一、秦山核电站辅机设备通过验收（论文文献综述）
樊茂[1]（2018）在《CAP1000核电厂建设期的风险分析及安全文化建设研究》文中指出我们为什么要投资核电项目、什么是优质核电项目、如何建设优质核电项目?核电是一种安全、清洁、高效的绿色能源,已得到业界的普遍共识,核电的发展,在一定程度上代表一个国家工业现代化的水平。发展核电是保持和提高我国核工业实力,稳定和壮大核科学技术人才队伍的重要依托,也是建设我国强大国防、进一步提升核大国地位、和平建设现代化强国的重要途径,是推进现代化建设、走强国之路、提升综合国力的重要战略举措。核电建设就像一场战役,俗话说,知己知彼方能百战不殆,我们要对以上三个问题有清晰的认识,统一思想,这是开展工作的方向;我们要团结一切能团结的力量,并树立共同的信仰——“安全第一、质量第一”的核安全文化,这将是我们取得这场“战役”胜利的关键。本论文在阐述我国核电产业发展的现状、规划、特点及存在的问题的基础上,针对CAP1000核电厂建设期的风险及核安全文化建设,运用危险源辨识与风险评价系统,通过梳理危险源辨识、风险评价的方法和CAP1000核岛危险源辨识方法存在的问题,论述危险源辨识方法的选择。本论文针对CAP1000核电厂初步设计和设备选型、项目前期方案的制定、设计审查、设备监造和出厂验收、设备运输和储存、设备安装和系统冲洗以及调试等建设期各阶段的主要风险及防范措施进行探讨,重点阐述项目前期方案制定作为风险项对核电站建设重要影响,并根据反应堆建设工程施工特点,运用系统工程手段对其建造风险进行分析,并将思路拓展到运用创新、协调、绿色、开放、共享的五大发展理念,在“一带一路”倡议的指导下引领我国核电产业在21世纪海上丝绸之路的广西乃至全世界发展的思路,相信此举对我国核电可持续发展具有一定的借鉴意义。
冉娟[2]（2018）在《重装公司核安全文化评估体系优化研究》文中研究指明从世界范围看,核电仍应是安全和清洁的能源之一,与其他行业相比,核电有非常明显的特殊性、技术复杂性、事故后果严重性、社会敏感性,确保安全是核电发展的生命。核安全文化是核电行业安全生产工作的重中之重,核安全文化评估是有效评估核安全文化建设水平,有力保证核安全文化建设顺利进行的重要手段。本文通过对核安全文化评估体系的优化方案进行研究,为核电设备制造企业的核安全文化建设情况提供评估方法,并根据重装公司核安全文化评估建立过程中遇到的问题,提出了确保评估体系有效运行的保障措施。针对课题的特点,本文采用了调查研究、比较分析法和归纳分析法等研究方法。首先,明确了文章的背景、目的和意义,对国内外核安全文化评估体系的现状进行了分析研究,比较分析了国内外核安全文化评估方法,为本文对重装公司核安全文化评估体系的研究奠定了理论基础。其次,分析了重装公司核安全文化建设历程,明确了建立重装公司核安全文化评估体系的必要性和迫切性,指出了构建重装公司核安全文化评估体系已具备的基本条件和存在的差距。再次,阐述了重装公司核安全文化评估体系的优化过程,并从核安全文化评估体系标准、评估体系的组织机构、各层次评估考核标准、核安全文化评估方法等方面,对重装公司核安全文化评估体系的重要环节进行了详细的分析。最后,为确保重装公司核安全文化评估体系的有效运行,从优化核电产品制造质量保证体系、强化培训机制、固化核安全文化成果、完善管理机制构架等方面入手,提出了优化保障措施。
田勇[3]（2018）在《核电站数字化仪控系统信息安全风险分析和应对》文中提出世界商用核电的发展已经超过六十年,目前核电已经与火电、水电共同构成了世界三大主要能源。随着基于信息技术的控制系统大规模应用于石化、能源等领域,信息安全问题逐步在工业控制系统的应用领域中凸显,而工业控制系统的信息安全问题中,与“核”相关的事件非常容易引起公众的关注。目前中国国内核电领域信息安全设计的顶层设计要求基本依附于现有的核电法规和标准中的比较通用的要求。完善的核电站仪控系统信息安全总体设计的理念和设计体系还有待建立,也缺乏执行性很强的验收标准或规范。本课题以核电站数字化仪控系统的信息安全为研究对象,分析了当前典型核电站数字化控制系统面临的实际风险,通过分析给出了一系列适用于核电站控制系统的信息安全领域风险识别、风险检测、风险防护、风险评估的方案。本课题研究的主要内容如下:-给出了核电站关键系统和关键数字资产识别的方法。-基于对典型核电站的数字化仪控系统总体结构的分析,识别主要的信息安全风险点,并提出应对措施。-给出了核电站仪控系统信息安全的设计要求。-结合核电站的实际设计情况,从信息安全风险点识别及评估、信息安全风险防护、信息安全事故缓解三个方面提出了具体的设计要求和方法;-提出了核电站信息安全防护纵深防御层次。本文主要聚焦于核电站仪控系统的信息安全设计需求、设计方案和设计流程的研究,具体的信息防护措施和检测技术措施以及风险评估的方法不在本文研究的范围。
马善军[4]（2017）在《凝汽器不锈钢管腐蚀特性及防控方法研究》文中研究说明凝汽器是电厂热力循环的冷端,凝汽器换热管腐蚀泄漏以及由此引发的锅炉爆管、炉前系统腐蚀、汽轮机结垢等是电厂运行中常见的事故,对整个电厂的安全经济运行有着重大影响,对投资和运行维修费用的影响也不容忽视。本课题的目的就是通过调查、统计分析和试验研究,分析不锈钢管凝汽器的主要腐蚀失效形态、原因和机理,掌握凝汽器冷却水的主要腐蚀影响因子及其变化规律,探索不锈钢管钝化和点蚀的特征及其监测方法,改进现有的选材方法,合理选择凝汽器换热管材料,改进现有的质量标准和条款,避免或者减少凝汽器腐蚀泄漏,提高凝汽器和电厂的安全经济性能。通过对电厂、凝汽器及换热管制造商的大量调查,搜集了各种不锈钢管凝汽器、换热器的失效案例。对一些典型的失效案例通过腐蚀形貌观察、化学成分分析、金相分析、能谱分析、电化学检测等方法对腐蚀形态、原因、机理和防控措施进行了研究。结果表明,凝汽器不锈钢焊接管有点蚀、垢下腐蚀、全面腐蚀等形态,无应力腐蚀,未发现晶间腐蚀,最主要的腐蚀失效形态是点蚀,焊缝及其热影响区是薄弱环节,提高制造质量特别是焊缝质量,正确选材,安装储存得当,运行时保持清洁是防止点蚀的重要措施。冷却水成分是合理选材的依据,它随空域、时域而变化,特别是河口水含盐量、Cl-和SO42-等成分变化巨大。通过对大量不同空域、时域的电厂冷却水成分的调查,运用数理统计分析方法,揭示了凝汽器冷却水主要成分特别是珠江河口水Cl-浓度的变化规律。结果表明,珠江河口水1、2、3和12月Cl-浓度月均值服从或近似服从正态分布,概率为0.999时,其最大月均Cl-浓度为4876mg/L,而最大Cl-浓度约为9000 mg/L。通过点蚀电位试验,提出了“基准水样”的概念,即将作为比较基准的不锈钢在试验水样中的点蚀电位调节到300800 mV,此时的试验水样即称为“基准水样”。当冷却水中腐蚀或缓蚀成分浓度在常规范围变化时,不锈钢在“基准水样”中的点蚀电位才会显着变化。用“基准水样”和方差分析方法较全面的鉴别了对选材有影响的冷却水成分,结果表明,HCO3-的缓蚀作用非常显着,与SO42-相当;当NO3-浓度小于37mg/L时,缓蚀作用不显着,当NO3-浓度大于37mg/L时,NO3-的缓蚀作用大幅度陡升到析氧电位附近;卤素离子F-的作用不显着。