反应堆工程

  • 反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

    许以全;何建东;

    在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。

    2017年04期 v.37;No.146 521-524页 [查看摘要][在线阅读][下载 363K]
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  • 研究堆考验回路工艺系统布置设计研究

    李明;汪海;孙胜;王育坤;黄岗;戴钰冰;

    以PDMS为设计平台,对研究堆考验回路工艺系统进行三维数字化布置设计。针对单体大空间类型考验回路工艺间内设备实行系统分区化布置和模块化建模,高效实现了设备与工艺间空间合理匹配;管道系统分区及单元化的量化定性,从设备角度划分了整条回路各区域管道布置的优先级,使系统管道布置工作清晰明了且具有逻辑性;同时,结合系统间管廊化布置,使整条回路系统管道布局在满足工艺功能的前提下高度集约化。最后,通过PDMS自身的模型校验功能,保证了布置设计工作的优质高效。

    2017年04期 v.37;No.146 525-531页 [查看摘要][在线阅读][下载 790K]
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  • ADS次临界系统中子时空动力学计算与瞬态分析

    高庆瑜;宋英明;徐宇超;王珂;杨永伟;张璐;

    加速器驱动次临界反应堆(ADS)中子时空动力学计算需要考虑外中子源和空间分布的影响,比临界系统中子动力学计算要复杂得多。本文将改进准静态(IQS)近似与蒙特卡罗(MC)方法相结合,对于带外源的ADS次临界系统中子时空动力学过程,形状函数、动力学参数由MCNPX程序计算得到,幅度函数与集总参数热工反馈模型进行耦合计算,并开发了IQS/MC计算程序可视化操作界面。针对CIADS靶堆耦合系统参考方案物理模型,对引入束流瞬变及无保护失流工况过程进行瞬态模拟计算分析,给出了堆芯相对功率、燃料温度及冷却剂出口温度随时间的变化曲线。同时,将中子注量率进行分群计算,得到了堆芯分能群的相对中子注量率网格分布随时间的变化,模拟结果与理论分析一致。

    2017年04期 v.37;No.146 532-539页 [查看摘要][在线阅读][下载 1593K]
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  • 高熔点物质与冷却剂相互作用的机理研究

    彭程;佟立丽;曹学武;

    高温熔融物与低温冷却剂间的相互作用是核反应堆严重事故下的重要现象,关于这一现象,国际上多年来开展了大量实验和数值研究。然而,熔融物与冷却剂热相互作用(FCI)的作用机理至今未能解明,数值模拟的分析结果同实验数据间仍存在较大差距。本研究通过建立中型熔融物与冷却剂相互作用实验台架,研究FCI影响因素及熔融物与冷却剂间的热相互作用机理。本文开展了以304不锈钢及钼铁为熔融物材料,水为冷却剂材料的热相互作用实验研究。该实验研究了高熔点物质质量、材料性质及冷却剂过冷度对热相互作用的影响,通过实验产物的形貌及尺寸分布分析,提出高熔点物质的凝固效应是决定相互作用强弱的重要机制,同时分析了在不同工况下的相互作用机理,为熔融物热能-机械能转化研究奠定基础。

    2017年04期 v.37;No.146 540-544页 [查看摘要][在线阅读][下载 674K]
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反应堆物理

  • 仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理

    陈军;韩巍;周冲;韦庆典;

    反应堆厂房入口仪用压缩空气流量计SAR001MD作为核电站重要监测仪表之一,流量数据的准确性关系到机组的安全运行。一旦出现故障必须予以高度重视,及时解决。某核电站CPR1000机组,在1号机组状态首次即将进入临界阶段时,出现SAR001MD流量计大幅度波动现象,导致安全壳泄漏率监测系统不可用,机组状态停滞。

    2017年04期 v.37;No.146 545-553页 [查看摘要][在线阅读][下载 3406K]
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  • 船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发

    于志翔;邹树梁;何震;

