一、数字化反应堆控制系统研究（论文文献综述）
韦桥,杨文清,柳继坤[1]（2021）在《核电站棒控棒位系统改造后机组响应试验研究》文中指出某核电站是国内早期引进的二代压水堆核电站,其棒控棒位系统（RGL）运行逾28年后进行了整体数字化改造。压水堆核电站为维持反应堆稳定运行配置了反应堆控制系统,其中包含反应堆平均温度调节系统、反应堆功率调节系统。这两个系统均通过RGL执行对温度控制棒和功率控制棒的提插控制实现系统功能。通过研究RGL对机组的响应功能要求,针对性地策划及实施了RGL数字化改造后对机组的响应功能试验,以验证RGL响应功能满足机组反应堆的稳定运行的要求。该试验方案可为国内外压水堆核电站RGL改造后RGL功能鉴定试验的设计提供参考,同时可为在役机组后续数字化改造后涉及反应堆运行功能的再鉴定方案制定提供有益借鉴。
杨晓[2]（2021）在《多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究》文中指出发展先进核能科技是解决世界能源危机的重要举措之一。全球核电站的发展主线被划分为大型单个核反应堆的发展与多模块式核反应堆的发展。大型单个反应堆在实际运行中的负荷跟踪能力偏弱,而良好的负荷跟踪能力是实现机组产能与电网需求间匹配、提高燃料循环期限、保证核电站安全稳定运行的基本条件。相对于大型单个反应堆,多模块式核反应堆采用多个模块化反应堆并联共同驱动一组汽轮机的运行模式,具有发电效率高、模块化标准生产建设周期短、固有安全特性等优点,能够快速适应新增电力负荷的需求和电网调峰运行。由于多模块式核反应堆具有独特的模块化结构,系统为实现快速稳定的负荷跟踪,不但需要考虑各个反应堆模块之间负荷分配的方式,还要保证系统的运行参数达到设计指标,从而增加了各个模块之间功率匹配的难度和系统控制策略的复杂程度。除此之外,多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,多个反应堆模块通过公用的二次回路耦合相联,任何一个模块的负荷变化不仅影响其自身功率,还会造成其它模块的功率变化。因此,开展多模块式核反应堆带负荷运行的模块间协调控制方法的研究对系统的安全稳定运行具有重要意义。本文针对多个模块并联运行带来的热耦合问题,对多模块式核反应堆系统在负荷跟踪下的协调控制方法进行了研究,并在全范围实时仿真平台CLEAR模拟机上对控制效果进行仿真验证,主要研究内容如下:（1）针对多模块式核反应堆结构的复杂性,提出了基于网络化结构的反应堆系统模型搭建方法。考虑到单个模块具有额定功率小、结构紧凑及固有安全性等特点,本文以10MW小型铅基冷却反应堆CLEAR-I为参考设计对象。采用集总参数的方法建立了模块化反应堆的动态数学模型,包括点堆动力学模型、堆芯换热模型、换热器模型以及空冷器模型,并对反应堆的稳态特性进行了分析计算,为系统的动态特性研究提供稳态参数。（2）针对各反应堆模块间功率的匹配问题,采用了多模块式核反应堆在不平衡负载运行方式下的控制策略,以满足整个反应堆的交错换料和不同模块的维护需求。结合对多模块式核反应堆系统一回路和二回路运行特性的分析,搭建模块间的协调控制回路,实现当反应堆出现负荷改变、模块换料、维修或紧急停堆时各模块的负荷因子的有序调节。通过对故障状态及变负荷工况下的仿真实验,验证了系统良好的负荷跟踪能力,完成了面向负荷跟踪的多模块间运行控制策略的设计。（3）针对多模块式核反应堆各模块之间存在相互耦合的问题,应用多变量频域法对反应堆系统进行协调控制方案的设计。本文通过伪对角化法获得常数对角优势补偿矩阵,再采用逆奈奎斯特阵列法对补偿后的系统进行解耦控制器的设计。通过频域响应实验对全范围原型仿真模拟机上的多模块式核反应堆进行系统辨识,以获取整个反应堆系统的传递函数矩阵。最后,本文通过仿真实验对负荷变化等工况进行模拟,验证了协调控制方案的可行性。
侯宇驰[3]（2020）在《核电站保护安全监测系统研究及应用》文中指出自2011年发生了福岛核电事件,使得核电站的安全问题被人们广泛关注。2017年中国通过了《核安全法》,国家第一次以法律条文的形式明确核安全的重要性。而保护安全监测系统作为核电站核级仪控系统的核心,是核电站安全停堆最重要的保障。采用更先进、更高可靠性的三代核电技术,是我国目前核电发展的方向。但是受制于核电技术的政治敏感性,保护安全监测系统的国产化率仍然较低。本文通过简要对比AP1000技术的保护安全监测系统、EPR1000技术的保护安全监测系统,AES-91技术的保护安全监测系统,分析各种技术框架差异。基于技术先进、安全性高的原则选择AP1000技术路线进行深入研究。首先对保护安全监测系统的功能结构进行分析,根据系统结构拆分为多个子系统分别深入研究。其次,为实现功能,本文就硬件设备组成和硬件接口进行详细研究。由于保护安全监测系统的设备属于核级设备,各国对核安全级设备的鉴定试验多有不同,本文以核电站主泵转速的放大器设备为例,基于美国和IEC国际标准实现电磁兼容、抗震、热老化的设备鉴定试验,为保护安全监测系统的国产化提供实验参考。核电最重要的特性是其保护安全监测系统的可靠性。根据硬件结构,采用可靠性框图的方式对保护安全监测系统建立模型。通过Matlab编程对自动停堆功能和专设安全功能可靠性进行计算,验证系统的可靠性。提出5序列冗余采用五取二表决逻辑增加系统可靠性方案,对未来设计超过100年寿命的保护安全监测系统提供理论支持。最后,采用测试软件实现保护安全监测系统响应时间、旁路试验、超温超压停堆等功能验证。并对上述实验采用测试逻辑分析和理论验证的方式复核试验结果,确认满足设计要求。为核电厂后续实现国产化的保护安全监测系统设计、采购、调试提供一定参考。