用极化曲线、EIS、Rp、SEM和EDS等方法研究了冷却水中不锈钢钝化和点蚀的特征及不锈钢管腐蚀状态的监测方法。发现:可用Rp数值大小监测不锈钢管的腐蚀状态,以10kΩ·cm2为界,判别不锈钢管是否发生了点蚀,该方法简单、方便、可靠;2个容抗弧不是点蚀的唯一特征,也可能是1个较扁的容抗弧;用EIS监测不锈钢的点蚀状态,很难满足稳定性要求;Cl-的作用有时间效应,超高Cl-浓度的短期（1-2个月）作用一般不会引起不锈钢管点蚀,但是随着时间延长,耐蚀性能会下降,点蚀和活化的概率不断增大。在上述研究的基础上,改进了现有的选材方法:1)河口水选材点蚀试验应用Cl-最大月均浓度而不是最大浓度,两者可相差数千毫克/升,温度用对应时期的冷却水最高温度而不是最高温度,按正态分布用样本容量n≥8的小样本统计推断方法求取Cl-最大月均浓度;2)缓蚀性离子不仅要考虑SO42-,还要考虑HCO3-和NO3-,可将HCO3-浓度换算成SO42-浓度。通过点蚀电位法及技术经济性能的比较研究,筛选出了选材导则中没有的高性价比的新型铁素体不锈钢管SSF-53和SSF-4。SSF-53的耐点蚀性能介于超级不锈钢和317L之间,可用于Cl-浓度≥5000mg/L的冷却水;SSF-4的耐点蚀性能介于317L和316L之间,可用于Cl-浓度≥1000mg/L的冷却水。扩大了选择范围,填补了技术空白。关于凝汽器不锈钢焊接管质量标准,基于本文的研究成果,通过分析评价,提出了多项重要修改建议,如焊缝腐蚀比试验列为必检项目,检测频率“2/500根批”为宜;晶间腐蚀试验可少做,检测频率“2/批”较合适;焊缝必须轧平,并有一定的变形量,热处理要有足够的停留时间等等。
杨晶伟[5]（2017）在《大型火力发电机组A级检修项目进度管理研究》文中认为TC发电有限公司8号机组投产至今,共进行1次A级检修,1次B级检修,3次C级检修,现计划对8号机组进行第2次A级检修。A级检修意味着机组要停止运行,并进行全面的解体检查和修理,所需时间较长。而机组长时间停运不仅会影响电厂自身的经济效益,也会影响电力系统,甚至是社会生活。所以,在最短时间内高质量的完成检修工作尤为重要。火力发电厂A级检修是火力发电机组生产运行中的一个重要环节,具有检修时间紧、改造项目多、工作量大、安全要求高、质量验收严、信息协调复杂以及投入资源大等特点,受到电厂高度重视。但从目前各电厂的A级检修情况看,检修主要存在项目延期、资源争夺、意外风险等问题,不仅严重影响电力系统的运行,对社会生活也有不同程度的影响。为避免这些问题发生,保证检修项目顺利进行,本文将关键链理论引入电厂检修中。关键链法是在关键路径的基础上引入制约理论,通过缩短活动时间与增加缓冲区,达到缩短项目整体时间且不影响项目质量与应对风险能力的效果。本文在关键链理论的基础上,结合电厂检修实际情况,解决了关键链法从理论研究应用到实际过程中存在的一些问题。在计划编制阶段,本文按照检修进度计划模型的实施步骤,确定了本次检修的关键链以及缓冲区的大小。在工作时间估算部分,本文针对电厂是否具有A级检修经验,提出了不同的时间估算方法。本文还通过缓冲区将进度计划编制与进度控制结合起来,以保证检修按计划执行。在进度控制阶段,采用动态监控的方法管理缓冲区,以提高预警信息的准确性。并在该方法的基础上,按风险级别的不同,将组织分为决策层、控制层和执行层来监控缓冲区,以保证项目的准时完工。本文借鉴关键链理论,并结合项目管理相关知识,依照基于关键链法的进度计划与进度控制模型,得出了本次检修的进度计划与控制方案。本研究不仅适用于TC电厂的检修,对其他电厂日后的检修工作同样具有重要的借鉴意义。
杨喆[6]（2016）在《东汽核电汽轮机服务战略研究》文中研究说明随着全球经济的发展,服务竞争在制造业市场竞争中频繁出现,企业试图通过―服务‖增强产品竞争力并将其作为价值的新来源。战略管理能够为企业业务发展指明方向,企业不同细分市场的产品需要适宜的服务战略。根据企业所开展业务的外部宏观环境,业务自身情况进行分析,能够明晰行业竞争态势,了解企业自身能力,发现产品生命周期的不同阶段顾客需求的变化。针对不同细分市场的服务战略进行管理,可以调配整合相应的企业内外部资源适应细分市场的发展趋势,能够在获取服务价值的基础上,使服务能力成为企业的核心竞争力。对许多国家而言,核能是应对全球能源短缺和气候变化的重要选择之一。目前,我国处于大力发展核电产业阶段,核电汽轮机作为核能发电中的重要设备,市场竞争激烈。本文针对国内核电汽轮机制造这一细分市场,通过对东汽核电汽轮机业务外部环境、核电汽轮机业务实施能力、实施过程进行分析,结合核电汽轮机市场发展趋势和东汽―十三五‖规划战略目标,提出东汽核电汽轮机服务战略:使东汽核电汽轮机产品的服务能力成为在核电汽轮机制造市场的核心竞争力,满足用户需求的同时实现企业自身的利益最大化。对东汽已有核电汽轮机服务业务实施过程中暴露的一些问题进行了分析,并提出对策。提出了配合核电厂业主进行设备延寿、退役处理等新的服务方向和服务模式参考。最后从核安全文化、内部成本核算、技术创新、服务管理机构、顾客回访、人才培养、现场服务条件、绩效考核等方面对东汽核电汽轮机服务战略的实施提出了保障措施。
季同盛[7]（2016）在《核电应急柴油发电机组抗震分析》文中研究指明在我国大力发展核电的同时,相关核电设备的抗震性能工作也应当得到相应重视。本文从核电设备抗震性能的重要性展开,以核电应急柴油发电机组为抗震分析对象,详细介绍了核电设备的抗震方法,这对我国核电安全高效的发展有着重要而深远的意义。根据相关核安全法规,核电应急柴油发电机组属于抗震Ⅰ类设备,对于该类设备必须进行抗震鉴定,以确保其在地震作用时及地震作用后均能履行其安全功能。本文通过有限元ANSYS软件对应急发电机组进行抗震计算分析,对应急机组整机建模,计算分析内容包括机组自重载荷下的模态分析和地震载荷下的反应谱分析,分析计算模型的位移变形、部件的应力分布以及对柴油机和发电机与公共底座的连接螺栓进行应力校核。计算分析结果表明机组在地震载荷下变形和应力均远小于设计要求的变形和应力,螺栓应力远小于其许用应力,机组能满足抗震要求。同时对应急发电机组采用抗震试验分析,分析内容包括动态特性探查试验、5次运行基准地震试验和1次安全停堆地震试验,试验结果表明该机组在每次试验过程中以及试验完成后机组各部件无明显脱落,且机组能正常运行,该机组能满足抗震要求。最后对机组的抗震计算分析与试验分析两种方法进行比较,对两种方法进行评价,最终得出该应急机组在相应的地震载荷作用下及作用后能满足结构完整性和功能完好性要求。