    船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发了针对MCNP输入与输出文件的可视化软件。此外,在船用反应堆的屏蔽设计过程中需要MCNP进行大量屏蔽计算,所耗时间过长,为了实现在一定误差范围内的快速计算功能,本文采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。

    2017年04期 v.37;No.146 554-559页 [查看摘要][在线阅读][下载 707K]
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  • 脉冲堆动态引发过程中初始反应性的测量

    高辉;尹延朋;项伟灵;刘晓波;范晓强;

    提出了脉冲堆动态引发过程中初始反应性测量的当量外推方法,由逆动态反应性测量系统、控制棒定位监测系统和裂变脉冲波形测量系统共同获得的数据而得到系统的反应性。此方法在裂变脉冲动态引发实验中成功地得到了应用,获得了初始反应性及其分布。

    2017年04期 v.37;No.146 560-563页 [查看摘要][在线阅读][下载 241K]
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  • 水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析

    周璇;佟立丽;曹学武;

    本文基于我国聚变工程实验堆水冷包层优化设计与安全分析的要求,针对水冷包层模块第一壁的流动传热特性进行三维数值模拟研究。采用计算流体力学方法,建立了水冷包层模块第一壁的三维数值模型,研究流量分配的特点以及温度分布情况,分析与评估在稳态工况、瞬态工况及失流事故下的水冷包层模块第一壁传热能力。研究结果表明,不同冷却管间存在流量分配不均匀的现象;在稳态工况下,水冷包层模块第一壁具有较好的传热能力,瞬态工况下水冷包层模块能够有效地导出反应堆热量;失流事故下冷却管内温度短时间上升至系统压力下的饱和温度,有待进一步研究。相关研究为优化包层第一壁传热设计提供参考,并为今后聚变堆的安全分析提供依据。

    2017年04期 v.37;No.146 564-571页 [查看摘要][在线阅读][下载 1335K]
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  • CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反应性比较

    刘忠国;

    37R燃料的每根元件尺寸相同,中心元件的冷却剂流道面积较小,事故工况下热工裕量相对较小。37M燃料减小中心元件尺寸,从而增大中心元件和整个燃料棒束的热工裕量。本文从反应堆物理角度定量分析两种燃料的反应性差异,采用WIMS程序和RFSP程序,计算了温度系数、空泡系数、重水纯度和慢化剂毒物浓度变化导致的反应性变化。计算结果表明37R燃料和37M燃料的反应性系数差别很小。

    2017年04期 v.37;No.146 572-576页 [查看摘要][在线阅读][下载 633K]
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核聚变

  • 网格权窗减方差技术及其在聚变堆屏蔽分析中应用研究

    李新梅;郑华庆;郝丽娟;宋婧;胡丽琴;江平;

    在聚变堆辐射屏蔽计算中,如何有效解决深穿透问题是近年来国际聚变辐射安全领域关注的焦点之一。针对该问题,本文研究了直角坐标系与圆柱坐标系下基于网格的权窗减方差技术。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC实现了该方法,并选取减方差技巧的基准例题进行测试与分析,初步得出"粗划真空或密度很小的区域、细分密度大的区域"的网格划分规律,能有效提高网格权窗计算效率。基于该规律对聚变屏蔽基准问题进行对比分析,新的网格划分与原始网格划分的计算效率相比,FOM因子提高了1.92倍。减方差技巧的基准例题和聚变屏蔽基准问题计算中,SuperMC通量计算结果与MCNP相比偏差均在0.5%以下,证明了本文中方法的正确性。

    2017年04期 v.37;No.146 577-582页 [查看摘要][在线阅读][下载 378K]
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  • 基于失效物理模型的聚变堆包层管道可靠性数据修正方法研究

    聂淼;王芳;王家群;汪进;袁润;

