一、压水反应堆的实际试验（论文文献综述）
刘建全,霍启军,周涛,钱虹,陈建韩,李赢,李思[1]（2015）在《环路流量偏差对核电1000MW机组压水反应堆焓增特性影响的模拟研究》文中提出使用标准的k-?双方程、有限体积离散法,对一台1 000 MW核电机组反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性进行了建模研究;结合堆芯测量仪器及CLP和IN-CORE软件进行了反应堆实际物理试验;将模拟试验和实际物理试验进行了耦合研究。研究了反应堆正常运行及失流等工况下流量偏差对反应堆堆芯焓增特性的影响,并对实际运行流量偏差工况进行了分析。模拟和物理试验结果表明:堆芯流量分配板和下栅格板能够很好地调整进入堆芯的冷却剂流量偏差,堆芯内部温度场具有较强的流量偏差自调节功能。环路流量减少时,反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性变化比较明显;环路流量稍有增加时变化不明显,环路流量增加值不大于5%时,反应堆内部流场及温度场偏差无明显变化。试验数据为反应堆的安全运行提供了理论数据。
石磊[2]（2015）在《英国核电产业发展研究（1953-1987）》文中进行了进一步梳理本文从1953—1987年英国核电产业的发展历程入手,希望透过世界能源形势、英国政策变化以及核电产业发展需求之间的互动来梳理英国核电产业兴起、辉煌与衰落的风雨历程。文章使用历史分析和个案研究的方法对英国核电产业的发展历程、取得的成就与存在的问题予以探究,并试图对英法两国核电道路进行比较。通过对这一问题的研究突出英国核电道路的特色,进而探索一国核电产业可行的发展模式,为当前我国核电产业的发展提供有益的借鉴。英国是世界核电产业的先行国。英国核电产业的兴起与核物理科学、英国的军事核武器计划以及战后英国能源供求状况密切相关。核物理科学的发展为核能的利用打下了理论基础；军事核武器计划为民用核电的发展提供了技术、设备和人才方面的支持；能源危机为民用核电的发展提供了直接动力,促使英国投入核电的怀抱。1953年英国政府正式宣布发展民用核电,这标志着英国核能产业开始由军事主导向民用转型。英国自1955年起先后发展了第一、第二和第三核电项目。三个核电项目是英国核电产业的主线和轮廓,因此梳理清晰三个核电项目就可以一窥英国核电产业的兴衰历程。英国的核电之路并非一帆风顺。随着时间的流逝,核电产业自身暴露出一系列问题,英国的领先地位也不复存在。英国核电产业步入歧路的原因主要有以下几个方面。首先,北海石油迅速挤占了核电的生存空间,煤炭产业也发起了对核电的抵制运动,核电存在的合理性受到挑战。其次,反应堆选择不当成为英国核电产业的滑铁卢。英国的反应堆偏离了世界主流,被称为是“最伟大突破”的改进型气冷反应堆被证明是技术上的死胡同。最后,英国的核电决策体系以政府——中央电力生产局——原子能管理局为轴心,电力产业的自主选择权较小。这种相对集中的决策机制意味着不同的声音会被忽视。作为核电的先行国,英国在核电道路的探索中没有先例可循,走了许多弯路,但是取得的成就也是有目共睹的。三个核电项目为英国建造了17座核电站。此外英国向意大利和日本各出口了一座核电站。核电产业为英国提供了大量的电力,这些电力替代了大量的煤炭和石油,保障了英国的能源安全,促进了英国能源消费结构的多元化。核电站给所在地区提供了大量的就业岗位,促进当地经济的繁荣。核电作为一种清洁能源,有着天然的环保优势。英国大规模的核电工程对于保护英国的青山绿水与田园风光起到了巨大的作用。从对1953—1987年英国核电产业发展历程的梳理中,本文认为对英国核电产业产生重大影响的因素主要有：国内外能源状况、技术因素、政治因素、社会参与、民众舆论与环境因素等。这些因素汇成一股合力,共同影响了英国核电之路的走向。进入21世纪后,英国的核电产业将迎来复兴。北海油田产量的下降、原有核电站的逐步退役、气候变化背景下的减排等因素使英国开始重新思考和定位核电,并积极谋求核电产业的复兴。英国政府颁布的一系列文件已经勾画了核电产业未来发展的蓝图。它山之石可以攻玉。研究英国核电产业对我国核电产业的发展以及进军英国核电市场有很好的借鉴和启示意义。