张雨童[4]（2020）在《《环球电力热点观察》期刊文章英译汉实践报告》文中提出电力工业是各个国家经济发展战略中的重点之一,随着世界经济的蓬勃发展和科学技术的日新月异,全球电力行业正处在一场深刻的变革之中。可再生能源的快速发展,以及智能技术的崛起等对传统的能源供应造成冲击。本翻译实践原文本为从国外相关能源网站收集到的英文文献,译文在《环球电力热点观察》期刊中出版。译者在英译汉过程遵循忠实、通顺的原则,对电力期刊文本的翻译进行了研究。本翻译实践报告分为五个部分。第一部分是翻译实践项目背景和项目意义;第二部分是译前准备描述,包括分析平行文本和原文本的特征,从而确定翻译中遵循的原则;第三部分是翻译过程描述,包括译前准备、翻译原文本的过程和翻译后的校对工作;第四部分是案例分析,主要从词汇、句法以及标题和小标题三方面对翻译中的重难点进行案例分析,并提出具体的翻译策略,如增词法、转化法、省译法等,以期译文忠实、通顺。最后在结论部分,主要对翻译实践工作进行了总结。通过此次翻译实践,译者了解了电力领域前沿科技,并且掌握了电力期刊文本的特点和翻译策略,提高了自身的翻译能力;同时,译者希望该实践报告能为翻译此类文本的译者提供一些参考。
刘雪阳[5]（2019）在《操控任务持续快速变化下操纵员作业行为研究》文中指出为了满足我国电力工业供给侧改革的需要,核电参与电网调峰已是市场经济所需。当核电参与电网调峰后,电厂系统运行任务要求发生变化,使电厂操纵员在工作要求、工作特征以及行为模式等都发生转变,面临的操作任务变得复杂,执行操作任务的时间窗口减小。在此过程中为了保持电厂系统状态的稳定,达到安全稳定运行的目的,操纵员在短时间里就需要通过执行一系列持续快速变化的操作任务来监视电厂系统的多目标和多参数。在执行这些操作任务的过程中,更加注重团队协作,要求当班值长能根据任务的实际需要及时制定正确的操作方案。这些转变导致操纵员的认知负荷、心理负荷以及体力负荷发生改变。现有的人因可靠性方法过于强调定量分析而较轻视定性分析;由于数据缺乏而导致人误概率的获取需要借助专家判断;由于缺乏情境环境因素之间相互影响关系的研究而导致没有充分考虑行为形成因子之间的相关性;没有充分考虑行为形成因子对人因可靠性的影响等。并且调峰任务的操作与现有的常规任务操作不同,这使现有的人因可靠性分析方法不能完全适用于此背景。因此基于该问题的重要程度,为了完善现有人因可靠性分析方法的不足,本文以数字化核电厂功率持续快速变化下主控室操纵员的作业行为为研究对象,探究操纵任务持续快速变化背景下操纵员作业行为特征及失误机理,建立数字化核电厂主控室操纵员在操作任务持续快速变化下失误因果模型,重点开展以下研究工作:（1）分析并识别操控任务持续快速变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征与失误机理:1)运用认知心理学、人因以及行为科学等知识,利用文献调研、操纵员访谈、现场观察以及模拟实验识别在核电厂瞬态工况下操纵员的认知行为特征;2)辨识出包括认知历程、认知要素和认知类型等在内的操纵员认知行为特征。（2）确定影响操纵员认知行为失误的PSF集:1)利用世界核电运营者协会的运行经验反馈平台和国家核安全局的运行经验反馈平台,广泛搜集国内外运行核电厂阶跃升降负荷等瞬态工况的事件报告,筛选出与操纵员认知行为失误相关的人因事件报告;2)搜集来自IAEA、NRC、EPRI、INPO、KAERI等研究报告;3)借用相关性分析、主成分分析和因子分析等数据分析处理方法对所搜集的资料进行分析,在（1）工作的基础上辨识操控任务持续快速变化背景下与操纵员认知行为失误相关的PSF;（3）构建失误因果模型中的PSF集:操控任务持续快速变化给操纵员带来持续高强度工作负荷,且该类任务具有操控任务复杂、失误率高以及后果严重等特点,使得影响操纵员作业行为可靠性的PSF发生改变。因此,为了准确地识别这些PSF,工作拟在文献资料和事件报告基础上,来构建影响操纵员作业行为的PSF集;（4）基于“FCM（模糊认知图）+BBN（贝叶斯网络模型）”的作业行为失误因果模型:在确定影响操纵员作业行为失误的PSF集之后,对PSF集中的因子进行因子分析和相关性分析,识别影响因素之间以及影响因素与作业行为失误之间的因果关系。使用SPSS统计分析软件对影响因子进行敏感性分析,在专家判断的基础上选定与操纵员作业行为具有较高关联度的因子作为失误因果模型中的变量。构建“FCM+BBN”的作业行为失误因果模型,首先,通过所搜集的人因事件报告数据的统计分析,获得根节点变量的先验概率;其次,结合人因工程实验室仿真实验和核电厂模拟机实验,利用FCM评估父节点对子节点变量的影响（确定相应权值）,并通过统计分析获得子节点变量的条件概率分布;最后基于BBN建立更具鲁棒性的数据驱动的操纵员作业行为失误因果模型。本文建立的失误因果模型能补充和完善现有人因可靠性分析体系的不足,能为核电厂瞬态工况下操纵员的人因失误分析和人因失误预防提供方法指导意见,为调峰过程中操纵员和操纵班组的操作选择与决策制定提供理论支持,将对在运核电厂的操纵员培训与考核、可靠性设计人-机界面、和人因事故预防等方面提供有力帮助,能有助于核电厂安全水平进一步的提升,为核电厂顺利参与调峰提供技术保障。其研究成果具有重要的理论意义和实际价值,可广泛应用推广于具有类似任务特点的复杂系统,如核动力航母、核潜艇、小型核反应堆等。
赵鹏程,刘紫静,于涛,谢金森,陈珍平,曾文杰[6]（2019）在《数字化反应堆在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究——以南华大学为例》文中研究说明数字化反应堆技术可实现现有实践教学不具备或难以具备的教学功能,能极大丰富实践教学内容,拓展实践教学范围,保障实践教学安全,是突破核工程与核技术专业教学中"实践难"这一瓶颈问题的有力工具。南华大学基于数字化反应堆技术方面的突出优势,针对性地开展了数字化反应堆技术在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究,实施实践教学改革与创新,探索特色鲜明、具有前瞻性的专业教改之路,为培养富有创新能力的高素质核工程与核技术人才提供有力保障。
