一、美浜核电站1、2号机运行经验（论文文献综述）
梁木[1]（1998）在《日本核电技术的发展》文中提出回顾日本核电的发展过程，反映出核电技术的不断进步。从本世纪６０年代中期开始引进外国的核电设备后，日本对核电技术进行３个阶段的改进和研究，逐步提高了核电设备国产率，同时也提高了核电建设和运行水平。至８０年代中期，开发出改进型沸水堆（ＡＢＷＲ）机组。该型机组采用了许多新技术成果。文中介绍了柏崎刈羽核电站６、７号ＡＢＷＲ机组的设计、建设特点，以便反映日本目前核电技术的新水平。
张礼铨[2]（1977）在《美浜核电站1、2号机运行经验》文中提出 美浜核电站位于日本福井县敦贺半岛西岸之三方郡美浜町。1号机和2号机分别于1970年11月28日和1972年7月25日正式开始投运。现将美浜核电站的设备概要和迄今获得的运行、维护经验简要介绍如下:
周杰[3]（2017）在《后福岛时代日本核能产业国家战略研究》文中提出日本核电装机容量位居全球第三。尽管日本核能产业遭受福岛核事故重创,全国核电站曾一度全部关闭,公众对核电的信心也一时难以恢复,因而至今核电重启仍举步维艰。但重新振兴核能产业是日本能源安全保障战略和经济增长战略的需要,是日本应对全球气候变暖战略的关键,更是日本能源技术创新战略和基础设施输出战略的核心。因此,核电作为重要的基荷电力和经济增长支柱产业仍是日本国家发展战略的一项既定"国策"。确保安全前提下尽快重启核电,坚持大力发展核电产业;重点开发快中子增殖反应堆,坚持推动闭式核燃料循环路线;加快核能装备和技术出口,坚持确保核能产业大国地位。"三个坚持"构成了后福岛时代日本重振核电产业战略的基本内容。但在福岛第一核电站事故善后处理问题多多,核电机组重启事故频发,"文殊"号快中子增殖反应堆被迫退役,东芝爆发核电财务危机,以及电力市场自由化和可再生能源发展方兴未艾的冲击下,这一战略将面临其安全性、经济性、技术性和社会性等诸多领域课题的考验,未来前景难卜。
张琳[4]（2019）在《基于讲座「原子力発电と放射能～あれから7年」的交替传译笔记实践报告》文中进行了进一步梳理交替传译笔记作为辅助译者短期记忆容量的重要方法之一,对专业译者而言是一项必须掌握的技能。有效的笔记可以提高翻译质量。在日常口译活动中,译者需要边听边理解发言人的讲话内容,并将理解的信息记录下来客观的译出。由于需要同时处理多项任务,所以译员在笔记记录过程中会遇到一些特殊困难和挑战,如果不能很好地调整笔记策略,就会影响到译员最终的口译表现。本文以日本讲座「原子力発电と放射能あれから7年」为对象,主要分析了在这次交替传译模拟实践中,笔者交替传译笔记的记录情况。本文从笔记结构、记忆机制和口译符号与缩略语的活用这三个方面入手,分析了新手译员在做笔记时存在的问题（格式不规范、忽视语义群;盲目记录、未筛选重要信息;过度依赖笔记;笔记与记忆脱离等）并尝试提出了对应的可行性对策（规范格式、有选择性记录、先听后记、联想记忆）。最后对本报告中的不足（缺少与他人同一文本的横向比较;未能与其他领域创新性结合）和吸取的经验进行总结。通过此次实践活动希望能为今后的口译工作提供笔记参考、逐步提高口译技能、积累经验。
李卓群[5]（2009）在《秦山核电有限公司设备运行管理模式研究》文中研究表明秦山核电站（下称秦山）是我国大陆第一座自行设计、建造和运营管理的原型堆核电站,至今已经安全运行近18年。秦山的成功验证了我国商用堆核电机组的设计和管理水平。秦山的设备运行管理经历了从运行初期的摸索阶段到中期的以核安全文化为导向的管理提升阶段。这种设备运行管理模式的变化,带来了秦山核电机组业绩的不断提升。秦山在第九燃料循环、第十燃料循环实现了连续安全稳定运行448、469天的国内同期最好水平,机组WANO（World Association of Nuclear Operators）性能指标也达到了历史最好成绩。但随着国内核电市场的变化,秦山的管理目标面临了新的挑战。秦山在企业纲领中明确了要成为中国核电运营管理的第一品牌的愿景以及第二个五年计划中全面实现机组WANO性能指标达到世界中值水平,部分指标进入世界先进水平的要求。