李晨悦[3]（2019）在《压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体释放的研究》文中研究说明压水反应堆在运行的过程中,燃料包壳不可避免地会发生破损,当破损发生后积聚在燃料棒内的裂变产物将释放到一回路当中。其中,放射性裂变气体是一类重要的源项。裂变气体释放可以分为两个阶段:第一个阶段为从燃料芯块到芯块-包壳间隙,第二个阶段为从芯块-包壳间隙到一回路。目前,对第一个阶段的研究已经相当成熟,并发展出了许多计算计算程序;而对第二个阶段的研究暂时还处于假设阶段。在考虑第二个阶段释放过程时,往往简单认为第二个阶段中裂变气体释放率与芯块-包壳间隙内裂变气体的与原子数之间为线性关系,忽略了裂变气体释放的两相流背景流场对裂变气体释放的影响,因而误差较大。由于裂变气体Kr、Xe等组分的溶解度低,第二个阶段中,裂变气体释放的过程可以认为是两相流过程。该过程中,破口以及芯块-包壳间隙构成了一个微通道。目前还没有可以计算该工况条件下两相的相分布、压降以及组分分布的计算关联式,因而需要进一步研究。本文基于裂变气体释放的过程建立了一种CFD数值模拟方法,并利用“上海交通大学裂变产物迁移机理”实验平台中获得的数据对模型进行了验证,并将该模型应用于压水反应堆中,裂变产物释放机理的计算。经计算发现:1)裂变气体释放的第二个阶段可以被分为两个阶段。2)第一个阶段中,气体的释放率远大于第二个阶段;3)芯块-包壳内气体的释放主要由芯块-包壳间隙与子通道的压差驱动,该压差在长时间过程中趋于稳定;4)第二个阶段中,破口内以及芯块-包壳间隙内破口附近处存在涡,该涡将芯块-包壳间隙内裂变气体组分带入子通道。
徐文奇[4]（2009）在《一体化压水堆运行控制策略研究》文中进行了进一步梳理船用核动力装置要求体积小而重量轻,且有更高的可靠性和稳定性,压水堆核动力装置采用一体化设计成为各国船用核动力的主要出发点之一。由于船舶在航行中要求机动性强,核反应堆系统运行工况变化幅度大且变化速度快,核动力装置所采用的运行控制策略应便于进行功率控制和调节,并最优化一、二回路的运行条件,保证装置运行的安全性和可靠性。所以有必要对一体化压水反应堆的运行控制策略进行研究。本文首先完成了一体化压水反应堆IP200 （Integral PWR 200）的概念设计。设计确定了程序计算所需要用到的各种参数。然后根据一体化压水反应堆的结构特点,采用RELAP5程序建模方法建立了堆芯、套管式直流蒸汽发生器、稳压器等的计算模型。文中对额定功率下的稳态运行工况进行了计算。结果表明：稳态计算过程中,系统热工参数符合实际设计参数值。燃料元件中心温度、包壳表面温度以及堆芯平均热密度等参数在安全限值以下。所设计的一体化压水反应堆及针对其所建立的模型合理可行,可以进行负荷跟随计算。本文设计了一体化压水反应堆的控制系统,实现双恒定运行控制策略。采用所设计的控制策略,用RELAP5程序对反应堆快速升、降负荷和瞬间甩负荷运行工况进行了计算。结果表明：套管式直流蒸汽发生器一体化压水反应堆能够实现双恒定稳态运行方案。在功率变化的瞬态过程中各参数的波动较小,稳定时间短。快速变负荷工况下,堆芯MDNBR,堆芯出口冷却剂欠热度和燃料元件中心温度等具有较大的安全裕量,堆芯没有受到热工安全方面的威胁。一体化压水反应堆采用双恒定运行方案控制策略能够实现安全、可靠、稳定、灵活的运行,堆芯功率可以满足负荷频繁变化的需求。本文提出的套管式直流蒸汽发生器一体化压水反应堆双恒定运行控制策略,可以作为一体化压水反应堆负荷跟随功率控制的一种控制方法。文中对双恒定运行控制策略的研究,为一体化压水反应堆负荷跟随运行控制提供了理论依据和参考价值。
吕俊娥,梅健,王念辉,张立君[5]（2017）在《ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍》文中指出反应堆压力容器普遍采用Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢,在快中子作用下,堆芯活性束带区铁素体低合金钢的零塑性转变温度有升高的趋势,出现辐照脆化的风险,对反应堆压力容器的结构完整性造成潜在影响。对反应堆压力容器的断裂韧性技术应用进行了介绍,为我国反应堆压力容器堆芯活性束带区断裂韧性分析提供技术参考。
肖泽军,李翔,黄彦平,唐睿,罗琦,臧峰刚,李庆,李朋洲,易伟[6]（2013）在《超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述》文中提出简要介绍超临界水冷堆（SCWR）研发的总体目标、技术指标和总体规划,详细说明SCWR技术研发（第一阶段）的课题及专题设置情况。总结了SCWR技术研发（第一阶段）在设计研究、实验及相关技术研究及材料研究中取得的独创性和突破性成果。在国内首次提出了自主知识产权的中国超临界水冷堆（CSR1000）技术方案。