柳云鹤[7]（2019）在《基于SCADE的核反应堆停堆逻辑的同步性与确定性建模与验证》文中指出反应堆保护系统是核电厂最重要的仪控系统之一,当和反应堆运行状态相关的参数达到极限值时触发紧急停堆和安全专设系统,确保核电站的安全运行。反应堆保护系统安全软件失效时可能造成事件乃至重大核泄漏事故,因此软件必须具备极高的可靠性和安全性,传统软件的手工代码开发模式,工作量巨大,且容易出错,难以满足核电安全软件的高可靠性要求。目前国外也有通过PLC梯形图搭建逻辑,再手工翻译成C代码的开发方法,虽然同时开展V&V工作对软件进行验证与确认,但其仍然不能彻底满足软件安全性需求。形式化建模是关键安全系统软件开发的重要方法之一。法国艾斯特尔公司开发的高安全性应用开发环境SCADE提供了一种基于模型的形式化建模方法,其具有严格的数学理论基础,能实现对系统功能需求的清晰、无歧义表达,相比传统手工编码开发,大大降低了代码出现模糊性和二义性问题的概率,并能够实现需求的逻辑追溯。SCADE为高安全性软件开发人员提供了数据流和安全状态机两种开发方法,能够完整的实现软件功能逻辑,同时提供模型验证方法,大大提高了模型的正确性和安全性,模型验证后还能生成认证级的高质量C代码,提供了高可靠性关键安全软件开发的完整流程。美中不足的是SCADE工具没有时间概念,对于实际存的在时序和延时问题没有针对性的验证。本文研究基于SCADE的反应堆保护系统RTS软件开发方法,在分布式RPR系统的研究基础上,利用SCADE的数据流建模、静态检查、功能测试、覆盖率分析、形式化验证以及代码生成工具等功能对分布式RPR停堆逻辑软件进行了开发。研究了 SCADE缺陷的基础上,本文提出了针对分布式RPR系统的停堆模型同步性和确定性验证方法,引入simulink工具进行了分布式RPR系统同步性验证。主要工作如下:（1）根据核反应堆保护系统发展现状和未来趋势,介绍了三代反应堆保护系统结构、功能及特点,同时对核电安全软件开发的V&V过程进行了简述,确定了模型开发路线,重点分析了停堆逻辑,确定了软件建模需求。（2）阐述SCADE工具的确定性与同步性机理。介绍了分布式RPR系统的确定性与同步性需求,说明了 SCADE对于分布式RPR系统同步性设计上的不足,通过SCADE用数据流建模方法对核反应堆RPR系统停堆逻辑进行建模并把各个子模型进行了系统集成。（3）模型确定性验证,采用SCADE工具通过手工编写测试用例进行覆盖率分析、形式化验证等方式验证了模型与需求的一致性。分布式RPR系统的同步性验证主要是引入simulink工具,在输入端加入延时,进行对比测试,最后验证了模型的同步性。（4）通过SCADE KCG组件,对所建模型生成了认证级C代码,简述了SCADE生成代码的特点,并将代码移植到VS上简单运行测试,证明了在保持高安全性要求下SCADE代码的可用性。
陆文捷[8]（2019）在《基于语义分析模型的数字化核电厂操纵员可靠性研究》文中研究说明随着信息技术和计算机技术的不断发展,越来越多的核电厂主控室已采用先进的数字化控制系统（Digital Control Systems,DCS）。数字化主控室中,操纵员对电厂状态的监视以及对电厂系统的控制主要是在计算机屏幕上完成的,以替代传统控制室中盘台、仪表盘、信号灯、按钮、开关等设备。人机界面数字化会引起操纵员认知行为的改变,导致新的人因失误产生,影响核电厂的安全运行。传统核电人因可靠性分析（Human Reliability Analysis,HRA）是通过分析操纵员某项任务的行为动作（即“做”）成功或失效的概率来计算人员的可靠性。而核电厂数字化主要影响操纵员的认知行为过程,因此,本文的立论从操纵员认知行为（即“想”）的角度出发,对操纵员的认知可靠性展开研究。语义是认知行为范畴的一种心理表征,是对客观事物的内在理解,同时也是外界的知识信息在个体心理的反映。本文通过分析数字化人机界面特征、操纵员认知行为特征以及认知语义特征,指出语义理解在人机交互中的重要性,从而构建核电厂操纵员认知语义框架,描述语义分析过程,建立操纵员语义定性分析模型。将该模型运用于操纵员培训,通过DCS模拟机实验,验证操纵员语义培训的功能效果。结果表明,核电厂事故工况下,基于语义定性分析模型的培训能使操纵员更加清楚地了解DCS人机界面的知识结构,有助于巩固其心智模型和情境模型,对操纵员信息感知、加工、处理等一系列认知行为有着更为积极的影响。此外,利用贝叶斯网络的数学方法,建立语义定量分析模型演绎推理操纵员事故诊断的过程,通过实例验证表明,语义分析模型还能为操纵员诊断决策的认知可靠性定量评价提供新的思路,从而提高核电厂运行的安全性和可靠性。
马权,罗琦,宋小明,刘艳阳[9]（2019）在《国内外研究堆仪控系统调研》文中指出研究堆代表了当前核反应堆的最新发展水平,而仪控系统是核反应堆的信息神经和控制中枢,在整个反应堆系统中具有举足轻重的作用。本文梳理了截至目前国内外研究堆仪控系统的发展现状,总结了国外发达核大国和国内典型的研究堆仪控系统的技术特点,重点关注了其保护和控制功能,回顾了研究堆仪控系统的发展历史和趋势,并指出了目前国内与国外发达国家的差距。