面对这种变化,公司开展了相应的管理改进工作,如严格预算管理、加大技术改造力度、进行人因工程研究、开展岗位培训分析和员工职业生涯规划等工作,从一定层面解决了某些领域中的问题,但这些改进未能实现公司的既定目标。本文以秦山设备运行管理模式为研究重点,从公司运行业绩指标入手,通过国内外同行的管理理念、方式和技术手段的对比,分析了秦山在设备运行管理中的战略、组织机构、管理策略以及员工的思想认识等方面所存在的不足,有针对性地提出了在管理政策上秦山应该进行管理理念更新、实施战略分级管理和设备运行管理绩效考评的管理改进要求。在管理技能上提出了利用现有技术资源,尽快采用设备可靠性管理技术（Reliability Centered Maintenance,RCM）并协同推进全员设备管理（Total Productive Management,TPM）的协同解决管理方案。通过秦山在设备老化管理、技术更新改造等项目中的具体落实,获得了初步成效。
温园园[6]（2017）在《翻译实践报告 ——关于日本核电站和核政策》文中研究指明近年来经济发展迅猛,环境问题日益突出,甚至已经上升到威胁地球的生态平衡以及世界可持续发展问题。寻找新能源,替代化石资源成为各国关注的焦点。核电站具有燃料费用低、运输方便等优点,美国作为核能开发利用的发达国家,掌握着核心技术以及成功的经验;日本作为世界上唯一一个遭受过核袭击的国家,深切感受过核能的危害。研究日本的核电理论以及原则有利于我国从中吸取经验教训,对于我国的核电事业发展具有分析借鉴意义。本文作为一篇翻译实践报告,将以日本相关核电站以及核政策论文为例,从翻译原因、翻译过程、翻译完成、总结分析等四个方面进行论述,其中的总结分析部分将从原作和译文的字数、翻译角度方面详细展开,并从中总结笔者的经验,以期为大家在今后翻译这类文体时提供参考。
薛静[7]（2012）在《对核电站的安全、选址问题的研究》文中提出核电站像常规发电站一样存在安全问题，必须着重关注核安全问题。核电站也和其他常规发电站一样，可能因设计不当，设备故障，人因失误或其他外来因素造成各种事故。核电站建在什么地点最合适，这不单是建设者们需要反复论证、绞尽脑汁去思考的事情，也是社会公众对核电站安全的关注所在。核电站的选址基本出发点是考虑万一出事故的时候，造成的损失要最少，对周围环境的影响要最小。经过长时间的摸索和实践证明，在满足人烟稀少、物产不丰、远离大城市等条件的同时，建设核电站还得满足工程建设的自然条件，如所选的地点须有大量的水源，用来带走电站排出的余热和提供生活用水；必须有良好的大气扩散条件，使电站排出的带有放射性的气体能容易消散；地质必须稳定和不受其他自然灾害袭击破坏等等。此外，由于产生的电力主要输送到城市，因此又不能离城市太远。核电站要求靠近负荷中心附近而且要尽量远离居民集中区。核电站要关注人口分布的适宜性、土石方量、拆迁量；核电站要优化布置、节约用地和关注占用土地的类别；要采取措施解决温排水和低放废液排放对水体水质、居民饮用和生态的影响；关注洪水、垮坝、河流航运给核电站带来的问题；要注意解决核电大件设备的运输方式和路径选择。核电站要求符合城市总体规划核电站的建设，可以先少后多分批实施，逐步摸索。
王吉波,谢玉菡[8]（2018）在《福岛第一核电站事故对核能开发政策的影响（Ⅱ）》文中研究指明福岛第一核电站事故对全球核能开发产生了影响。虽然事故发生后,各国对其所有在运核电站的安全性进行了全面的技术评估,并且全球范围内核电站的安全要求普遍得到强化,但各国的政策应对却不尽相同。这些应对包括逐步淘汰核能或加快淘汰步伐,减少对核能的依赖,或者相反,继续追求或扩大核能项目。该研究考察了核能政策以及事故前后计划的变化,并企图把福岛第一核电站事故与影响核能决策的其他因素对核能政策的冲击区分开来,特别是电力市场经济学、融资挑战和来自其他能源（天然气、煤炭和可再生能源）的竞争。还研究了各国定量的长期预测随时间的变化,这些变化揭示了核能在未来能源体系中所扮演角色的变化趋势。
