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核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定

尚彦龙 蔡琦 陈力生 赵熙

尚彦龙, 蔡琦, 陈力生, 赵熙. 核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定[J]. 核动力工程, 2014, 35(1): 147-151.
引用本文: 尚彦龙, 蔡琦, 陈力生, 赵熙. 核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定[J]. 核动力工程, 2014, 35(1): 147-151.
Shang Yanlong, CAi Qi, Chen Lisheng, Zhao Xi. Test Interval for Engineered Safeguards Features of Nuclear Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(1): 147-151.
Citation: Shang Yanlong, CAi Qi, Chen Lisheng, Zhao Xi. Test Interval for Engineered Safeguards Features of Nuclear Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(1): 147-151.

核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定

详细信息
    作者简介:

    尚彦龙(1984—),男,博士研究生。2010年毕业于海军工程大学核科学与技术专业,获硕士学位。现从事核动力装置可用性分析与优化研究。蔡琦(1962—),男,教授,博士生导师。2002年毕业于海军工程大学工程热物理专业,获博士学位。现主要从事核动力工程专业的教学和科研工作。陈力生(1962—),男,教授,博士生导师。1989年毕业于海军工程大学船舶动力装置专业,获硕士学位。现主要从事核动力工程专业的教学和科研工作

  • 中图分类号: TL387

Test Interval for Engineered Safeguards Features of Nuclear Reactor

  • 摘要: 针对核反应堆专设安全设施试验间隔期的优化,以传统的专设安全设施组成设备平均可用度模型为基础,提出采用较少假设近似并考虑设备在备用、试验和检修3阶段状态关联的可用度模型。改进模型比原模型具有更为广泛的适用性,对大型复杂系统、精度要求比较高的分析计算具有优势。将该模型用于核反应堆余热排出系统试验间隔期的确定,结果能够为核反应堆专设安全设施的使用管理和维修决策提供参考。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2012-10-29
  • 修回日期:  2013-12-06
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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