宗树枫[10]（2019）在《核电厂数字化反应堆控制系统可靠性分析》文中研究指明仪表和控制系统（简称“仪控系统”）被公认为是核电厂的神经中枢,由现场仪表和控制系统组成,仪控系统可靠性和安全性将直接影响整个核电厂的发电稳定、高效和安全性,并且是系统设计的重要指标。反应堆控制系统从功能设计到软硬件配置及全寿期内的安全性评估与可靠性评估是评价核电厂稳定运行重点关注和解决的问题。核电厂设计对系统可靠性分析的方法以定性和定量分析为主,且各核电工程项目采用的可靠性分析方法多样化,国内外尚无一套公认的统一的可靠性分析评估方法。本文结合工程项目的实际应用,采用故障模式、影响及危害性分析FMECA和定量分析的可靠性框图法,针对反应堆控制系统中典型过程控制系统设计方案和地震停堆控制系统设计方案为分析对象,进行硬件可靠性全面评估验证。本课题研究成果可以用于指导系统设计优化及寻找设计薄弱环节,从系统可靠性的角度向设计人员提出修改意见及建议,并且确认系统性能满足设计要求,证明设计方案的可靠性。主要内容如下:1)分析核电厂仪控系统的总体架构、各系统的主要功能和特点,对典型的基于微处理器技术（Central Processing Unit,CPU）和基于现场可编程门阵列（Field Programmable Gate Array,FPGA）的仪控平台进行介绍。2)通过可靠性分析相关标准的研究,掌握核电厂仪控系统可靠性分析的典型方法,对分析方法进行对比分析并总结了分析流程。3)提出一种核电厂过程控制系统设计方案,采用FMECA和可靠性框图的模型对配置方案进行系统建模、定性及定量分析,在系统可利用率方面展开可靠性指标评价。4)提出一种基于FPGA仪控平台的核电厂地震停堆控制系统设计方案,采用可靠性框图的模型对配置方案进行系统建模、定量分析,在系统拒动率和误动率方面开展可靠性指标评价,证明设计方案的优势。5)针对控制系统软件可靠性,研究了基于FPGA仪控平台的安全级软件验证和确认的标准体系和流程及软件危害性分析方法。
二、数字化反应堆控制系统研究（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、数字化反应堆控制系统研究（论文提纲范文）
（1）核电站棒控棒位系统改造后机组响应试验研究（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 RGL数字化改造简介 |
| 1.1 RGL结构 |
| 1.2 RGL功能 |
| 1.2.1 平均温度调节功能 |
| 1.2.2 功率调节功能 |
| 2 机组对RGL系统功能的响应要求 |
| 2.1 反应堆基础运行功能对RGL的响应要求 |
| 2.2 反应堆大范围功率调节功能对RGL的要求 |
| 2.3 反应堆平均温度调节对RGL的要求 |
| 3 改造后RGL响应功能试验策划 |
| 3.1 RGL自动模式功能试验 |
| 3.1.1 R棒自动模式功能验证 |
| 3.1.2 G棒自动模式功能验证 |
| 3.2 反应堆基础运行性能响应试验 |
| 3.3 反应堆大范围负荷调节性能试验 |
| 4 改造后RGL响应功能试验实施 |
| 4.1 RGL自动模式下机组响应试验 |
| 4.1.1 R棒自动模式响应试验 |
| 4.1.2 G棒自动模式响应试验 |
| 4.2 负荷扰动试验 |
| 4.3 试验 |
| 5 结论 |
（2）多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 多模块式核反应堆发展现状 |
| 1.2.2 多模块式核反应堆运行控制研究现状 |
| 1.3 研究的目的与意义 |
| 1.4 论文研究内容与结构 |
| 第2章 多模块式核反应堆的系统结构与仿真平台 |
| 2.1 多模块式核反应堆基本介绍 |
| 2.2 CLEAR-I铅基反应堆 |
| 2.2.1 CLEAR-I铅基反应堆系统特点 |
| 2.2.2 反应堆本体 |
| 2.2.3 反应堆冷却剂系统 |
| 2.3 全范围实时仿真平台CLEAR模拟机 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 多模块式核反应堆的数学模型 |
| 3.1 网络化结构模型 |
| 3.2 堆芯中子动力学模型 |
| 3.3 堆芯及上下腔室的流动换热模型 |
| 3.3.1 堆芯和各腔室的质量、能量守恒方程 |
| 3.3.2 燃料、冷却剂的物性参数及相关换热系数的确定 |
| 3.4 回路自然循环模型 |
| 3.4.1 一回路热工水力方程 |
| 3.4.2 堆芯单通道压降模型 |
| 3.4.3 一回珞管道和换热器的压降模型 |
| 3.5 换热器的多节块模型 |
| 3.5.1 节块换热方程 |
| 3.5.2 方程中的参数 |
| 3.6 换热器一次侧出口下降管段模型 |
| 3.7 空冷器模型 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 面向负荷跟踪多模块运行控制策略 |
| 4.1 多模块式核反应堆的运行方式 |
| 4.1.1 多模块式核反应堆的运行特点 |
| 4.1.2 多模块式核反应堆的负荷跟踪特点 |
| 4.2 多模块式核反应堆的运行控制方案 |
| 4.2.1 多模块式核反应堆负荷跟踪控制策略 |
| 4.2.2 负荷因子分配策略 |
| 4.3 多模块式核反应堆协调控制方案的分析验证 |
| 4.3.1 反应堆停堆工况 |
| 4.3.2 反应堆变负荷工况 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于多变量频域的协调控制方法 |
| 5.1 多变量控制系统频域设计 |
| 5.1.1 多变量控制系统的结构分析 |
| 5.1.2 多变量控制系统的性能要求 |
| 5.2 多模块式核反应堆系统的频域辨识 |
| 5.3 基于逆奈奎斯特阵列法的多变量系统频域设计 |
| 5.3.1 多变量系统结构设计 |
| 5.3.2 系统的对角优势及其实现 |