余文东[9]（2010）在《大亚湾核电站抽汽疏水管道断裂失效原因和改造》文中研究说明自2001年12月第8次大修开始大亚湾核电站两台机组GSS110/210DI、AHP107/205DI所属疏水管线频繁出现开裂泄漏,开裂位置主要发生在疏水器到闪蒸箱之间的阀门、弯头、三通、节流孔板前后的焊缝附近。GSS & AHP系统抽汽管道的疏水管路系统的功能是将抽汽管道内的凝结水排往冷凝器的FLASHBOX,避免蒸汽夹带水珠高速流动对管道造成水击或大量积水时产生水锤对管道造成严重损坏。疏水管路系统设计有电动调节阀旁路,用于机组刚启动至30%负荷这段时间内通过电动调节阀控制凝结水的排放。机组功率大于30%以后改由疏水器管路进行自动疏水。疏水器及上游管道内介质为对应抽汽管道工作压力下的饱和水,疏水器开启后上游管道和疏水器内的凝结水受压差的驱动开始迅速流动,凝结水在通过疏水器出口时被节流降压,部分饱和水吸收汽化潜热迅速转变成蒸汽,在下游管道内变成了两相流。高速流动的水汽两相流对管道产生严重的冲蚀。通过对发生泄漏和断裂的GSS和AHP管线进行综合检查、取样试验和主要原因分析认为:该案例是复杂工况条件下由多因素导致的早期失效。汽水介质的冲蚀作用导致了裂纹源的产生,裂纹源在振动疲劳作用下不断扩展,造成管线频繁泄漏和断裂,主要原因是冲蚀和振动疲劳的交互作用。为此,我们按照主要原因提出改造方案:1、改变管道、节流孔板本身的尺寸结构,如增大管道的内径、改变节流孔板的结构、尺寸等,以降低冲蚀作用。2、使焊缝远离变截面部件下游的冲蚀区域,可减轻冲蚀的影响。但要注意,对于目前运行工况和结构形式的节流孔板来说,即使焊缝远离冲蚀区域,由于严重减薄和冲蚀坑,节流孔板下游附近区域仍将是高应力区。冲蚀坑在疲劳交变应力的作用下终将诱发裂纹、导致该部位管壁提前断裂。3、对于三通、弯头这两种部件,还需要考虑减小管系应力、减小弯头的椭圆度和曲率半径以减小附加弯曲应力。大亚湾核电站对运行中发生断裂的GSS和AHP疏水管线按上述分析结果和方案设计实施改造后,至今这些管道未再发生断裂事件。
王群,耿云玲[10]（2012）在《日本福岛核事故分析与思考》文中认为回顾日本福岛核事故及其影响,介绍核电站的组成和基本工作原理。在此基础上,分析此次核事故的主要原因,包括地震和海啸造成直接原因和人为因素引起的间接原因,进而提出核能利用和核电站安全方面的一些思考。
二、美浜核电站1、2号机运行经验（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、美浜核电站1、2号机运行经验（论文提纲范文）
（4）基于讲座「原子力発电と放射能～あれから7年」的交替传译笔记实践报告（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| 摘要 |
| 1.はじめに |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究の目的と意义 |
| 2.通訳メモの基本概説について |
| 2.1 メモ取りの役割 |
| 2.2 メモ取りの事前准备 |
| 2.2.1 メモ取りのハードウェアル |
| 2.2.2 メモ取りにおける记号 |
| 2.3 メモ取りの原则 |
| 2.4 メモ取りの言语 |
| 3.具体例の分析と対応策について |
| 3.1 メモ取りの构造 |
| 3.1.1 メモの取り方 |
| 3.1.2 メモ取りの内容 |
| 3.2 记忆メカニズムについて |
| 3.2.1 记忆力への干渉 |
| 3.2.2 メモと记忆の分离 |
| 3.3 メモ记号や略语の活用 |
| 4.おわりに |
| 4.1 本稿のまとめ |
| 4.2 本稿における不足点 |
| 参考文献 |
| 付録A 中日対訳メモ |
| 付録B 専门用语対訳 |
| 谢辞 |
（5）秦山核电有限公司设备运行管理模式研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 目录 |
| 前言 |
| 第1章 设备运行管理模式研究的意义和现状 |
| 1.1 设备管理与设备运行管理 |
