阻力系数的计算 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 计算结果及分析 |
| 4.1 输入参数 |
| 4.1.1 堆芯几何参数 |
| 4.1.2 堆芯热工参数 |
| 4.2 稳态计算 |
| 4.3 瞬态计算 |
| 4.4 本章小结 |
| 结论 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 进一步研究的方向 |
| 参考文献 |
| 攻读博士/硕士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
| 附件 |
（5）矩形通道中单块柔性平板流固耦合实验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| 英文摘要 |
| 第一章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 核反应堆燃料组件的研究背景 |
| 1.1.2 流致振动可能导致的危害 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内研究现状 |
| 1.2.2 国外研究现状 |
| 1.3 本文的研究内容 |
| 1.3.1 本项目的创新点 |
| 1.3.2 本文的研究内容 |
| 第二章 实验方法 |
| 2.1 仪器选择方法 |
| 2.1.1 传感器的选择 |
| 2.2 测量方法 |
| 2.2.1 流速测量方法 |
| 2.2.1.1 PIV技术理论 |
| 2.2.1.2 实验难点 |
| 2.2.1.3 实验操作步骤 |
| 2.2.2 振动测量方法 |
| 2.3 数字信号分析方法 |
| 2.3.1 信号采样 |
| 2.3.2 滤波 |
| 2.3.3 傅立叶变换 |
| 2.4 小结 |
| 第三章 实验装置和测量系统 |
| 3.1 实验回路 |
| 3.1.1 实验回路流量的计算 |
| 3.1.2 管道参数的选择 |
| 3.1.3 泵的选择 |
| 3.1.4 流量计的选择 |
| 3.1.5 水箱的选择 |
| 3.1.6 过渡段及紊流段的选择 |
| 3.1.7 实验段材料的选择 |
| 3.1.8 实验段结构的选择 |
| 3.1.9 阀门的选择 |
| 3.1.10 软连接管的选择 |
| 3.1.11 压力表的选择 |
| 3.1.12 其他辅助设备的选择 |
| 3.2 实验本体 |
| 3.3 控制系统 |
| 3.4 测量系统 |
| 3.4.1 硬件测量系统 |
| 3.4.1.1 振动测量仪器 |
| 3.4.1.2 流速测量仪器 |
| 3.4.1.3 辅助测量仪器 |
| 3.4.2 软件测量系统 |
| 3.5 小结 |
| 第四章 实验过程和结果分析 |
| 4.1 数值模拟计算分析 |
| 4.1.1 几何建模 |
| 4.1.2 设置边界条件 |
| 4.1.3 计算结果及分析 |
| 4.2 流场测量实验 |
| 4.2.1 实验方法和步骤 |
| 4.2.2 实验结果及分析 |
| 4.2.3 结论与分析 |
| 4.3 流致振动预实验 |
| 4.3.1 仪器验证实验 |
| 4.3.2 铝板弹性模量测量实验 |
| 4.3.3 两端固定方式固有频率测试实验 |
| 4.4 流致振动实验 |
| 4.4.1 实验过程 |
| 4.4.2 实验结果及分析 |
| 4.5 小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间发表的学术论文和参加科研情况 |
（6）蒸汽发生器故障预报方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 概述 |
| 1.2 目的和意义 |
| 1.3 故障预报概述 |
| 1.3.1 参数模型预报法 |
| 1.3.2 非参数模型预报法 |
| 1.4 国内外研究概况 |
| 1.4.1 历史与发展 |
| 1.4.2 国内外研究现状 |
| 1.5 本论文研究内容 |
| 第2章 人工神经网络技术在故障预报中的应用 |
| 2.1 概述 |
| 2.2 人工神经网络在故障预报中的应用 |
| 2.3 BP 神经网络 |
| 2.3.1 BP 神经网络原理 |
| 2.3.2 BP 网络学习方法 |
| 2.3.3 BP 网络的收敛问题 |
| 2.3.4 加快网络收敛速度的措施 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 时序预报神经网络的故障预报方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 数据处理基本结构和组成 |
| 3.3 预报网络基本结构 |
| 3.3.1 网络结构 |
| 3.3.2 神经网络外推性的度量 |
| 3.4 残差思想在预报方法中的应用 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 蒸汽发生器故障特征分析 |
| 4.1 蒸发器概述 |
| 4.2 蒸汽发生器常见故障及分析 |
| 4.2.1 蒸汽发生器传热管破裂故障 |
| 4.2.2 主蒸汽母管破裂故障 |
| 4.2.3 给水管破裂事故 |
| 4.3 蒸汽发生器故障的综合分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于时序预报神经网络的蒸汽发生器故障预报系统 |