| 5.3.3 对角优势的判别 |
| 5.3.4 反馈系统的回路增益矩降的设计 |
| 5.3.5 闭环控制系统的频域设计 |
| 5.4 仿真验证 |
| 5.4.1 反应堆降负荷工况 |
| 5.4.2 反应堆升负荷工况 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 全文总结 |
| 6.1.2 论文创新点 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其它研究成果 |
（3）核电站保护安全监测系统研究及应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核电站保护安全监测系统的研究背景和研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内相关研究 |
| 1.2.2 国外相关研究 |
| 1.3 研究内容与结构框架 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 结构框架 |
| 第2章 保护安全监测系统结构功能及硬件组成 |
| 2.1 美国AP1000核电机组技术对保护安全监测系统结构 |
| 2.2 俄罗斯AES-91型核电机组对保护安全监测系统结构 |
| 2.3 法国EPR1000型核电机组对保护安全监测系统结构 |
| 2.4 美俄法保护安全监测系统技术对比 |
| 2.5 保护安全监测系统功能组成 |
| 2.5.1 反应堆停堆系统 |
| 2.5.2 专设安全设施驱动系统 |
| 2.5.3 核测仪表系统 |
| 2.5.4 数据处理系统 |
| 2.6 保护安全监测系统的硬件接口组成 |
| 2.6.1 双稳态逻辑处理器(BPL)盘柜 |
| 2.6.2 就地符合逻辑(LCL)盘柜 |
| 2.6.3 反应堆停堆触发和接口逻辑矩阵 |
| 2.6.4 综合逻辑处理器(ILP)盘柜 |
| 2.6.5 事件顺序(SOE)盘柜 |
| 2.6.6 接口和试验处理器(ITP)盘柜 |
| 2.6.7 综合通信处理器(ICP) |
| 2.6.8 维修试验盘(MTP)盘柜 |
| 2.6.9 爆破阀控制器(SVC)盘柜 |
| 2.6.10 合格的数据处理系统(QDPS) |
| 2.6.11 保护安全监测系统供电 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 保护安全监测系统设备鉴定实验 |
| 3.1 EMC试验 |
| 3.1.1 EMI/RFI发射测试 |
| 3.1.2 CE101低频传导发射 |
| 3.1.3 CE102高频传导发射 |
| 3.1.4 RE101磁场辐射发射 |
| 3.1.5 RE102电场辐射发射 |
| 3.1.6 EMI/RFI抗扰度测试 |
| 3.2 热老化试验 |
| 3.3 抗震试验 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 保护安全监测系统可靠性分析 |
| 4.1 可靠性计算方法 |
| 4.1.1 部件的可用性计算 |
| 4.1.2 系统的可用性计算 |
| 4.2 电源模块的可用性 |
| 4.3 单通路双稳态逻辑处理器的可用性 |
| 4.4 自动停堆断路器的可用性 |
| 4.5 专设安全功能的可用性 |
| 4.6 非公因故障下系统的可用性 |
| 4.7 预测五序列冗余系统分析 |
| 4.8 本章小结 |
| 第5章 保护安全监测系统调试及测试环境 |
| 5.1 软件调试平台 |
| 5.2 系统响应时间预运行试验 |
| 5.3 系统旁通功能验证 |
| 5.4 超温和超功率停堆保护功能验证 |
| 5.5 停堆断路器预运行功能验证 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 不足与展望 |
| 参考文献 |
| 作者简介 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 答辩决议书 |
| 吉林大学指导教师对硕士学位论文审议意见 |
（4）《环球电力热点观察》期刊文章英译汉实践报告（论文提纲范文）
| Abstract |
| 摘要 |
| Chapter1 Task Description |
| 1.1 Background of Translation Project |
| 1.2 Significance of Translation Project |
| Chapter2 Preparations for the Translation |
| 2.1 Analysis of the Source Texts |
| 2.1.1 Lexical Features of Source Texts |
| 2.1.2 Syntactic Features of Source Texts |
| 2.2 Analysis of Parallel Texts |
| 2.3 Translation Principles for the Project |
| 2.3.1 Faithfulness |
| 2.3.2 Readability |
| Chapter3 Translation Process |
| 3.1 Pre-translation |
| 3.2 Translating the Source Text into Chinese |
| 3.3 Post-translation |
| Chapter4 Case Analysis |