    由于聚变堆部件特殊的运行环境,部件可靠性数据极度匮乏,通常采用环境因子方法对现有可靠性数据进行修正,但现有可靠性数据修正模型未考虑解决高温模型不能适用的问题。本文提出了高温环境下的失效物理模型修正优化方法,提升了高温失效物理模型在极端环境下的适用范围和部件服役寿命修正精度,并基于失效物理模型修正方法开展了ITER中国氦冷固态包层氚提取系统(TES)管道可靠性数据修正研究,为TES系统可靠性分析提供了数据支持。

    2017年04期 v.37;No.146 583-589页 [查看摘要][在线阅读][下载 326K]
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  • 基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析

    黄学龙;信敬平;刘少军;郑明杰;毛小东;

    实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了氦冷固态氚增殖剂(HCCB)TBM结构,其聚变环境下的辐照损伤行为可为中国HCCB TBM结构设计提供支持。针对固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤问题,利用蒙特卡罗模拟,对比分析了Li_4SiO_4和Li_2TiO_3的中子辐照离位损伤和嬗变气体损伤。结果表明:在相同的服役时间下,Li_4SiO_4比Li_2TiO_3将产生更多的嬗变气体,且在高6 Li丰度情况下,其中子辐照损伤也更严重,会产生更高的损伤剂量和更大的损伤截面。但是,嬗变气体所造成的空位损伤Li_2TiO_3要比Li_4SiO_4严重;对两种陶瓷材料来讲,氦损伤效应均强于氚损伤效应。

    2017年04期 v.37;No.146 590-596页 [查看摘要][在线阅读][下载 739K]
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核安全

  • 大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究

    毕金生;靖剑平;石兴伟;宋祖荣;胡文超;

    采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。

    2017年04期 v.37;No.146 597-603页 [查看摘要][在线阅读][下载 778K]
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  • 先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析

    温丽丽;袁凯;佟立丽;

    本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。

    2017年04期 v.37;No.146 604-612页 [查看摘要][在线阅读][下载 1336K]
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  • IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析

    胡文超;彭常宏;郭赟;曾和义;

    使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况,压力容器会完全干涸,堆芯和蒸汽发生器之间形成蒸汽自然循环流动,堆芯温度缓慢升高,低熔点的控制棒金属首先熔化落入下腔室并加热下封头,使得下封头底部区域发生蠕变断裂失效。在不卸压的情况下一个上充泵的安注流量就能够缓解事故。

    2017年04期 v.37;No.146 613-618页 [查看摘要][在线阅读][下载 1183K]
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  • 最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究

    陈添;霍小东;杨海峰;易璇;

    最佳估算方法可以同时对多个参数按概率分布进行抽样,从而模拟系统真实的物理状况,计算结果的容忍区间及置信水平与抽样数目有关。本文将最佳估算方法应用于压水堆核电站乏燃料贮存格架和燃料运输容器的临界安全分析,采用非参数抽样统计方法,多参数同时抽样,并对各抽样参数的敏感度进行分析。抽样计算的结果统计分析表明,最佳估算方法更接近真实值,证明原逐参数单独进行敏感性分析方法的保守性并得到相应的保守裕量;对于特定研究对象参数的敏感性排序是稳定的,主要取决于参数自身的敏感性,参数的范围及分布的影响较小,应在相关设备的设计与制造中重点关注敏感度高的参数。

    2017年04期 v.37;No.146 619-627页 [查看摘要][在线阅读][下载 845K]
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  • 极端条件下辐射与物质相互作用(MaRIE)研究装置概况

    焦晓静;马锋;冯寒亮;

    极端条件下的辐射与物质相互作用实验装置,是洛斯·阿拉莫斯国家实验室针对美国核武器库存维护计划需要,正在建设的旗舰级实验装置,其主要任务是促进对核武器相关材料的鉴定、认证和评估。本文从建设目的、组成部分和发展规划等方面简述了该装置的概况,并结合美国核库存维护目前面临的挑战,分析了该装置的建设对美国核库存维护的重要意义。

    2017年04期 v.37;No.146 628-637页 [查看摘要][在线阅读][下载 1833K]
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核电厂