朱雅乔[7]（2014）在《面向压水反应堆水下爬行机器人运动分析及路径规划研究》文中提出目前，核电站环境中存在着辐射强度高、水体腐蚀性强等问题，为了保护维修操作人员的安全，将机器人技术引入到核工业中已经得到了广泛地共识。核电站水下爬行机器人能够替代维修操作人员完成反应堆堆芯和水池的异物检查、打捞操作，保证其人身安全，逐渐成为当今核电机器人的主要研究方向之一。本文在国家863计划项目“核电站多功能水下爬行机器人”（课题编号：2011AA040201）的支持下，对核电站水下爬行机器人做了运动学分析及路径规划研究。本文的主要工作和创新成果：1、对核电站水下爬行机器人进行了运动学分析，建立了四自由度机械手以及核电站水下爬行机器人的运动学模型，获得了机械手的运动学正、逆解，速度雅克比矩阵，四自由度机械手末端执行器与驱动轮转速以及机械手各关节角速度之间的关系；分析了机械手的奇异位形、工作空间、地面抓取空间以及核电站水下爬行机器人的最优位姿，应用开发的“机器人仿真系统”，结合Matlab Robtics、Adams软件对上述进行了仿真分析，为机械手优化构型以及控制系统的建立提供了理论依据。2、对机器人进行了运动规划研究。根据核电站水下爬行机器人的任务要求，分别研究了移动本体的点对点全局路径规划、完全覆盖路径规划以及四自由度机械手的轨迹规划，并分别应用LabVIEW Robotics、RobotBasic、Matlab Robotics软件对机器人各自规划进行了仿真与分析，为机器人完成作业任务打下了基础。3、分析了核电站水下爬行机器人机械手抓取难点，探讨并制定了机械手的抓取模式和抓取规则。抓取规则针对不同的抓取模式制定，很好地克服了抓取过程中存在的难点，并通过实验证明了该方法的正确性及可行性。
郝新月[8]（2014）在《面向压水反应堆水下环境虚拟现实三维建模技术研究与实现》文中提出近几年，随着人类的足迹拓展到太空、深海、核辐射等危险环境，危险作业机器人应运而生。核电站水下爬行机器人能够替代维修操作人员完成压水反应堆堆芯和水池的异物检查、打捞操作，保证其人身安全。虚拟现实技术多引入到核电机器人的控制系统中，来增强操作人员的临场感，提高系统的可操作性。逐渐成为当今核电机器人的主要研究方向之一。本文在国家“863”项目：“核电站多功能水下爬行机器人”（项目编号：2011AA040201）的支持下，研究了核工业危险作业机器人的虚拟现实建模技术。主要研究内容和创新性研究成果如下：1、利用SolidWorks软件，完成了虚拟机器人和工作环境的几何建模，实现了机器人的精确建模和装配。并利用SolidWorks着色和渲染功能，通过添加材质，纹理，灯光等，生成了高度仿真的虚拟机器人和环境。2、建立了机械手正运动学和逆运动学模型，并实现了虚拟机器人的层次建模、计算机图形学建模。3、将SolidWorks二次开发技术应用在虚拟建模中。利用VB.NET对Solidwork进行了二次开发，完成了机器人运动建模，模拟真实机器人的运动。充分利用了Soli-dWorks API函数中碰撞检测函数库，较容易的实现了碰撞检测。4、利用了Microsoft Office Access数据库来管理虚拟现实系统在模型建立与运动过程中产生的大量数据。5、利用Labview开发了虚拟现实控制系统，实现了控制系统与虚拟模型的通讯。完成了虚拟现实三大功能：增强视觉反馈，仿真训练平台和运动学分析。并将开发的虚拟现实系统成功应用于核工业机器人控制系统中。
蔡杰,聂勇[9]（2016）在《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究》文中认为压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究是修订和编制我国相关核电在役检查标准的基础和前提。本文简介了在役检查规则研究目标、方法、主要内容和结果以及在役检查规则制定依据,简述了规则研究相关主要问题的处理方法和结果,对比分析了依据研究结果编制的NB/T 20312标准与EJ/T 1041标准在役检查规则的主要不同点,给出了准确理解和正确应用NB/T 20312标准有关在役检查规则的提示和说明,为有效应用该标准在役检查规则提供重要参考。