| 4.1 Translation of Terminologies and Common Words |
| 4.1.1 Translation of Terminologies |
| 4.1.2 Translation of Common Words |
| 4.2 Translation of Sentences |
| 4.2.1 Division and Synthesization |
| 4.2.2 Addition and Omission |
| 4.2.3 Conversion |
| 4.2.4 Domestication |
| 4.3 Translation of Titles and Subtitles |
| 4.3.1 Conciseness |
| 4.3.2 Accuracy |
| Chapter5 Conclusion |
| Bibliography |
| Appendix Source Text and Target Text |
| Acknowledgements |
（5）操控任务持续快速变化下操纵员作业行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.1.1 HRA方法对数字化核电厂安全运行的重要意义 |
| 1.1.2 现有HRA方法的不足 |
| 1.2 研究目的和意义 |
| 1.2.1 研究目的 |
| 1.2.2 研究意义 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 国外研究现状 |
| 1.3.2 国内研究现状 |
| 1.4 研究内容 |
| 1.5 研究方案 |
| 1.5.1 研究方法 |
| 1.5.2 技术路线 |
| 1.6 论文构成 |
| 第2章 数字化核电厂功率持续快速变化下主控室操纵员任务分析 |
| 2.1 功率持续快速变化任务的定义和特点 |
| 2.2 调峰运行背景 |
| 2.3 主控室操纵员培训 |
| 2.4 任务类型 |
| 2.5 工作负荷 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 在调峰背景下基于人员行为模型和行为特性的HRA方法适用性研究 |
| 3.1 各类型发电机组参与调峰运行方式 |
| 3.2 主控室操纵员操作任务特性 |
| 3.3 HRA方法适用性的评价标准 |
| 3.4 基于人员行为模型和行为特性HRA方法的适用性分析 |
| 3.4.1 人误率预测技术 |
| 3.4.2 人误评价与减少技术 |
| 3.4.3 事故序列分析程序 |
| 3.4.4 人误分析技术 |
| 3.4.5 认知可靠性和失误分析方法 |
| 3.4.6 标准化核电厂风险分析人因可靠性分析方法 |
| 3.4.7 班组动态响应模型 |
| 3.4.8 综合决策树人因事件分析系统方法 |
| 3.5 HRA方法在数字化核电厂调峰运行背景下基于人员行为模型和行为特性的适用性分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 数字化核电厂主控室操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征 |
| 4.1 调峰背景下主控室操纵员操作任务特性 |
| 4.2 HRA方法中的认知模型 |
| 4.2.1 SRK框架模型 |
| 4.2.2 信息处理模型 |
| 4.2.3 COCOM模型 |
| 4.2.4 IDA模型 |
| 4.3 操作任务持续快速变化背景下的认知行为模型 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 数字化核电厂主控室操纵员在操作任务持续快速变化下的PSF集 |
| 5.1 代表性HRA方法行为形成因子 |
| 5.2 数字化核电厂主控室操纵员在操作任务持续快速变化下操作任务特性 |
| 5.3 操作任务持续快速变化下PSF对人因失误的影响分析 |
| 5.4 操纵员在操作任务持续快速变化下的PSF体系的建立 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 基于不确定性理论的行为形成因子体系的建立 |
| 6.1 操作任务持续快速变化下PSF集 |
| 6.2 主控室操纵员在操作任务持续快速变化下PSF集模糊综合评价模型的建立 |
| 6.2.1 相关数学理论基础 |
| 6.2.2 基本原理 |
| 6.2.3 基本步骤 |
| 6.2.4 模糊评判中隶属度函数的构造 |
| 6.2.5 结果分析 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 数字化核电厂主控室操纵员在操作任务持续快速变化下失误因果模型 |
| 7.1 操作任务持续快速变化下PSF重要性和相关性分析 |
| 7.2 操作任务持续快速变化下因果关系的人因可靠性分析框架 |
| 7.3 基于“FCM+BBN”的作业行为失误因果模型 |
| 7.3.1 贝叶斯网络简介 |
| 7.3.2 建立“FCM+BBN”作业行为失误因果模型基本步骤 |
| 7.3.3 实例分析 |
| 7.4 本章小结 |
| 第8章 总结与展望 |
| 8.1 总结 |
| 8.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 攻读博士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
（6）数字化反应堆在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究——以南华大学为例（论文提纲范文）