| 5.1 基于时序预报神经网络的故障预报系统设计原理 |
| 5.1.1 初始化设置模块 |
| 5.1.2 时序预报神经网络训练模块 |
| 5.1.3 输出数据分析模块 |
| 5.2 基于时序预报神经网络的蒸汽发生器故障预报系统 |
| 5.2.1 网络构成 |
| 5.2.2 样本数据处理 |
| 5.2.3 预报模型程序流程 |
| 5.2.4 网络训练 |
| 5.3 蒸汽发生器故障预报研究 |
| 5.3.1 仿真模型建立 |
| 5.3.2 仿真数据输入 |
| 5.3.3 预报结果分析研究 |
| 5.4 用户界面 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（7）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 |
（8）非全反射条件下粗网格等效均匀化参数的计算及应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 研究目的和研究内容 |
| 1.3.1 研究目的 |
| 1.3.2 研究内容 |
| 第二章 空间均匀化方法 |
| 2.1 前言 |
| 2.2 均匀化理论 |
| 2.2.1 均匀化问题的由来 |
| 2.2.2 传统的空间均匀化方法 |
| 2.2.3 其它均匀化方法 |
| 2.3 现代均匀化理论 |
| 2.3.1 等效均匀化理论 |
| 2.3.2 广义等效均匀化理论及其近似处理 |
| 2.3.3 Colorset 组件均匀化方法 |
| 2.4 非全反射边界条件下组件不连续因子的计算 |
| 2.4.1 影响不连续因子的因素 |
| 2.4.2 非全反射边界条件下组件不连续因子的计算方法 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 多群组件精细功率重构方法研究 |
| 3.1 前言 |
| 3.2 最小二乘迭代方法的多群组件精细功率重构方法 |
| 3.2.1 理论模型 |
| 3.2.2 基准例题检验 |
| 3.3 基于Colorset 粗网解修正的多群组件精细功率重构方法 |
| 3.3.1 理论模型 |
| 3.3.2 基准例题检验 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 改进组件均匀化方法研究 |
| 4.1 基准问题描述 |
| 4.2 改进组件均匀化方法研究 |
| 4.2.1 基于精确非均匀解的组件均匀化方法 |
| 4.2.2 现代组件均匀化方法的改进 |
| 4.2.3 Colorset 组件均匀化方法 |
| 4.3 本章小结 |
| 第五章 Colorset 组件均匀化方法在C5G7-MOX 3D基准例题上的验证 |
| 5.1 基准问题描述 |
| 5.2 组件均匀化参数的计算 |
| 5.3 计算结果及分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 并群问题研究 |
| 6.1 前言 |
| 6.2 并群的Colorset 组件均匀化方法 |
| 6.2.1 均匀化计算的步骤 |
| 6.2.2 泄漏修正 |
| 6.3 计算结果及分析 |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 全文总结 |
| 7.1 主要结论 |
| 7.2 论文主要创新点 |
| 7.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 附录A 二维IAEA基准例题 |
| 附录B 二维四群小堆基准问题 |
| 附录C C5G7-MOX 基准题材料截面参数 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文 |
（9）核反应堆最小烧毁比计算的新方法（论文提纲范文）
| 1 传统算法计算DNBRmin存在的问题 |
| 2 DNBRmin的新算法 |
| 3 结 论 |
四、核反应堆最小烧毁比计算的新方法（论文参考文献）
- [1]堆芯安全性在线分析[D]. 周琴. 哈尔滨工程大学, 2014(03)
- [2]核动力系统多目标优化方法研究及可行性验证[D]. 陈磊. 哈尔滨工程大学, 2014(11)
- [3]核动力装置总体参数最优化设计[D]. 刘成洋. 哈尔滨工程大学, 2013(07)
- [4]压水堆核电站堆芯子通道分析[D]. 梁志滔. 华南理工大学, 2011(06)
- [5]矩形通道中单块柔性平板流固耦合实验研究[D]. 赵玉静. 华北电力大学（北京）, 2010(09)
- [6]蒸汽发生器故障预报方法研究[D]. 阎明. 哈尔滨工程大学, 2010(06)
- [7]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)
- [8]非全反射条件下粗网格等效均匀化参数的计算及应用[D]. 黄灏. 上海交通大学, 2008(04)
- [9]核反应堆最小烧毁比计算的新方法[J]. 郑映烽,蔡章生,陈玲. 海军工程大学学报, 2003(06)
- [10]切尔诺贝利核电站事故及其后果[J]. 任勇,刘胜吾,彭荣秀,程小明,王树君,曾新然,张春江,左成元,廖忠岳,邹清华,方儒钦. 核动力工程, 1986(S1)
标签：数学模型论文;