黄玮[10]（2012）在《压水反应堆堆内外监测系统虚拟实现技术研究》文中进行了进一步梳理随着核电站数字化仪表的发展,传统的监测手段难以满足监测系统高效、快速、故障率低的要求,利用数字化的仪控手段对反应堆状态进行实时监测是未来核仪表发展的必然趋势。在核电机组运行的过程中,传感器的监测环境常常被噪声所干扰,在数据采集的过程中,一旦反应堆发生事故,这些问题会进一步凸显,影响监测的可靠性,危害反应堆的安全控制。本文基于以上的考虑,利用计算机软件的方法对机组运行状态中重要安全参量监测过程进行虚拟实时仿真,在研究数据采集过程的基础上,结合数字滤波技术,对仿真平台进行优化,建立一套可靠、实时、智能化的反应堆安全参量监测平台。本文以压水堆核电站反应堆测量系统为原型,通过对反应堆安全相关的热工参量、核参量、振动位移参量的分析、研究,参照压水堆现有仪表系统的组成模式,利用LabVIEW软件对监测系统进行仿真,并利用NI-DAQmx中的仿真模块模拟真实机组采集到的运行数据,完成对反应堆监测系统的数字化改造。通过研究数据采集的过程,对于不同类型的信号,寻求合适的数字滤波方法,用以减少采集过程中混入的随机噪声和周期性噪声,提高采集精度。研究了中值与小波结合滤波的方法,将该方法与LabVIEW软件相结合,设计了用于信号调理子程序。本研究所设计的虚拟实时监测平台,能够对反应堆安全相关的参量进行实时、高效、快速的监测,并具有采集精度高,误差小的特点,可实现为操纵人员提供直观准确的参数显示、报警、记录的功能。本文的研究工作,为反应堆监测系统的数字化实现进行了有意义的探讨,提供了数字滤波与监测系统的相互结合的实例。
二、压水反应堆的实际试验（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、压水反应堆的实际试验（论文提纲范文）
（2）英国核电产业发展研究（1953-1987）（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 导言 |
| 第一节 选题意义 |
| 第二节 研究动态 |
| 第三节 本文的研究框架与资料来源 |
| 第一章 英国发展核电产业的背景 |
| 第一节 核物理科学的发展 |
| 第二节 军事核技术的铺垫 |
| 第三节 战后初期英国能源供求状况 |
| 第二章 1953—1987年英国核电产业发展概述 |
| 第一节 从军事主导到和平利用 |
| 第二节 三个核电项目 |
| 第三节 影响核电产业的主要因素 |
| 第三章 1953—1987年英国核电产业发展的评价 |
| 第一节 1953—1987年英国核电产业的成就 |
| 第二节 1953—1987年英国核电产业存在的问题 |
| 结语 |
| 参考文献 |
| 附录一 英国核电产业大事年表 |
| 附录二 1956—1990年英国电力供应构成 |
| 附录三 战后英国煤炭产量 |
| 附录四 战后英国电力产业重大事件 |
| 译名对照表 |
| 索引 |
（3）压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体释放的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景和研究意义 |
| 1.2 裂变气体释放机理 |
| 1.2.1 第一个阶段中裂变气体释放机理 |
| 1.2.2 第二个阶段中裂变气体释放机理 |
| 1.3 国内外发展现状 |
| 1.3.1 燃料破损条件下裂变产物释放到一回路的研究 |
| 1.3.2 燃料包壳破损后微尺度条件下两相流的研究 |
| 1.3.3 裂变气体释放工况条件下相间传质的研究 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 研究目标以及所采用的CFD数值模拟方法 |
| 2.1 研究目标 |
| 2.2 数值模拟方法概论 |
| 2.3 控制方程 |
| 2.3.1 连续性方程 |
| 2.3.2 动量守恒方程 |
| 2.3.3 能量方程 |
| 2.3.4 组分输运方程 |
| 2.3.5 湍流模型 |
| 2.3.6 相变传质模型 |
| 2.4 模型的求解方法 |
| 2.4.1 方程的空间离散方法 |
| 2.4.2 方程的时间离散方法 |
| 2.4.3 梯度的求解方法 |
| 2.4.4 二阶迎风格式 |
| 2.4.5 压力速度耦合计算方法 |
| 2.4.6 瞬态计算求解方法 |
| 2.5 Lee模型中蒸发冷凝系数的取值 |
| 2.5.1 蒸发冷凝系数r取值的理论分析 |
| 2.5.2 冷凝系数rcon取值 |
| 2.5.3 蒸发系数rev的取值 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 利用水力模化实验对数值模拟方法的验证 |