| 一、数字化反应堆技术及其教学平台概述 |
| 二、南华大学核工程与核技术专业实践教学资源 |
| 三、数字化反应堆在核工程与核技术专业实践教学环节中的应用 |
| (一)认知实习环节中的应用 |
| (二)课程实验环节中的应用 |
| (三)课程设计环节中的应用 |
| (四)毕业实习环节中的应用 |
| (五)毕业设计环节中的应用 |
| (六)实践教学考核评价方式改革 |
| 四、结语 |
（7）基于SCADE的核反应堆停堆逻辑的同步性与确定性建模与验证（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及选题意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 核电仪控系统发展历程 |
| 1.2.2 国外RPR系统介绍 |
| 1.2.3 国内RPR系统介绍 |
| 1.2.4 核电仪控软件开发研究现状 |
| 1.3 论文研究内容及结构 |
| 第2章 基于时间同步的核电关键软件建模开发方法 |
| 2.1 并发性与确定性要求及SCADE机理 |
| 2.1.1 可预测与决定论的需求 |
| 2.1.2 SCADE确定性与可预测性机理 |
| 2.1.3 同步通信及其循环融合实现机理 |
| 2.1.4 SCADE的实时性原理及其缺陷 |
| 2.2 SCADE基于模型的验证方法 |
| 2.2.1 模型检查 |
| 2.2.2 模型仿真和覆盖分析 |
| 2.2.3 形式化验证 |
| 2.3 核电安全级软件开发项目管理要求 |
| 2.3.1 核电安全级反应堆保护系统软件开发的法规要求 |
| 2.3.2 核电安全级软件完整性等级及质量要求 |
| 2.4 核电安全软件开发过程 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 反应堆保护系统停堆逻辑 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 反应堆保护系统介绍 |
| 3.2.1 保护系统设计准则 |
| 3.2.2 保护系统组成与工作原理 |
| 3.3 分布式RPR系统结构与响应时间 |
| 3.4 RPR系统逻辑研究 |
| 3.4.1 RPR系统整体逻辑概述 |
| 3.4.2 保护系统内的安全联锁信号 |
| 3.4.3 核启动停堆 |
| 3.4.4 超功率停堆 |
| 3.4.5 反应堆堆芯释热停堆 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 RPR系统建模与仿真 |
| 4.1 RPR系统建模 |
| 4.2 中间量程停堆模块 |
| 4.3 功率量程(低整定值)停堆模块 |
| 4.4 功率量程(高定值)停堆模块 |
| 4.5 功率量程高中子变化率停堆模块 |
| 4.6 稳压器压力低停堆模块 |
| 4.7 稳压器水位高停堆模块 |
| 4.8 冷却剂流量低停堆模块 |
| 4.9 反应堆冷却剂主泵转速低停堆模块 |
| 4.10 保护系统停堆逻辑集成模型时间延迟分析 |
| 4.11 本章小结 |
| 第5章 基于SCADE的反应堆分布式RPR停堆模型验证 |
| 5.1 同步性与确定性验证需求 |
| 5.2 基于SCADE的模型确定性验证 |
| 5.2.1 测试用例编写 |
| 5.2.2 主机上的功能测试 |
| 5.2.3 模型覆盖率分析 |
| 5.2.4 形式化验证 |
| 5.3 利用simulink进行模型同步性验证 |
| 5.4 基于VS软件集成平台的代码移植测试 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 MC/DC覆盖率分析测试用例和测试场景脚本(仅以两个模块为例) |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文及参与的科研项目 |
| 致谢 |
| 学位论文评阅及答辩情况表 |
（8）基于语义分析模型的数字化核电厂操纵员可靠性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景、目的及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究目的 |
| 1.1.3 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 人因可靠性分析方面的研究 |
| 1.2.2 认知语义方面的研究 |
| 1.3 研究内容与研究方法 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 研究方法 |
| 1.4 论文框架 |
| 第2章 相关理论综述 |
| 2.1 数字化人机界面的特征 |
| 2.2 操纵员认知行为的特征 |
| 2.2.1 操纵员的认知行为本质 |
| 2.2.2 操纵员主要的认知任务 |
| 2.2.3 数字化主控室操纵员认知行为的变化 |
| 2.3 认知语义特征 |
| 第3章 操纵员语义定性分析模型 |
| 3.1 认知语义框架 |
| 3.2 语义分析过程 |
| 3.3 语义定性分析模型的构建 |
| 3.4 功率运行工况的模型应用实例 |
| 3.5 语义分析模型实验研究 |
| 3.5.1 实验背景 |
| 3.5.2 实验目的 |
| 3.5.3 传统事故规程培训 |
| 3.5.4 基于语义分析模型的培训 |
| 3.5.5 实验流程 |