  • 核电厂应急柴油发电机组定期试验启动方式的探讨

    李剑波;周舟;

    分析了国内外关于核电厂EDG定期试验启动方式的相关研究以及最新的标准和规范。介绍了国外核电厂的相关改善措施及其效果,对国内核电厂在EDG定期试验中使用慢启动的方式进行了必要性论证。为EDG启动方式改进提供了两种方案,详细分析了两种方案的风险和失效概率,为核电厂的相关改进提供了重要参考。

    2017年04期 v.37;No.146 638-643页 [查看摘要][在线阅读][下载 360K]
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  • CAP1400核电厂设计分析器系统调试研究

    何元雷;张启江;徐财红;连海涛;李小燕;

    本文系统研究了CAP1400设计分析器系统调试的难点及解决方案。根据分析器平台要求对各系统单机版程序及模型数据进行了适应性改善,成功地将CAP1400核电厂RELAP5工艺模型、SCADE电厂控制模型及人机显示画面等模型集成到了设计分析器平台,并分别进行了单系统调试及系统联合调试。在此基础上演示了线性升降负荷运行瞬态的调试成果。本文研究的主要工程价值在于为CAP1400核电厂控制系统验证、整定值分析等设计验证工作提供了一个综合性的仿真平台,并为相应的设计验证工作提供了很好的反馈。

    2017年04期 v.37;No.146 644-650页 [查看摘要][在线阅读][下载 1055K]
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  • 红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

    邓平赳;张海州;王子兴;郭建;罗良伟;

    因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。

    2017年04期 v.37;No.146 651-655页 [查看摘要][在线阅读][下载 536K]
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  • 福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价

    邱志方;张航;张晓华;蔡逢春;吴清;

    地震是核电厂主要外部灾害之一,地震风险评估对于核电厂的安全评价具有重要的价值。抗震裕量评价(SMA)是开展核电厂地震灾害风险分析的重要方法之一,其目的是为了判断核电厂的抗震设计能力相对于设计基准地震的抗震裕量,找出核电厂的抗震薄弱环节,提高核电厂的抗震能力。本文针对福建福清核电厂1、2号机组进行抗震裕量评价,分析表明电力支持系统和一回路辅助管道的抗震能力相对薄弱,是导致核电厂抗震能力薄弱的主要原因,电力支持系统和一回路辅助管道需进一步提高其抗震能力,且核电厂需考虑编制地震应急规程。

    2017年04期 v.37;No.146 656-662页 [查看摘要][在线阅读][下载 883K]
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核技术

  • 温度梯度对金属波纹管力学性能影响分析

    王闯;顾卫国;王德忠;李钰;

    高温熔盐调节阀中金属波纹管是保证其正常运行的重要部件,波纹管外侧被熔盐介质包围,承受外压、轴向位移及高温载荷,且波纹管轴向存在较大温度梯度,为调节阀中薄弱元件。本文应用有限元软件ANSYS,材料模型选择理想塑性材料模型,计算单元为热固耦合单元,对比分析了U形和V形波纹管在各设计工况下的应力分布,结果表明,位移载荷是两种波纹管失效的主要原因。位移载荷在两种波纹管中引起的应力大小基本一致,但V形波纹管在设计压力、温度载荷作用下的应力显著小于U形,故调节阀中使用波纹管类型选择为V形。此外,对V形波纹管在多工况下的应力分布、塑形应变及极限位移载荷进行了计算,对比分析了设计温度载荷、阀体存在保温层时温度载荷及常温温度载荷对波纹管的影响,结果显示,高温下波纹管极限位移载荷约为常温的三分之一,但阀体外部添加保温层,虽然使得波纹管温度升高,但对波纹管极限压缩载荷影响并不大。

    2017年04期 v.37;No.146 663-668页 [查看摘要][在线阅读][下载 657K]
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  • 核电项目工程量概念解析

    黄文;