| 3.1 实验装置介绍 |
| 3.2 网格划分与边界条件 |
| 3.3 实验棒内压强变化数值模拟结果与实验数据对比 |
| 3.4 实验中测量点温度变化与数值模拟结果对比 |
| 3.5 棒内剩余氧气占总氧气的百分比实验与数值模拟结果对比 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 基于CAP1400 工况展开裂变气体释放的数值模拟 |
| 4.1 网格划分和边界条件 |
| 4.2 材料物性参数的计算方法 |
| 4.3 网格无关性检验 |
| 4.4 相变传质模型验证 |
| 4.5 计算结果分析 |
| 4.5.1 相分布的变化 |
| 4.5.2 裂变气体释放率变化 |
| 4.5.3 冷却剂在芯块-包壳间隙内蒸发对压力的影响 |
| 4.5.4 芯块-包壳间隙内气体组分的迁移过程 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
| 致谢 |
（4）一体化压水堆运行控制策略研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 一体化压水堆发展现状 |
| 1.1.2 一体化压水堆运行控制策略研究意义 |
| 1.2 一体化压水堆运行控制策略研究现状 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 一体化压水堆IP200建模 |
| 2.1 一体化压水堆结构 |
| 2.2 一体化压水堆IP200初步设计 |
| 2.2.1 压力容器内部布置 |
| 2.2.2 堆芯 |
| 2.2.3 蒸汽发生器 |
| 2.2.4 稳压器 |
| 2.2.5 反应堆冷却剂泵 |
| 2.2.6 控制棒驱动机构 |
| 2.2.7 中子屏蔽层 |
| 2.3 RELAP5软件简介 |
| 2.3.1 概述 |
| 2.3.2 主要数学物理模型 |
| 2.3.3 基本建模控制体 |
| 2.4 IP200系统建模 |
| 2.4.1 一体化压水堆堆芯建模 |
| 2.4.2 套管式直流蒸汽发生器建模 |
| 2.4.3 稳压器建模 |
| 2.4.4 其它部件建模 |
| 2.4.5 系统节点划分 |
| 2.5 稳态计算结果 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 一体化压水堆IP200控制策略实现 |
| 3.1 核动力装置运行方案介绍 |
| 3.1.1 双恒定运行方案 |
| 3.2 PID控制方法 |
| 3.3 IP200控制系统设计 |
| 3.3.1 功率控制系统 |
| 3.3.2 给水流量控制系统 |
| 3.3.3 稳压器压力控制系统 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 双恒定运行控制策略分析 |
| 4.1 运行策略分析计算工况 |
| 4.2 快速变负荷工况计算结果分析 |
| 4.2.1 控制策略稳态特性分析 |
| 4.2.2 控制策略稳定性、快速性和灵活性分析 |
| 4.2.3 控制策略合理性、可行性分析 |
| 4.2.4 热工安全性分析 |
| 4.3 甩负荷计算结果分析 |
| 4.4 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 |
| 附录A RELAP5输入程序控制体结构参数 |
| 附录B RELAP5部分输入程序 |
（5）ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍（论文提纲范文）
| 1 参考温度 |
| 1.1 初始参考温度RTNDT |
| 1.2 调整参考温度ART |
| 1.3 上平台能量USE |
| 1.4 承压热冲击温度RTPTS |
| 2 试样制备 |
| 3 辐照监督 |
| 4 结束语 |
（6）超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述（论文提纲范文）
| 1 前言 |
| 2 研发技术路线图 |
| 2.1 总体目标及主要技术指标 |
| 2.2 研发规划 |
| 3 SCWR技术研发 (第一阶段) |
| 3.1 研究目标 |
| 3.2 研究课题和专题设置 |