李仕帅[8]（2016）在《核级阀门强度计算方法的比较分析》文中研究说明目前,核级阀门强度计算方法有好几种,主要包括有限元数值方法、ASME规范中的公式法、RCC-M规范中的公式法,而ASME规范和RCC-M规范对不同核安全等级的公式方法略有差异,国内在建及运行中的核电站是按照不同的规范设计和建造的,使用的核级阀门也是按照不同的规范设计、制造、验收,由此可以看出我国现行核级阀门强度计算遵循的规范不统一。中国正在开发具有自主知识产权的核电站,核级设备的国产化是必然趋势,所以对于核级阀门来说,一个完整的核级阀门设计、评价的规范是必不可少的。本文以一个核二级针形截止阀为例,通过Pro/E搭建其三维简化模型,导入有限元分析软件ANSYS中进行前处理工作,对三维模型分块,定义材料及接触关系,划分网格,施加载荷,进行有限元分析,完成阀门的强度校核计算;之后使用法国RCC-M规范中的公式法,确定阀门最小壁厚,通过提供的公式及设计参数,计算出关注部位的应力值,完成阀门的强度校核计算。根据计算过程及得到的结果对这两种方法进行比较。还通过核一级阀门和核二级阀门的强度校核计算,比较了 RCC-M规范中的方法和美国的ASME规范中的方法。通过上述的比较分析,找出了几种方法各自的特点,为中国核级阀门的设计和设计规范的制定提供一定的参考。通过比较可知,有限元分析法工作量相对较大,结果的精度受到建模过程及网格划分过程的影响,但可以得到整个阀门的应力分布情况;美国的ASME规范和法国的RCC-M规范规定的方法大体过程是一样的,但在具体的一些公式及数据上存在差别,计算过程相对而言比较简单,计算结果只取决于几个公式及数据,得到的只是阀门上关注部位的强度情况。
陆军[9]（2015）在《核电蒸汽发生器管子管板液压胀接技术研究》文中研究表明作为压水堆核电站一回路关键主设备的蒸汽发生器,其中一回路的水带有放射性,而U形管正是一回路和二回路的边界,既起到阻隔放射性作用,又传导热量。而U形管和管板的连接就是其中最脆弱的环节,非常容易发生泄漏故障而导致核电站停堆维修。因此,在蒸汽发生器制造中对管子管板的液压胀管技术研究非常必要和关键。本课题来源于某核电站蒸汽发生器U形传热管与管板液压胀接生产制造需要。本文用ANSYS软件模拟蒸汽发生器管子管板液压胀管的方法,研究胀管压力、保压时间对管子管板胀接后接触压力、接头拉脱力、残余应力的影响,并通过对管子管板液压胀工艺评定的考核,最终确定产品制造的工艺参数。制定了正式产品胀管的操作工艺规程,并确定管子管板胀接验收准则,提高了产品的生产效率和成功率,为公司今后的产品生产打下扎实的基础。同时,较为详细的介绍了正式产品U形管和管板液压胀接整个生产和检验过程,具有较强的可操作性,也可以为其他液压胀管方面的应用提供非常好的案列借鉴。
葛涛[10]（2015）在《核电工程项目质量链协同管理研究》文中认为核电发展是我国能源发展战略的重要组成部分。随着2011年日本福岛核电站因地震造成的核泄露引发了世界各国对核电工程建设质量的重视,如何提高核电企业的质量安全水平,保障核电建设安全、高效进行,确保万无一失地综合利用核能是各国政府及核电企业亟待解决的问题。中国核电提速发展的同时,也对核电安全发展、核电建设规范化、核电工程管理科学化提出了更高的要求。核电工程项目投入资金大、建设周期长、安全、质量与环境要求高、基建技术复杂,所需资源多样、过程不确定性较多等特点加大核电项目管理的难度。要保证核电工程的安全性,必须要各参与方者来协同各部分间的安全标准,使建成后的核电工程作为一个整体,能够达到相应的安全标准。因此,建立协同管理机制是核电工程项目实现核电安全的内在要求。论文从当前核电工程项目的特征出发,结合运用质量链管理理论与协同学理论,从方法层的协同、过程层的协同以及主体层的协同等三个层次构建核电工程质量链协同管理的一般理论与方法,具体研究包括以下内容。1.核电工程项目的质量链分析。分析归纳了核电项目的非线性、多元主体、梯级协调、有效性系统等特征；基于质量链视角,从核电项目的基本链节分析入手,确立了核电工程项目质量链的基本构架；重点分析并明确了核电工程项目质量链过程中供应商选择、质量诊断以及质量风险控制等关键节点；基于过程控制视角,对核电工程质量链过程控制的内容与一般措施进行了分析；对核电工程项目参与的多元主体进行了分析,明确了基于质量链的核电工程项目网链结构。2.核电工程项目质量链管理的一般框架构建。从协同理论出发,分析了基于质量链的协同管理思路,对比分析了传统核电质量管理的直线思维与基于质量链协同管理的网络思维,明晰了核电企业在质量链协同管理中的地位；基于核电企业的核心“链主”地位,进一步对核电工程质量链协同管理的基础环境层、技术平台层、过程实施层以及价值目标层进行分析,并运用"PDCA"模型对核电工程质量链管理的运行过程进行了分析；重点对核电工程项目质量链协同管理的整体构架进行了构建,并从方法层协同、过程层协同、主体层协同以及信息层集成等层面,对整体构架进行了分析。3.核电工程项目质量链协同管理方法层协同研究。基于微观工序的视角,对核电工程项目质量链协同管理的方法层协同进行研究。着重针对核电工程项目质量链的关键节点,分别采用不同方法进行质量控制。具体而言,针对核电项目建设供应商管理与评价,论文选择力量矩阵理论对核电供应商关系管理策略进行设计,并运用AHP评价方法构建了核电供应商评价的基本模型；针对核电工程建设中的质量诊断问题,从不同质量测度的内涵出发,分别介绍与分析了控制图诊断、过程能力指数诊断以及关键质量链诊断等质量诊断方法；分析了微观工序控制中的核电项目质量风险传递的链节特征,构建了核电项目两阶段质量风险传递模型,并分析了核电项目质量链风险控制的基本途径；针对核电工程工序与活动中的不确定性问题,将核电建设中相互关联的不确定过程作为随机过程的研究对象,利用随机网络图示评审技术,构建了核电工程项目质量链随机变量的网络优化模型,从概率和系统分析的角度研究了核电项目质量链定量计算和优化方法。4.核电工程项目质量链协同管理过程层协同研究。基于中观能力的视角,对核电工程项目质量链协同管理的过程层协同进行了研究。介绍了过程能力及基本过程能力的一般内涵与计算方法；以过程质量损失函数为基础,定义了反映工序过程质量水平的过程能力指标；针对核电工程复杂多变的特征,分别构建了标准差随时间变化、平均值随时间变化以及两者均同时随时间变化的三种动态过程能力指数模型；重点研究了基于过程能力的核电工程项目质量链控制方法,具体包括：基于静态过程能力指数的工序质量控制方法、基于复杂工序的多过程能力指数及评价方法以及基于过程网络的关键质量链的控制与实现方法。5.核电工程项目质量链协同管理主体层协同研究。基于宏观利益的视角,对核电工程项目质量链协同管理的主体层协同进行了研究。重点针对核电工程项目质量链各中各参与主体的利益关系协调问题进行分析与策略设计。具体包括,利用委托代理理论,对质量链参与主体的关系进行经济学分析,并对各主体收益激励的一般模型进行了归纳与分析,明确声誉激励在核电质量链协同管理中的必要性：分别从基于信任的伙伴关系、基于互利共赢的约束关系、基于信息共享的反馈合作关系等不同层面,进一步详细分析了核电工程项目质量链主体进行利益协调机制的基本要素以相关的协调解决机制；基于声誉理论,构建了两阶段最优动态激励契约模型,并对不考虑声誉因素的显性激励机制进行了比较分析。通过论文的研究,确立了核电工程项目质量链协同管理的一般构架及实现思路与操作方法,对于指导与推动我国核电工程项目协同管理具有十分积极的作用。理论上,将质量链管理理论与核电工程项目管理的方法与过程相结合,构建了基于质量链理论的核电工程项目协同管理的一般方法与理论,深化了质量链理论方法的应用,同时也拓展了核电工程项目管理的方法与理论；实践上,从管理方法、过程控制以及利益协调等方面为当前核电工程建设项目提供了现实理论指导,对于优化核电资源配置、保障核电安全,促进我国核电事业的发展具有积极的推动作用。