| 3.5.6 实验结果与分析讨论 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 操纵员语义定量分析模型 |
| 4.1 贝叶斯网络推理 |
| 4.2 语义定量分析模型 |
| 4.2.1 模型背景的概述 |
| 4.2.2 语义定量分析模型的假设 |
| 4.2.3 语义定量分析模型的构建 |
| 4.3 SGTR事故诊断的实例研究 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 研究结论与创新点 |
| 5.1.1 研究结论 |
| 5.1.2 创新点 |
| 5.2 未来展望 |
| 参考文献 |
| 作者攻读学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
（9）国内外研究堆仪控系统调研（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 国外研究堆 |
| 1.1 美国TRIGA |
| 1.2 德国FRG |
| 1.3 法国CABRI |
| 1.4 日本JMTR |
| 2 国内研究堆 |
| 2.1 高温气冷堆 |
| 2.2 中国实验快堆 (CEFR) |
| 2.3 中国先进研究堆 (CARR) |
| 2.4 西安脉冲堆 |
| 2.5 中国工程试验堆 |
| 3 总结 |
（10）核电厂数字化反应堆控制系统可靠性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 可靠性分析的规范依据 |
| 1.4 可靠性分析方法 |
| 1.4.1 可靠性分析必要性 |
| 1.4.2 可靠性分析计划 |
| 1.4.3 分析方法 |
| 1.5 论文主要内容和结构安排 |
| 第二章 核电厂仪控系统总体介绍 |
| 2.1 概述 |
| 2.2 仪控系统架构 |
| 2.3 典型控制系统结构 |
| 2.3.1 过程控制系统 |
| 2.3.2 地震停堆控制系统 |
| 2.4 可靠性目标 |
| 2.5 可靠性分析模型说明 |
| 2.5.1 过程控制系统 |
| 2.5.2 地震停堆控制系统 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 故障模式、影响及危害性分析(FMECA) |
| 3.1 概述 |
| 3.2 分析目的 |
| 3.3 范围说明 |
| 3.4 C-D-L分级 |
| 3.5 风险优先数(RPN)方法 |
| 3.6 FMECA表格 |
| 3.7 典型控制系统配置的FMECA分析 |
| 3.8 总结分析 |
| 3.9 本章小结 |
| 第四章 电厂过程控制系统可靠性框图(RBD)分析 |
| 4.1 概述 |
| 4.2 分析假设及条件 |
| 4.3 环境条件 |
| 4.4 可靠性计算数据 |
| 4.5 可靠性框图模型 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 地震停堆控制系统可靠性框图(RBD)分析 |
| 5.1 概述 |
| 5.2 范围 |
| 5.3 分析假设及条件 |
| 5.4 可靠性计算数据 |
| 5.5 可靠性建模 |
| 5.5.1 拒动误动简述 |
| 5.5.2 机柜电源 |
| 5.5.3 四取二配置方案一RBD模型 |
| 5.5.4 全局符合逻辑方案二RBD模型 |
| 5.5.5 局部符合逻辑方案三RBD模型 |
| 5.6 系统拒动率和误动率计算 |
| 5.6.1 四取二配置方案一 |
| 5.6.2 全局符合逻辑设计方案二 |
| 5.6.3 局部符合逻辑设计方案三 |
| 5.7 结果分析 |
| 5.8 本章小结 |
| 第六章 控制系统软件可靠性 |
| 6.1 概述 |
| 6.2 软件验证和确认 |
| 6.3 FPGA软件验证和确认的关键工作 |
| 6.3.1 软件工具评估 |
| 6.3.2 测试设计 |
| 6.3.3 软件危害分析(SHA) |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 总结和展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
四、数字化反应堆控制系统研究（论文参考文献）
- [1]核电站棒控棒位系统改造后机组响应试验研究[J]. 韦桥,杨文清,柳继坤. 自动化仪表, 2021(S1)
- [2]多模块式核反应堆负荷跟踪下的协调控制方法研究[D]. 杨晓. 中国科学技术大学, 2021(09)
- [3]核电站保护安全监测系统研究及应用[D]. 侯宇驰. 吉林大学, 2020(03)
- [4]《环球电力热点观察》期刊文章英译汉实践报告[D]. 张雨童. 河北大学, 2020(08)
- [5]操控任务持续快速变化下操纵员作业行为研究[D]. 刘雪阳. 南华大学, 2019(01)
- [6]数字化反应堆在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究——以南华大学为例[J]. 赵鹏程,刘紫静,于涛,谢金森,陈珍平,曾文杰. 兰州教育学院学报, 2019(10)
- [7]基于SCADE的核反应堆停堆逻辑的同步性与确定性建模与验证[D]. 柳云鹤. 山东大学, 2019(09)
- [8]基于语义分析模型的数字化核电厂操纵员可靠性研究[D]. 陆文捷. 南华大学, 2019(01)
- [9]国内外研究堆仪控系统调研[J]. 马权,罗琦,宋小明,刘艳阳. 仪器仪表用户, 2019(03)
- [10]核电厂数字化反应堆控制系统可靠性分析[D]. 宗树枫. 上海交通大学, 2019(07)