| 1.1.1 设备管理内容 |
| 1.1.2 设备运行管理分析 |
| 1.2 设备运行管理中的变化 |
| 1.2.1 设备失效模式的重新认识 |
| 1.2.2 设备自身技术的发展 |
| 1.2.3 信息化系统的发展 |
| 1.3 国际核电同行的设备运行管理模式调查 |
| 1.3.1 俄罗斯的设备运行管理 |
| 1.3.2 美国核电站的设备运行管理 |
| 1.3.3 法国核电的设备运行管理概况 |
| 1.3.4 日本核电站的设备运行管理 |
| 1.4 国内核电设备运行管理调查 |
| 1.4.1 大亚湾核电站的设备运行管理模式 |
| 1.4.2 田湾核电站的设备运行管理模式 |
| 1.5 设备管理的最新发展 |
| 1.5.1 全寿命周期设备管理 |
| 1.5.2 全员生产维修(TPM)的发展 |
| 1.5.3 RCM 可靠性技术的运用与推广 |
| 第2章 秦山核电厂的设备运行管理模式分析 |
| 2.1 秦山核电的组织机构分析 |
| 2.2 秦山核电站设备运行管理政策 |
| 2.3 秦山核电的设备运行管理流程 |
| 2.4 秦山核电的设备运行管理指标体系分析 |
| 2.5 设备运行信息化管理 |
| 2.6 秦山核电的设备维修策略 |
| 第3章 核电站设备运行业绩情况对比 |
| 3.1 WANO 性能指标 |
| 3.2 备件管理情况分析 |
| 第4章 秦山核电设备运行管理改进 |
| 4.1 设备运行管理战略的调整 |
| 4.2 设备维修政策的改进 |
| 4.2.1 多种维修模式并行解决当前实际问题 |
| 4.2.2 基于RCM可靠性技术的引进 |
| 4.2.3 全员参与的TPM 导入 |
| 4.2.4 设备运行管理中的绩效管理 |
| 4.3 秦山实施中的设备运行管理改进 |
| 第5章 秦山核电设备运行管理提升的SWOT 分析 |
| 5.1 秦山所具有的优势和劣势 |
| 5.2 秦山所具有的机会和威胁 |
| 第6章 结束语 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文目录 |
| 上海交通大学学位论文答辩决议书 |
（6）翻译实践报告 ——关于日本核电站和核政策（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 翻译原因 |
| 第二章 翻译过程 |
| 第三章 翻译完成 |
| 第四章 总结归纳 |
| 4.1 从字数考察外来语 |
| 4.2 从翻译角度来考察 |
| 4.2.1 汉字不等于言简意赅 |
| 4.2.2 和语词的妙用 |
| 4.2.3 直译还是意译 |
| 第五章 结语 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 个人简况及联系方式 |
（7）对核电站的安全、选址问题的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究的背景及意义 |
| 1.2 研究对象和内容 |
| 1.3 研究方法和论文框架 |
| 1.3.1 研究方法 |
| 1.3.2 论文框架 |
| 第二章 核电的发展 |
| 2.1 世界核电发展的概况 |
| 2.2 中国核电发展概况 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 核电站的安全防护 |
| 3.1 核电事故 |
| 3.2 核安全事故危害何在 |
| 3.3 核电的安全防护 |
| 3.3.1 站区外分区保护 |
| 3.3.2 站区内分区保护 |
| 3.3.3 建筑的外围护保护 |
| 3.4 人为的应急准备 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 核电选址关注的问题 |
| 4.1 影响内陆核电选址的因素 |
| 4.2 内陆核电站址和滨海站址的差别 |
| 4.3 核电选址的工作过程 |