    在市场化大趋势的推动下,核电项目的成本管理意识空前强化。在众多成本管理的影响因素中,工程量是决定性因素。本文从概念区分的角度划分了核电项目实施过程的活动层次,进行了相应分析,找出了各个层次活动量的不同测量方式,通过对这些方式的本质解析和整合,既澄清了施工项目工程量概念本身,也澄清了一些模糊认识,为工程量的管理和成本管理的改进奠定了必要的基础。

    2017年04期 v.37;No.146 669-674页 [查看摘要][在线阅读][下载 312K]
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  • 核级钠中金属杂质钙、钾和铁的快速分析方法研究

    黄文杰;王密;米争峰;董静雅;贾云腾;

    快堆以金属钠作为冷却剂,但杂质钙、钾和铁的存在对其导热性能产生不利影响。为了监测钠的品质,建立了电感耦合等离子体-原子发射光谱同时测定钠中钙、钾和铁的方法。本实验在惰性气体-真空手套箱称取熔融钠,取出置于空气中氧化,然后缓慢滴加去离子水溶解金属钠,定容,最后以电感耦合等离子体-原子发射光谱仪测定其中的钙、钾和铁含量。此法对钙和铁的测定范围是2~50μg/g Na,对钾的测定范围是25~500μg/g Na。本方法已用于中国实验快堆核级钠中的杂质分析,结果令人满意。

    2017年04期 v.37;No.146 675-678页 [查看摘要][在线阅读][下载 96K]
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  • 粘钠设备水蒸气氮气清洗工艺研究

    李君瑜;李煦;谢淳;李凌霄;刘绩伟;

    快堆电站一、二回路的设备因为粘有冷却剂—钠,在维修和退役前必须进行除钠处理。水蒸气氮气清洗是快堆电站设备清洗系统所采用的清洗除钠工艺。本文首先对该工艺的清洗原理进行了分析,然后对工艺研究的试验装置进行了论述,最后通过两种特征的粘钠设备的清洗,深入分析清洗过程中所出现的各种现象,为后续的快堆电站粘钠设备清洗技术的研究提供了保证,同时获得了可直接用于中国实验快堆(CEFR)设备清洗系统的运行经验。

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  • COSINE子通道均相流分析程序的研发

    陈俊;罗彬;吴照国;孔晓宁;林萌;杨燕华;

    COSINE一体化软件包的子通道安全分析程序cosSubc基于子通道控制体三维网格模型,采用轴向及横向的热工水力控制方程,包括两流体和均相流两种求解算法。本文介绍了子通道均相流程序的物理模型和数值算法,并用cosSubc均相流程序和参考程序COBRA-TF分别对典型1 000MW核电厂稳态算例进行计算分析,结果表明:cosSubc均相流程序与COBRA-TF吻合较好,具备堆芯子通道的热工水力计算能力。

    2017年04期 v.37;No.146 684-690页 [查看摘要][在线阅读][下载 709K]
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  • 实时风险监测系统在田湾核电站的研发与应用

    顾晓慧;鲍振利;于文革;刘晓云;韩琦;

    风险监测系统是概率安全分析最重要的应用工具之一,在全球各核电站风险决策领域中得到了广泛应用。本文详细介绍了田湾核电站风险监测模型的研发与管理,系统网络架构与多用户应用、实时监测研发与应用、计划自动导入和计算时效性提升等重要特征,以及在电站的针对性应用方案研究,最后讨论了风险监测系统存在的问题与挑战。

    2017年04期 v.37;No.146 691-699页 [查看摘要][在线阅读][下载 1233K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:(1)投稿全文;(2)单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权协议,并将原件邮寄给编辑部(您完成投稿后,我刊将默认您已经阅读并接受"版权协议",但仍需要原件)。6)稿件自收到日期起,如超过6个月没有收到录用或退稿通知,作者有权另行处理,但需通知《核科学与工程》编辑部。退

    2017年04期 v.37;No.146 702页 [查看摘要][在线阅读][下载 1109K]
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