二、秦山核电站辅机设备通过验收（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、秦山核电站辅机设备通过验收（论文提纲范文）
（1）CAP1000核电厂建设期的风险分析及安全文化建设研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究目的和意义 |
| 1.2 研究内容 |
| 1.3 研究方案 |
| 1.4 研究技术路线图 |
| 1.5 我国核电产业发展的现状、规划及存在的问题 |
| 1.5.1 我国核电产业发展现状及规划 |
| 1.5.2 核电产业的特点 |
| 1.5.3 我国核电产业发展存在的问题 |
| 1.6 本章小结 |
| 第2章 五大发展理念在我国核电产业的运用 |
| 2.1 五大发展理念 |
| 2.2 我国核电产业创新发展 |
| 2.3 协调发展我国核电产业 |
| 2.4 我国核电产业的绿色发展 |
| 2.5 开放合作的核电产业体系 |
| 2.6 核电产业的共享发展 |
| 2.7 夯实安全管理基础,培育核电企业安全文化 |
| 2.7.1 安全管理基础薄弱 |
| 2.7.2 安全发展理念冲突 |
| 2.7.3 .夯实安全管理基础 |
| 2.8 本章小结 |
| 第3章 核安全文化与核电项目风险管理之间的联系 |
| 3.1 为什么要投资核电站 |
| 3.2 如何建设安全高效核电站 |
| 3.3 什么是核安全文化 |
| 3.4 为什么要培育核安全文化 |
| 3.5 怎样培育核安全文化 |
| 3.6 核安全文化中的质量、进度、成本与核电项目风险管理 |
| 3.6.1 核安全文化中的质量 |
| 3.6.2 核安全文化中的进度 |
| 3.6.3 核安全文化中的成本 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 核电站建造阶段安全风险评价的方法 |
| 4.1 危险源辨识与风险评价概述 |
| 4.2 危险源辨识的方法 |
| 4.3 风险评价的方法 |
| 4.4 CAP1000 核岛危险源辨识方法存在的问题 |
| 4.5 危险源辨识方法选择 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 电厂建造过程阶段主要风险及防范措施 |
| 5.1 核电厂建造过程重要阶段划分 |
| 5.2 各阶段的主要风险及防范措施 |
| 5.2.1 初步设计和设备选型 |
| 5.2.2 项目前期方案的制定 |
| 5.2.3 设计审查把关 |
| 5.2.4 设备监造和出厂验收 |
| 5.2.5 设备运输和储存 |
| 5.2.6 设备安装和系统冲洗 |
| 5.2.7 调试阶段 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（2）重装公司核安全文化评估体系优化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究的目的和意义 |
| 1.1.1 课题背景 |
| 1.1.2 研究的目的 |
| 1.1.3 研究的意义 |
| 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 本文的研究方法和主要内容 |
| 1.3.1 本文的研究方法 |
| 1.3.2 本文的主要内容 |
| 第2章 相关理论基础 |
| 2.1 核安全文化定义 |
| 2.1.1 INSAG-4 的定义 |
| 2.1.2 WANO的定义 |
| 2.1.3 NRC的定义 |
| 2.1.4 INPO的定义 |
| 2.1.5 国家核安全局的定义 |
| 2.1.6 核安全文化定义的比较 |
| 2.2 核安全文化理论 |
| 2.2.1 IAEA提出的核安全文化 |
| 2.2.2 INPO提出的卓越核安全文化 |
| 2.2.3 国家核安全局提出的核安全文化 |
| 2.3 核安全文化评估方法 |
| 2.3.1 IAEA评估方法 |
| 2.3.2 INPO评估方法 |
| 2.3.3 国内评估方法 |
| 2.4 有关核安全文化评估体系的分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 重装公司核安全文化评估体系现状分析 |
| 3.1 重装公司发展历程 |
| 3.1.1 重装公司基本情况 |
| 3.1.2 重装公司重点发展历程 |
| 3.1.3 重装公司核安全文化建设历程 |
| 3.2 重装公司核安全文化评估体系建立的必要性和迫切性 |
| 3.2.1 建立的必要性 |
| 3.2.2 建立的迫切性 |
| 3.3 重装公司核安全文化评估体系现状 |
| 3.3.1 评估体系现状 |
| 3.3.2 评估体系存在的问题 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 重装公司核安全文化评估体系优化方案设计 |
| 4.1 优化的原则和目标 |
| 4.1.1 优化的原则 |
| 4.1.2 优化的目标 |
| 4.2 方案优化的总体框架和主要内容 |
| 4.2.1 建立评估体系的工作组 |
| 4.2.2 确定评估体系的结构 |
| 4.2.3 编制形成评估体系文件 |
| 4.2.4 开展专业培训 |
| 4.2.5 进行核安全文化评估 |
| 4.3 重装公司核安全文化评估体系的优化 |
| 4.3.1 核安全文化评估体系标准 |
| 4.3.2 各层次评估考核标准 |
| 4.3.3 核安全文化评估方法 |
| 4.3.4 评估报告 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 重装公司核安全文化评估体系优化保障措施 |
| 5.1 优化核电产品制造质量保证体系 |
| 5.1.1 融入核安全文化与人员行为工具 |
| 5.1.2 明确程序文件的制定层级 |
| 5.2 强化企业培训机制 |
| 5.2.1 细化培训层级 |
| 5.2.2 建立能力评估系统 |
| 5.3 固化核安全文化成果 |
| 5.3.1 建立核安全文化大纲 |
| 5.3.2 融入人员行为工具 |
| 5.4 完善管理机制构架 |
| 5.4.1 完善经验反馈平台 |
| 5.4.2 建立安全生产考核制度 |