| 4 主要研究成果 |
| 4.1 设计研究 |
| 4.2 实验及相关技术研究 |
| 4.3 材料研究 |
| 5 项目总体评价 |
（7）面向压水反应堆水下爬行机器人运动分析及路径规划研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题来源与研究背景 |
| 1.2 核电机器人国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外核电机器人的研究现状 |
| 1.2.2 国内核电机器人的研究现状 |
| 1.3 课题的研究目的和意义 |
| 1.4 本文的的主要研究内容 |
| 第二章 核电站水下爬行机器人结构及其运动学分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 核电站水下爬行机器人系统结构 |
| 2.2.1 机器人机械结构 |
| 2.2.1.1 移动本体机械结构 |
| 2.2.1.2 机械手机械结构 |
| 2.2.2 机器人控制系统 |
| 2.2.3 机器人工作原理和过程 |
| 2.3 核电站水下爬行机器人四自由度机械手运动学分析 |
| 2.3.1 旋量理论 |
| 2.3.1.1 旋量理论概述 |
| 2.3.1.2 基础知识 |
| 2.3.2 机械手运动学方程及速度雅克比矩阵 |
| 2.3.2.1 运动学正解 |
| 2.3.2.2 速度雅克比矩阵 |
| 2.3.3 机械手运动学逆解 |
| 2.3.3.1 数学机械化方法 |
| 2.3.3.2 逆运动学分析 |
| 2.3.4 机械手的运动学仿真 |
| 2.3.4.1 运动学仿真系统简介 |
| 2.3.4.2 正运动学仿真 |
| 2.3.4.3 逆运动学仿真 |
| 2.3.4.4 速度雅克比仿真 |
| 2.4 机械手奇异位形求解与分析 |
| 2.4.1 旋量法求取奇异位形 |
| 2.4.2 奇异位形分析 |
| 2.5 机械手工作空间及地面抓取空间 |
| 2.5.1 引言 |
| 2.5.2 机械手工作空间 |
| 2.5.3 机械手地面抓取空间 |
| 2.5.3.1 最大边界轨迹理论分析与仿真 |
| 2.5.3.2 最小边界轨迹 |
| 2.6 核电站水下爬行机器人运动学分析 |
| 2.7 核电站水下爬行机器人的操作性能分析 |
| 2.7.1 移动本体操作度分析 |
| 2.7.2 核电站水下爬行机器人操作度分析 |
| 2.7.3 核电站水下爬行机器人最优位姿 |
| 2.8 本章小结 |
| 第三章 核电站水下爬行机器人运动规划研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 移动本体全局路径规划研究 |
| 3.2.1 环境地图构建研究 |
| 3.2.2 点对点全局路径规划的搜索算法 |
| 3.2.3 完全覆盖路径规划搜索算法 |
| 3.3 核电站水下爬行机器人移动本体路径规划 |
| 3.3.1 核电站水下爬行机器人环境地图构建 |
| 3.3.1.1 机器人实际工作环境 |
| 3.3.1.2 栅格法环境建模 |
| 3.3.2 移动本体点对点路径规划 |
| 3.3.2.1 路径规划搜索策略 |
| 3.3.2.2 移动本体点对点路径规划仿真 |
| 3.3.3 移动本体完全覆盖路径规划 |
| 3.3.3.1 随机遍历算法、牛耕遍历算法的仿真与分析 |
| 3.3.3.2 完全覆盖路径规划的实现与仿真 |
| 3.4 机械手轨迹规划 |
| 3.4.1 机械手轨迹规划研究 |
| 3.4.2 机械手轨迹规划仿真 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 核电站水下爬行机器人抓取研究与实验 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 核电站水下爬行机器人不同抓取模式下的抓取规则 |
| 4.2.1 核电站水下爬行机器人抓取难点 |
| 4.2.2 核电站水下爬行机器人抓取模式 |
| 4.2.2.1 针对异物种类不同的抓取模式 |
| 4.2.2.2 针对控制方法不同的抓取模式 |
| 4.2.2.3 机器人抓取模式 |
| 4.2.3 核电站水下爬行机器人抓取规则 |
| 4.2.3.1 抓取稳定性分析 |
| 4.2.3.2 抓取可操作性分析 |
| 4.2.3.3 不同的抓取模式下的抓取规则 |