| 4.4 核电选址关于环境影响的问题 |
| 4.4.1 人口分布 |
| 4.4.2 外部人为事件 |
| 4.4.3 大气弥散条件 |
| 4.4.4 水体弥散条件 |
| 4.4.5 放射性源项 |
| 4.4.6 核事故应急响应 |
| 4.5 核电站选址关于交通运输的要求 |
| 4.5.1 超重、超限件的运输方式 |
| 4.5.2 应急计划的实施 |
| 4.5.3 核燃料、乏燃料和固体废物的运输 |
| 4.5.4 核燃料组件的供应和运输 |
| 4.5.5 乏燃料及核废物的处理和运输 |
| 4.5.6 放射性废物的贮存和运输 |
| 4.5.7 工程费用和运输费用 |
| 4.5.8 交通运输考虑的因素 |
| 4.5.9 核电站的运输特点 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 核电站与城市的关系 |
| 5.1 国外核电站 |
| 5.2 国内核电站 |
| 5.2.1 沿海站址 |
| 5.2.2 内陆站址 |
| 5.3 核电站与城市的关系 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 核电站对城市规划的影响 |
| 6.1 一般原则 |
| 6.2 环境问题 |
| 6.3 观念问题 |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 我国核电建设的思考 |
| 7.1 正确选址是确保核电安全的第一关 |
| 7.2 提高工艺、设备等方面的质量是确保核电安全的关键 |
| 7.3 加强站址开发中的协调和管理 |
| 7.4 核电站工程造价 |
| 7.5 本章小结 |
| 结语 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（8）福岛第一核电站事故对核能开发政策的影响（Ⅱ）（论文提纲范文）
| 3引言 |
| 4区域政策应对 |
| 4.1东亚 |
| 4.1.1 中国 |
| 4.1.2中国台湾 |
| 4.1.3日本 |
| 4.1.4韩国 |
| 4.2东南亚 |
| 4.2.1马来西亚 |
| 4.2.2泰国 |
| 4.2.3越南 |
| 4.2.4该地区其他国家 |
| 4.3中东、中亚和南亚 |
| 4.3.1 孟加拉国 |
| 4.3.2 印度 |
| 4.3.3伊朗伊斯兰共和国 |
| 4.3.4约旦 |
| 4.3.5哈萨克斯坦 |
| 4.3.6巴基斯坦 |
| 4.3.7 沙特阿拉伯 |
| 4.3.8阿拉伯联合酋长国 |
| 4.3.9该区域其他国家 |
| 4.4欧盟 |
| 4.4.1比利时 |
| 4.4.2法国 |
| 4.4.3德国 |
| 4.4.4意大利 |
| 4.4.5瑞典 |
| 4.4.6该地区其他国家 |
| 4.5欧洲 (非欧盟国家) |
| 4.5.1 亚美尼亚 |
| 4.5.2白俄罗斯 |
| 4.5.3俄罗斯 |
| 4.5.4瑞士 |
| 4.5.5土耳其 |
| 4.5.6乌克兰 |
| 4.5.7该地区其他国家 |
| 4.6北美洲 |
| 4.6.1 加拿大 |
| 4.6.2墨西哥 |
| 4.6.3美国 |
| 4.7中美洲和南美洲 |
| 4.7.1阿根廷 |
| 4.7.2 巴西 |
| 4.7.3该地区其他国家 |
| 4.8 非洲 |
| 4.8.1南非 |
| 4.8.2该地区其他国家 |
| 5结论 |
（9）大亚湾核电站抽汽疏水管道断裂失效原因和改造（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 背景 |
| 1.2 本文的工作 |
| 第二章 GSS 与AHP 疏水管断裂失效原因分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 疏水管断裂失效宏观形貌描述及特点分析 |
| 2.2.1 断裂失效部位 |
| 2.2.2 断裂失效特点 |