| 5.4.3 开展管理风险分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 致谢 |
（3）核电站数字化仪控系统信息安全风险分析和应对（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 仪控系统信息安全的研究现状 |
| 1.3 本课题研究的内容 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 核电站信息安全需求 |
| 2.1 核电站信息安全定义 |
| 2.2 核电站计算机系统信息安全顶层标准 |
| 2.3 核电站仪控系统信息安全需求 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 核电站数字化仪控系统资产属性评估 |
| 3.1 核电站关键数字资产识别方法 |
| 3.2 核电站数字化仪控系统资产属性分析 |
| 3.2.1 核电站仪控系统概况 |
| 3.2.2 核电站数字化系统资产属性识别 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 核电站数字化仪控系统信息安全设计 |
| 4.1 仪控系统信息安全总体设计过程 |
| 4.2 仪控系统信息安全设计要求 |
| 4.3 信息安全风险识别及评估 |
| 4.4 信息安全风险防护 |
| 4.4.1 技术手段 |
| 4.4.2 管理手段 |
| 4.4.3 仪控系统信息安全风险应对措施 |
| 4.5 信息安全事故的缓解 |
| 4.5.1 信息安全攻击的识别 |
| 4.5.2 信息安全攻击的应对 |
| 4.5.3 信息安全攻击的后备手段 |
| 4.5.4 信息安全技术纵深防御层次 |
| 4.6 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 |
| 读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（4）凝汽器不锈钢管腐蚀特性及防控方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究的目的和意义 |
| 1.2 凝汽器换热管的研究与应用现状 |
| 1.2.1 凝汽器换热管的种类与发展趋势 |
| 1.2.2 换热管腐蚀失效的研究现状 |
| 1.2.3 不锈钢焊接管的研究现状 |
| 1.3 主要研究内容与方法 |
| 第2章 不锈钢管腐蚀形态、原因、机理分析及腐蚀防控 |
| 2.1 腐蚀失效概况 |
| 2.2 点蚀分析与防控 |
| 2.2.1 点蚀理论 |
| 2.2.2 安徽TL和WH电厂不锈钢管点蚀原因及机理分析 |
| 2.2.3 不锈钢管焊缝及热影响区域点蚀机理分析及防控 |
| 2.2.4 储存过程中不锈钢管点蚀原因分析与防控 |
| 2.2.5 安装不当引起的不锈钢管点蚀分析 |
| 2.2.6 选材不当引起不锈钢管点蚀或浪费的分析与防控 |
| 2.3 垢下腐蚀分析及防控 |
| 2.3.1 普通水垢下的腐蚀分析与防控 |
| 2.3.2 二氧化锰垢下的腐蚀分析与防控 |
| 2.4 管板电偶腐蚀和不同金属间的缝隙腐蚀分析与防控 |
| 2.5 应力腐蚀原因分析及防控 |
| 2.6 全面锈蚀原因分析与防控 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 凝汽器冷却水成分、变化规律和水质特征 |
| 3.1 凝汽器冷却水水源概况 |
| 3.2 冷却水的天然水水源 |
| 3.2.1 我国天然水的污染情况 |
| 3.2.2 天然水的成分和杂质 |
| 3.2.3 我国天然水主要成分的变化规律 |
| 3.3 冷却水的再生水水源 |
| 3.3.1 国内外冷却水使用再生水状况 |
| 3.3.2 再生水成分与水质特点 |
| 3.4 循环冷却水 |
| 3.5 广州HP电厂珠江口水Cl-浓度的分布规律与区间估计 |
| 3.5.1 珠江水Cl-日均浓度的分布规律 |
| 3.5.2 珠江水Cl-月均浓度的分布规律和区间估计 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 电化学腐蚀试验系统及方法 |
| 4.1 电化学腐蚀试验系统及仪器 |
| 4.2 试验材料和工作电极 |
| 4.3 试验方法 |
| 4.3.1 点蚀电位和保护电位 |
| 4.3.2 交流阻抗 |
| 4.3.3 极化电阻 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 冷却水对不锈钢管点蚀特性的影响研究 |
| 5.1 基准水样 |
| 5.1.1 基准水样试验 |
| 5.1.2 试验结果与讨论 |
| 5.2 冷却水对不锈钢点蚀特性的影响 |
| 5.2.1 冷却水成分的影响 |
| 5.2.2 冷却水温度的影响 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 不锈钢管钝化和点蚀的电化学特征与监测方法 |
| 6.1 试验 |
| 6.2 试验结果与讨论 |
| 6.2.1 不锈钢304循环极化曲线和Rp |
| 6.2.2 不锈钢304在冷却水中的Rp和EIS |
| 6.2.3 不锈钢 316L和 317L在高Cl-河口水中的浸泡试验 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 凝汽器不锈钢管选材及点蚀和浪费防控 |
| 7.1 改进的选材方法 |
| 7.2 地下水不锈钢管凝汽器的选材 |
| 7.3 CX电厂不锈钢管凝汽器选材及点蚀防控方法 |
| 7.3.1 循环冷却水成分、温度和杀菌剂 |
| 7.3.2 不锈钢管选材和点蚀防控方案试验 |
| 7.3.3 试验结果和讨论 |
| 7.4 HCO3-对不锈钢管选材的影响 |
| 7.5 广州HP电厂凝汽器不锈钢管选材 |
| 7.5.1 选材点蚀试验水样的代表性 |
| 7.5.2 选材点蚀试验 |
| 7.6 本章小结 |
| 第8章 不锈钢焊接管质量标准的研究与改进 |
| 8.1 制造方法、热处理和交货状态 |
| 8.2 化学成分和力学性能 |
| 8.3 尺寸偏差、外观和表面质量 |
| 8.4 腐蚀试验和无损检测试验 |
| 8.5 工艺性能试验 |
| 8.6 本章小结 |
| 第9章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ 常用管材的牌号、成分和不同国家不锈钢牌号对照 |
| 附录Ⅱ 广州HP电厂珠江口水氯离子浓度原始数据 |
| 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 |