| 4.3 抓取实验 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 下一步研究方向 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（8）面向压水反应堆水下环境虚拟现实三维建模技术研究与实现（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 虚拟现实技术 |
| 1.2.1 虚拟现实系统的组成及特征 |
| 1.2.2 虚拟现实系统的分类 |
| 1.2.3 虚拟现实系统的发展现状及趋势 |
| 1.2.4 虚拟现实系统在遥操作机器人中的应用 |
| 1.3 课题来源和主要研究内容 |
| 第二章 基于 SolidWorks 二次开发技术的系统实现方法研究 |
| 2.1 虚拟现实建模方法探究 |
| 2.2 SolidWorks |
| 2.2.1 SolidWorks 二次开发技术 |
| 2.2.2 基于 Visual Basic.NET 的 SolidWorks 二次开发途径 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 虚拟机器人建模分析与场景生成 |
| 3.1 机器人的工作流程 |
| 3.2 虚拟现实系统功能介绍 |
| 3.2.1 虚拟现实系统增强视觉反馈功能 |
| 3.2.2 虚拟现实系统仿真预演平台 |
| 3.2.3 虚拟现实系统运动学分析平台 |
| 3.3 机械手运动学方程的建立 |
| 3.3.1 机械手正运动学分析 |
| 3.3.2 机械手逆运动学分析 |
| 3.4 虚拟场景的生成 |
| 3.4.1 虚拟机器人几何建模 |
| 3.4.2 真实感虚拟场景的生成 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 虚拟机器人运动的实现 |
| 4.1 几何对象的层次结构 |
| 4.2 虚拟模型计算机图形学建模 |
| 4.3 SolidWorks 中虚拟模型运动的实现 |
| 4.3.1 运动模块 |
| 4.3.2 碰撞检测 |
| 4.4 数据管理模块 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 虚拟现实控制系统 |
| 5.1 LabVIEW 介绍 |
| 5.2 机器人桌面控制系统 |
| 5.3 虚拟现实控制系统 |
| 5.3.1 增强视觉反馈功能的实现 |
| 5.3.2 模拟训练仿真平台的搭建 |
| 5.3.3 运动学分析模块的开发 |
| 5.4 系统可靠性保证 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（9）压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究（论文提纲范文）
| 1 研究目标 |
| 2 规则制定依据 |
| 2.1 核电法规、条例和导则 |
| 2.2 核电标准 |
| 2.3 科研成果和实践经验 |
| 3 研究方法 |
| 4 主要研究内容 |
| 4.1 水压试验和泄漏试验 |
| 4.2 检验方法 |
| 4.3 在役检查实施 |
| 4.4 显示处理 |
| 4.5 修理和更换件的检验 |
| 4.6 无损检验技术鉴定 |
| 4.7 质量保证 |
| 5 研究结果 |
| 5.1 规则制定 |
| 5.2 标准修订 |
| 5.3 NB/T 20312与EJ/T 1041的在役检查规则的对比分析 |
| 5.3.1 补充检验和重复检验 |
| 5.3.2 在役检查分类 |
| 5.3.3 在役检查计划 |
| 5.3.4 无损检验方法 |
| 5.3.5 无损检验技术鉴定 |
| 5.3.6 显示处理 |
| 6 规则研究和修订相关主要问题的处理 |
| 6.1 参考标准规则要素差异的处理 |
| 6.2国内不同压水堆的不同在役检查规则要求的处理 |
| 7 在役检查规则应用提示及说明 |
| 7.1 无损检验和水压试验的规则 |
| 7.2 在役检查的最低要求 |
| 7.3 资料性附录一旦采用就转化为强制性规定 |
| 7.4规范性附录“缺陷的规则化”与资料性附录“缺陷验收表”的应用关系 |
| 8 结束语 |