| 2.2.3 失效特点分析 |
| 2.3 失效疏水管力学性能及理化特性分析 |
| 2.3.1 力学性能测试结果 |
| 2.3.2 能谱分析 |
| 2.3.3 口蚀坑和断口表面观察 |
| 2.3.4 失效分析 |
| 2.4 失效疏水管的应力分析 |
| 2.4.1 管系应力 |
| 2.4.2 残余应力 |
| 2.4.3 振动弯曲应力 |
| 2.4.4 振动源 |
| 2.4.5 振动的吸收 |
| 2.4.6 应力集中 |
| 2.5 大亚湾核电站 GSS 与 AHP 疏水管断裂失效综合分析 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 大亚湾核电站 GSS 与 AHP 疏水管的改造分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 改造方案设计 |
| 3.2.1 疏水流速选择 |
| 3.2.2 疏水器选型 |
| 3.3 疏水器与孔板的流量压差特性 |
| 3.3.1 疏水器的流量压差特性 |
| 3.3.2 孔板的流量压差特性 |
| 3.4 GSS与AHP疏水管道强度计算 |
| 3.4.1 管道强度计算 |
| 3.4.2 GSS110DI/210DI 疏水管道的强度计算 |
| 3.4.3 AHP107DI、AHP205DI、AHP105DI 疏水管道的强度计算 |
| 3.4.4 管道选材汇总 |
| 3.5 GSS 与AHP 疏水管道水力计算 |
| 3.5.1 水力计算简化条件 |
| 3.5.2 原设计各疏水器下游管道介质流速计算与分析 |
| 3.5.3 改造设计后疏水器下游管道介质流速计算 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 GSS 与 AHP 疏水管道改造的应力校核计算 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 材料特性参数 |
| 4.3 疏水管道应力校核计算 |
| 4.3.1 一号机疏水管道改造方案应力校核计算 |
| 4.3.2 二号机疏水管道改造方案应力校核计算 |
| 4.4 本章小节 |
| 第五章 全文总结 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 不足 |
| 参考资料 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）日本福岛核事故分析与思考（论文提纲范文）
| 一、福岛核事故回顾 |
| 二、核电站系统结构和工作原理 |
| 三、核电站设置的安全屏障 |
| 四、福岛核事故主要原因 |
| 五、启示和思考 |
| 六、结束语 |
四、美浜核电站1、2号机运行经验（论文参考文献）
- [1]日本核电技术的发展[J]. 梁木. 国际电力, 1998(03)
- [2]美浜核电站1、2号机运行经验[J]. 张礼铨. 电力技术通讯, 1977(S3)
- [3]后福岛时代日本核能产业国家战略研究[A]. 周杰. 全球核能产业发展报告（2017）, 2017
- [4]基于讲座「原子力発电と放射能～あれから7年」的交替传译笔记实践报告[D]. 张琳. 湖南大学, 2019(01)
- [5]秦山核电有限公司设备运行管理模式研究[D]. 李卓群. 上海交通大学, 2009(S2)
- [6]翻译实践报告 ——关于日本核电站和核政策[D]. 温园园. 山西大学, 2017(03)
- [7]对核电站的安全、选址问题的研究[D]. 薛静. 华南理工大学, 2012(01)
- [8]福岛第一核电站事故对核能开发政策的影响（Ⅱ）[J]. 王吉波,谢玉菡. 科学观察, 2018(01)
- [9]大亚湾核电站抽汽疏水管道断裂失效原因和改造[D]. 余文东. 上海交通大学, 2010(02)
- [10]日本福岛核事故分析与思考[J]. 王群,耿云玲. 国防科技, 2012(06)