（5）大型火力发电机组A级检修项目进度管理研究（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 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 论文内容 |
| 1.3.1 论文结构 |
| 1.3.2 论文创新点 |
| 第二章 相关理论 |
| 2.1 项目进度管理相关理论 |
| 2.1.1 项目管理 |
| 2.1.2 项目进度管理 |
| 2.1.3 项目进度编制方法 |
| 2.1.4 编制方法的选择 |
| 2.2 关键链法相关理论 |
| 2.2.1 制约理论 |
| 2.2.2 关键链法 |
| 2.3 检修管理理论 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 TC电厂机组设备检修前状态分析 |
| 3.1 设备简介 |
| 3.1.1 汽机设备简介 |
| 3.1.2 锅炉设备简介 |
| 3.1.3 电气设备简介 |
| 3.2 检修前隐患及缺陷分析 |
| 3.2.1 汽机专业设备状态分析 |
| 3.2.2 锅炉专业设备状态分析 |
| 3.2.3 电气二次专业设备状态分析 |
| 3.2.4 热控专业设备 |
| 3.2.5 检修项目及质检点统计 |
| 3.3 检修管理目标及要求 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 TC电厂A级检修项目进度研究 |
| 4.1 A级检修项目工作时间估算 |
| 4.1.1 缺乏检修经验的时间估算方法 |
| 4.1.2 具备检修经验的时间估算方法 |
| 4.2 A级检修项目关键路径确定 |
| 4.3 A级检修项目制约因素分析 |
| 4.4 A级检修项目关键链确定 |
| 4.5 A级检修项目缓冲区计算 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 TC电厂A级检修项目进度控制 |
| 5.1 A级检修项目缓冲区管理 |
| 5.2 A级检修项目组织分层次管控 |
| 5.3 A级检修项目激励机制 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 研究成果与结论 |
| 参考文献 |
| 附录A |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（6）东汽核电汽轮机服务战略研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 论文选题背景、研究目的与研究意义 |
| 1.1.1 论文选题背景 |
| 1.1.2 研究目的 |
| 1.1.3 研究意义 |
| 1.2 基本理论概述 |
| 1.3 研究框架、方法及思路 |
| 1.3.1 研究的框架 |
| 1.3.2 研究的方法 |
| 1.3.3 研究的思路 |
| 第二章 东汽核电汽轮机业务的外部环境 |
| 2.1 外部宏观环境PEST分析 |
| 2.2 国内外核电汽轮机产业发展趋势分析 |
| 2.3 国内核电汽轮机行业竞争环境分析 |
| 2.3.1 行业主要竞争对手 |
| 2.3.2 潜在进入者的威胁 |
| 2.3.3 替代品的威胁 |
| 2.3.4 客户 |
| 2.3.5 供应商 |
| 2.4 技术合作方 |
| 2.5 核电汽轮机设备市场价格变化 |
| 2.6 小结 |
| 第三章 东汽核电汽轮机业务分析 |
| 3.1 东汽核电汽轮机业务实施能力 |
| 3.1.1 生产能力 |
| 3.1.2 技术能力 |
| 3.1.3 营销能力 |
| 3.1.4 运输能力 |
| 3.2 东汽核电汽轮机业务实施过程分析 |
| 3.2.1 东汽核电汽轮机售前阶段 |
| 3.2.2 东汽核电汽轮机售中阶段 |
| 3.2.3 东汽核电汽轮机售后阶段 |
| 3.2.4 各阶段核电厂业主需求分析 |
| 3.3 东汽汽轮机服务业务的开展 |
| 3.3.1 东汽汽轮机服务意识的发展 |
| 3.3.2 东汽汽轮机服务组织机构设置 |
| 3.3.3 东汽汽轮机服务实施情况 |
| 3.4 小结 |
| 第四章 东汽核电汽轮机服务战略 |
| 4.1 东汽―十三五‖目标定位 |
| 4.2 国内核电汽轮机服务市场分析 |
| 4.3 核电汽轮机服务需求分析 |
| 4.3.1 国内外核电日常维护、换料大修管理模式 |
| 4.3.2 核电机组自身特性 |
| 4.3.3 核电行业管理特性 |
| 4.4 小结 |
| 第五章 战略的实施及保障 |
| 5.1 东汽核电汽轮机服务战略实施情况 |
| 5.1.1 备品备件供应 |
| 5.1.2 运行维护技术指导服务 |
| 5.1.3 设备技术升级改造 |
| 5.2 核电厂设备延寿和退役处理服务 |
| 5.3 重型燃气轮机服务模式参考 |
| 5.4 战略实施的保障 |
| 5.4.1 加强核安全文化培训 |
| 5.4.2 加强公司内部成本核算 |
| 5.4.3 鼓励技术创新 |
| 5.4.4 核电汽轮机服务管理机构设置 |
| 5.4.5 建立有效的顾客回访机制 |
| 5.4.6 积极培训人才 |
| 5.4.7 改善现场服务条件 |
| 5.4.8 优化绩效考核 |
| 第六章 结论 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
（7）核电应急柴油发电机组抗震分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 概述 |
| 1.2 国内外核电设备抗震发展概况 |
| 1.2.1 抗震理论发展概况 |
| 1.2.2 抗震设计规范发展概况 |
| 1.2.3 核电应急柴油发电机组发展概况 |
| 1.3 核安全与核事故 |
| 1.4 本文的主要研究内容与研究意义 |
| 第2章 核电应急柴油发电机组 |
| 2.1 核电应急柴油发电机组概述 |
| 2.2 核电应急柴油发电机组特点 |
| 2.3 核电应急柴油发电机组的抗震鉴定 |
| 2.4 核电应急柴油发电机组抗震计算分析 |
| 2.4.1 解耦准则 |
| 2.4.2 载荷组合 |
| 2.4.3 计算方法 |
| 2.4.4 阻尼 |
| 2.4.5 应力分析 |
| 2.5 核电应急柴油发电机组抗震试验分析 |
| 2.5.1 设备安装 |
| 2.5.2 动态特性探查试验 |
| 2.5.3 抗震性能试验 |
| 2.5.4 试验后的功能检验 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 KTA38-G5型机组抗震计算分析 |
| 3.1 有限元法与ANSYS软件 |
| 3.1.1 有限元法 |
| 3.1.2 有限元软件 |
| 3.2 机组的有限元模型 |
| 3.2.1 几何模型 |
| 3.2.2 材料机械力学特性 |