（10）压水反应堆堆内外监测系统虚拟实现技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 目录 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 本文研究背景 |
| 1.2 测试技术研究现状 |
| 1.3 核电站参数状态监测方法 |
| 1.4 LabVIEW在核动力设备上的应用现状 |
| 1.5 选题的意义与主要内容 |
| 1.6 本章小结 |
| 第2章 LabVIEW软件及NI-DAQmx简介 |
| 2.1 LabVIEW软件介绍 |
| 2.1.1 LabVIEW的基本概念 |
| 2.1.2 LabVIEW软件的优点 |
| 2.2 NI-DAQmx介绍 |
| 2.2.1 基本概念 |
| 2.2.2 使用NI-DAQmx仿真设备模拟输入数据 |
| 2.3 LabVIEW与数据采集系统开发 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 测量测试技术研究 |
| 3.1 数据采集系统的结构 |
| 3.2 数字滤波技术研究 |
| 3.3 数字滤波技术的虚拟仪器设计实现 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 压水反应堆安全监测系统研究 |
| 4.1 热工参数监测系统 |
| 4.1.1 热工参数的分类和数据采集的特点 |
| 4.1.2 热工参数监测系统的功能 |
| 4.1.3 压水堆堆芯热工参数监测系统 |
| 4.2 核参数监测系统 |
| 4.2.1 压水堆核参数监测系统 |
| 4.2.2 核参数测量的基本原理 |
| 4.2.3 压水堆堆内及堆外核测量系统 |
| 4.3 堆内构件振动监测系统 |
| 4.3.1 振动原因与振动传输 |
| 4.3.2 振动位移测量的原理和方法 |
| 4.3.3 压水堆核电站堆内构件振动监测系统 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 压水反应堆堆内外监测系统的设计与仿真 |
| 5.1 堆内外监测系统软件流程的设计 |
| 5.2 堆内外监测系统的主体设计和程序编写 |
| 5.2.1 热工参数监测系统的设计 |
| 5.2.2 核测量系统的设计 |
| 5.2.3 堆内构件振动监测系统的设计 |
| 5.3 压水堆堆内外监测虚拟平台设计与人机界面优化 |
| 5.3.1 LabVIEW主控程序代码编写 |
| 5.3.2 人机界面优化及界面设计原则分析 |
| 5.4 软件测试及结果分析 |
| 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 |
四、压水反应堆的实际试验（论文参考文献）
- [1]环路流量偏差对核电1000MW机组压水反应堆焓增特性影响的模拟研究[J]. 刘建全,霍启军,周涛,钱虹,陈建韩,李赢,李思. 中国电机工程学报, 2015(16)
- [2]英国核电产业发展研究（1953-1987）[D]. 石磊. 南京大学, 2015(06)
- [3]压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体释放的研究[D]. 李晨悦. 上海交通大学, 2019(06)
- [4]一体化压水堆运行控制策略研究[D]. 徐文奇. 哈尔滨工程大学, 2009(S1)
- [5]ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍[J]. 吕俊娥,梅健,王念辉,张立君. 装备制造技术, 2017(02)
- [6]超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述[J]. 肖泽军,李翔,黄彦平,唐睿,罗琦,臧峰刚,李庆,李朋洲,易伟. 核动力工程, 2013(01)
- [7]面向压水反应堆水下爬行机器人运动分析及路径规划研究[D]. 朱雅乔. 河北工业大学, 2014(07)
- [8]面向压水反应堆水下环境虚拟现实三维建模技术研究与实现[D]. 郝新月. 河北工业大学, 2014(07)
- [9]压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究[J]. 蔡杰,聂勇. 核科学与工程, 2016(04)
- [10]压水反应堆堆内外监测系统虚拟实现技术研究[D]. 黄玮. 哈尔滨工程大学, 2012(08)