| 3.3 载荷 |
| 3.3.1 载荷和载荷组合 |
| 3.3.2 地震载荷 |
| 3.4 机组的模态分析 |
| 3.5 机组的抗震结构分析 |
| 3.5.1 DW+EL+SL1工况 |
| 3.5.2 DW+EL+SL2工况 |
| 3.6 螺栓校核 |
| 3.7 机组的抗震性能评定 |
| 3.7.1 机组结构应力评定 |
| 3.7.2 连接螺栓的应力评定 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 KTA38-G5型机组抗震试验分析 |
| 4.1 试验内容 |
| 4.2 验收准则 |
| 4.3 试验过程 |
| 4.3.1 设备的安装 |
| 4.3.2 传感器测点的布置 |
| 4.3.3 动态特性探查试验 |
| 4.3.4 抗震鉴定试验 |
| 4.4 试验数据整理 |
| 4.5.1 动态特性结果 |
| 4.5.2 抗震试验结果 |
| 4.5 试验结论 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 总结和展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间所发表的学术论文 |
| 致谢 |
（8）核级阀门强度计算方法的比较分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题的背景和意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 有限元软件ANSYS在核级阀门强度分析中的应用 |
| 1.2.2 核级阀门强度计算的要求及规范中的计算方法 |
| 1.3 本课题研究内容 |
| 第2章 核级阀门强度的有限元分析 |
| 2.1 三维模型的建立 |
| 2.1.1 模型的简化 |
| 2.1.2 几何模型的建立 |
| 2.1.3 材料及接触类型的定义 |
| 2.2 网格划分 |
| 2.2.1 模型的分块 |
| 2.2.2 网格划分方法 |
| 2.3 有限元分析 |
| 2.3.1 载荷的施加 |
| 2.3.2 应力评定路径的选取 |
| 2.3.3 阀门的应力评定 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 RCC-M规范中阀门强度分析方法 |
| 3.1 最小壁厚的确定 |
| 3.2 正常工况下的应力评定 |
| 3.2.1 总体一次薄膜应力的评定 |
| 3.2.2 一次薄膜应力与弯曲应力之和的评定 |
| 3.3 异常、紧急、事故工况下的应力评定 |
| 3.3.1 异常工况下的应力评定 |
| 3.3.2 紧急工况下的应力评定 |
| 3.3.3 事故工况下的应力评定 |
| 3.4 RCC-M规范中方法与有限元分析方法的比较分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 规范中几种核级阀门强度计算方法的比较分析 |
| 4.1 ASME与RCC-M中核一级阀门强度计算方法的比较分析 |
| 4.1.1 最小壁厚的确定方法 |
| 4.1.2 应力评定方法 |
| 4.2 ASME与RCC-M中核二级阀门强度计算方法的比较分析 |
| 4.3 规范中核一级与二级阀门强度计算方法的比较分析 |
| 4.3.1 ASME中核一级与二级阀门强度计算方法的比较分析 |
| 4.3.2 RCC-M中核一级与二级阀门强度计算方法的比较分析 |
| 4.4 规范中几种核级阀门强度计算方法比较分析的总结 |
| 4.5 对中国核级阀门规范的建议 |
| 4.6 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 |
（9）核电蒸汽发生器管子管板液压胀接技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 课题的来源及研究的意义 |
| 1.3 胀管工艺对比 |
| 1.3.1 机械胀管法 |
| 1.3.2 爆炸胀管法 |
| 1.3.3 橡胶胀管法 |
| 1.3.4 液压胀管法 |
| 1.4 液压胀管法的发展及国内外现状 |
| 1.5 本课题主要研究内容 |
| 第二章 液压胀管过程理论分析 |
| 2.1 液压胀管理论 |
| 2.2 液压胀管压力计算 |
| 2.3 压力加载过程及保压时间分析 |
| 2.4 ANSYS模拟过程分析 |
| 2.4.1 前处理阶段 |
| 2.4.2 求解阶段 |
| 2.4.3 后处理阶段 |
| 2.5 数据结果分析 |
| 2.5.1 保压时间分析 |
| 2.5.2 残余接触压力随胀管压力的变化 |
| 第三章 液压胀管工艺评定试验 |
| 3.1 液压胀管设备 |
| 3.2 评定试验所应用的技术规范 |
| 3.3 管子胀接要求 |
| 3.4 本评定的有效范围 |
| 3.5 评定试验使用材料 |
| 3.5.1 管板试板参数 |
| 3.5.2 管子参数 |
| 3.5.3 管板试板和管段的结合 |
| 3.6 工艺评定试验的实施 |
| 3.6.1 初步试验 |
| 3.6.2 评定试验的实施 |
| 3.6.3 液压胀管过程中的设备检验 |
| 3.7 验收标准 |
| 3.7.1 .外观控制 |
| 3.7.2 .尺寸检验 |
| 3.7.3 .密封性试验 |
| 3.7.4 .拉脱力试验 |
| 3.8 记录试验结果及分析 |
| 3.9 本章小结 |
| 第四章 蒸汽发生器U形管产品液压胀管工艺 |
| 4.1 穿管与定位胀 |
| 4.1.1 定位胀管设备 |
| 4.1.2 胀管前的准备 |
| 4.1.3 胀管操作 |
| 4.2 管子管板封口焊及探伤 |
| 4.3 管子封口焊缝氦气检漏检查 |
| 4.3.1 氦气检漏试验阶段 |
| 4.3.2 氦气检漏试验方法 |
| 4.3.3 局部氦气检漏的验收标准 |
| 4.4 管子管板液压胀接 |
| 4.4.1 胀管前准备 |
| 4.4.2 胀管操作 |
| 4.4.3 检查和验收标准 |
| 4.4.4 车间检查及记录要求 |
| 4.4.5 胀管的偏差与复胀 |
| 4.4.6 记录和报告 |
| 4.5 涡流轮廓检查 |
| 4.6 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 |
（10）核电工程项目质量链协同管理研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 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 关于质量链管理的研究现状 |
| 1.2.2 关于核电质量管理的研究与实践 |
| 1.2.3 关于工程项目协同管理的研究现状 |
| 1.3 研究内容、方法及逻辑结构 |
| 1.3.1 研究内容与方法 |
| 1.3.2 论文逻辑结构 |
| 1.4 论文创新点 |
| 2 基础理论 |
| 2.1 质量链与质量链管理 |
| 2.1.1 质量链的概念及其特点 |
| 2.1.2 质量链的结构形式 |
| 2.1.3 质量链管理的主要内容 |
| 2.2 协同理论与协同管理 |
| 2.2.1 协同理论的内容 |
| 2.2.2 协同学理论的相关原理 |
| 2.2.3 协同管理在项目管理中的应用 |
| 2.3 激励理论与委托代理 |
| 2.3.1 激励理论 |
| 2.3.2 委托代理理论 |
| 2.3.3 声誉激励模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 核电工程项目质量链分析 |
| 3.1 核电工程项目特征分析 |
| 3.1.1 核电工程项目的非线性特征 |
| 3.1.2 核电工程项目的多元利益主体一体化特征 |
| 3.1.3 核电工程项目的梯级协调管理 |
| 3.1.4 核电工程项目的有效系统性特征 |
| 3.2 核电工程项目质量链基本构架 |
| 3.2.1 核电工程的链节 |
| 3.2.2 核电工程项目质量链的构成 |
| 3.2.3 核电工程项目质量链的经济学意义分析 |
| 3.3 核电工程项目质量链关键节点分析 |
| 3.3.1 质量链供应商选择 |
| 3.3.2 质量链质量诊断 |
| 3.3.3 质量链风险分析 |
| 3.4 核电工程项目质量链控制过程分析 |
| 3.4.1 核电项目质量链过程控制的内容分析 |
| 3.4.2 核电项目质量链过程控制的一般措施分析 |
| 3.5 核电工程项目质量链参与主体分析 |
| 3.5.1 基于质量链的核电工程项目网链结构 |
| 3.5.2 核电核电工程项目质量链的主体层次分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 核电工程项目质量链协同管理的一般框架 |
| 4.1 质量链协同管理的思路 |
| 4.1.1 传统核电质量管理直线的思路 |
| 4.1.2 基于质量链协同的网络思路 |
| 4.1.3 核电企业在质量链管理中的角色 |
| 4.2 核电工程质量链协同管理的集成 |
| 4.2.1 核电工程质量链协同管理的层次划分 |
| 4.2.2 核电工程项目质量链管理的运行模式 |
| 4.3 核电工程质量链协同管理的整体构架 |
| 4.3.1 核电工程项目质量链协同的基本要素架构 |
| 4.3.2 核电工程项目质量链协同的运作框架 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 方法层协同：核电工程质量链关键节点控制方法 |
| 5.1 核电项目建设供应商管理与评价方法 |
| 5.1.1 基于力量矩阵的供应商关系管理 |
| 5.1.2 基于AHP的核电供应商评价 |
| 5.2 核电工程项目质量链诊断方法 |
| 5.2.1 两种质量的测度 |
| 5.2.2 控制图诊断 |
| 5.2.3 过程能力指数诊断 |
| 5.2.4 关键质量链诊断 |
| 5.3 核电工程项目质量链质量风险传递 |
| 5.3.1 核电项目质量风险传递的链节特征 |
| 5.3.2 核电项目两阶段质量风险传递模型 |
| 5.3.3 核电项目质量风险控制途径 |
| 5.4 核电工程项目质量链优化方法 |
| 5.4.1 随机网络的基本模型 |
| 5.4.2 质量链随机变量的矩母函数 |
| 5.4.3 随机网络中质量流图计算方法 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 过程层协同：核电工程项目质量链过程能力控制 |
| 6.1 过程能力及过程能力指数 |
| 6.1.1 过程能力 |
| 6.1.2 基本过程能力指数 |
| 6.2 过程能力指数与质量水平 |
| 6.2.1 两种质量损失函数 |
| 6.2.2 过程能力指数的相关关系 |
| 6.2.3 过程能力指数与质量合格率间的关系 |
| 6.3 核电项目动态过程能力指数 |
| 6.3.1 标准差随时间变化的动态过程能力指数 |
| 6.3.2 平均值随时间变化的动态过程能力指数 |
| 6.3.3 标准差和平均值均随时间变化的动态过程能力指数 |
| 6.4 基于过程能力的核电工程项目质量链控制 |
| 6.4.1 基于过程能力指数的工序质量控制 |
| 6.4.2 复杂工序的多过程能力指数及其评价 |
| 6.4.3 基于过程网络的关键质量链控制 |
| 6.5 本章小结 |
| 7 主体层协同：核电工程项目质量链主体激励机制 |
| 7.1 核电工程项目质量链主体的委托代理关系分析 |
| 7.1.1 核电工程质量链中委托代理关系的经济学分析 |
| 7.1.2 基于委托代理的收益激励契约的一般模型分析 |
| 7.2 核电工程项目质量链主体利益协调机制基本要素分析 |
| 7.2.1 基于信任的伙伴关系协调机制 |
| 7.2.2 基于互利共赢的激励约束协调机制 |
| 7.2.3 基于信息共享的反馈机制与技术解决方案 |
| 7.3 基于声誉激励的质量链主体利益协调机制 |
| 7.3.1 问题描述 |
| 7.3.2 基本假设与符号定义 |
| 7.3.3 基于声誉因素的两阶段最优动态激励契约模型 |
| 7.3.4 与不考虑声誉因素的显性激励机制的对比分析 |
| 7.4 本章小结 |
| 8 总结与展望 |
| 8.1 总结 |
| 8.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻博期间相关学术成果 |
| 致谢 |
四、秦山核电站辅机设备通过验收（论文参考文献）
- [1]CAP1000核电厂建设期的风险分析及安全文化建设研究[D]. 樊茂. 南华大学, 2018(01)
- [2]重装公司核安全文化评估体系优化研究[D]. 冉娟. 燕山大学, 2018(05)
- [3]核电站数字化仪控系统信息安全风险分析和应对[D]. 田勇. 上海交通大学, 2018(06)
- [4]凝汽器不锈钢管腐蚀特性及防控方法研究[D]. 马善军. 华北电力大学(北京), 2017(01)
- [5]大型火力发电机组A级检修项目进度管理研究[D]. 杨晶伟. 华北电力大学, 2017(03)
- [6]东汽核电汽轮机服务战略研究[D]. 杨喆. 电子科技大学, 2016(04)
- [7]核电应急柴油发电机组抗震分析[D]. 季同盛. 江苏科技大学, 2016(03)
- [8]核级阀门强度计算方法的比较分析[D]. 李仕帅. 哈尔滨工程大学, 2016(03)
- [9]核电蒸汽发生器管子管板液压胀接技术研究[D]. 陆军. 上海交通大学, 2015(01)
- [10]核电工程项目质量链协同管理研究[D]. 葛涛. 武汉大学, 2015(01)