需求建模方法在核电需求分析中的应用 被引量：7

1

作者 朱俊志 杨珏 +3 位作者 万蕾 崔军 刘永康 刘青松 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期104-109,共6页

由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题,核电设计产品越来越难满足用户期望。针对上述问题,本文以安注系统为例,将需求建模方法应用于需求分析:通过需求用例建模、需求场景建模和需求逻辑建模等... 由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题,核电设计产品越来越难满足用户期望。针对上述问题,本文以安注系统为例,将需求建模方法应用于需求分析:通过需求用例建模、需求场景建模和需求逻辑建模等手段实现安注系统的需求收集和管理,通过状态图的执行确保顶层设计满足用户需求,通过时序图的比较检查遗漏或不一致的需求等。借助需求建模实现需求的早期验证,确保设计产品符合用户需求,为需求建模在核电设计中的进一步应用提供参考。 展开更多

关键词 需求 建模 核电 安注系统 验证

原文传递

反应堆安全注射系统的GO法可靠性分析 被引量：4

2

作者 郭强 赵新文 蔡琦 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期91-94,共4页

应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例。结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种... 应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例。结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种比较有效的可靠性分析方法。 展开更多

关键词 GO法 可靠性分析 安全注射系统 反应堆

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秦山核电二期工程失水事故分析 被引量：4

3

作者 王荣忠 王勇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期51-55,共5页

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点。本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点。重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的... 失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点。本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点。重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果。分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全。 展开更多

关键词 失水事故 分析 MEFRA-1程序 安全注射系统 堆芯再淹没

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华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究

4

作者 吴小飞 黄茂丽 +5 位作者 张林 聂常华 徐长哲 徐尧 卓文彬 李朋洲 《阀门》 2024年第2期169-173,共5页

作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得... 作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。 展开更多

关键词 华龙一号 安注系统 电动截止阀 可靠性试验

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核级典型电动截止阀FMECA及试验验证

5

作者 林同光 黄茂丽 《阀门》 2024年第3期372-377,共6页

作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故... 作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故障模式及其原因与影响,并根据失效分析结果有针对性地开展寿命试验,以激发潜在的故障,验证分析结果并获得该阀最为典型的失效模式。 展开更多

关键词 安注系统 电动截止阀 故障模式、影响及危害性分析(FMECA)

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基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究 被引量：5

6

作者 陈强 杨明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期399-404,共6页

多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM... 多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性。分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间。 展开更多

关键词 多层流模型 故障树 可靠性 安全注入系统

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安全注入系统设计研究

7

作者 王广飞 张志明 《价值工程》 2023年第4期71-73,共3页

安全注入系统是核电厂非常重要的专设安全设施之一,其设计需要满足事故分析的要求,即事故工况下注入堆芯的硼水流量应能够保证不同事故工况下堆芯的安全。本文以国内某新堆型为例详细介绍了安注系统的一种设计流程,给出了安注系统配置... 安全注入系统是核电厂非常重要的专设安全设施之一,其设计需要满足事故分析的要求,即事故工况下注入堆芯的硼水流量应能够保证不同事故工况下堆芯的安全。本文以国内某新堆型为例详细介绍了安注系统的一种设计流程,给出了安注系统配置方案和设备的初步选型结果,分析了系统设计中注入点间流量不平衡量的计算及确定方法。最终依据上述条件分别计算了考虑和不考虑注入点间流量不平衡时的安注流量,并根据计算安注流量得出了安注系统流量调试验收准则。 展开更多

关键词 安注系统 不平衡量 安注流量 验收准则

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DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

8

作者 陶俊 谢小飞 +1 位作者 梁潇 陈军 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期63-70,共8页

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究... 本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。 展开更多

关键词 安注系统 简化 压力容器直接注入 冷却剂丧失事故

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不可凝气体对中压安注系统的影响分析研究

9

作者 闫明晶 许晨德 王茹 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1243-1249,共7页

2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足... 2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足公开信的要求。核电厂发生丧失冷却剂事故下,安全注入系统启动,将含硼水注入到反应堆冷却剂系统,防止堆芯裸露,限制燃料包壳温度的峰值。核电厂正常运行期间,安全注入系统处于满水备用状态。如果系统内产生、积聚不可凝气体,可能导致事故后安全注入系统无法立即投使,进而影响核电厂的安全运行。因此,必须对核电厂安全注入系统不可凝气体问题引起足够的重视。目前,关于该领域的研究工作主要涉及不可凝气体在流体系统中集聚可能影响泵性能甚至导致其无法执行安全功能,主要导致的故障包括:泵气缚、泵突然抱死和泵机械性能降级。对于泵后的系统管道含不可凝气体的水锤现象研究较少。因此研究安全注入系统不可凝气体的水锤分析问题,分析潜在不可凝气体对安全注入系统注入功能的影响对核电厂的安全运行具有重要意义。 展开更多

关键词 安全注入系统 不可凝 水锤

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LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析 被引量：2

10

作者 陈玲 尚彦龙 +2 位作者 蔡琦 申祖金 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期324-329,共6页

反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO... 反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。 展开更多

关键词 LOCA 安全注射系统 GO-FLOW 时序系统 可靠性

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基于BDD的小型核动力装置安全注射系统可靠性分析 被引量：2

11

作者 时劭科 陈力生 +1 位作者 陈玲 杨宁 《四川兵工学报》 CAS 2015年第1期52-55,77,共5页

小型核反应堆安全注射系统在运行过程中系统结构随时间的改变而变化,是具有明显阶段性的复杂任务系统;利用二元决策图(BDD)方法对该系统进行了可靠性分析,根据阶段代数的运算法则,采用基于最小相邻组件优先相邻排序方法,得到相应的二元... 小型核反应堆安全注射系统在运行过程中系统结构随时间的改变而变化,是具有明显阶段性的复杂任务系统;利用二元决策图(BDD)方法对该系统进行了可靠性分析,根据阶段代数的运算法则,采用基于最小相邻组件优先相邻排序方法,得到相应的二元决策图,根据相关失效数据得出安注系统完成任务的可靠度;结果表明:BDD方法能快速有效地分析多阶段任务系统可靠性,并能有效地缓解组合爆炸问题,使问题分析趋于简洁。 展开更多

关键词 多阶段任务系统 二元决策图 安全注射系统 可靠性分析

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核电厂SGTR规程优化研究 被引量：1

12

作者 刘立欣 王喆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期126-130,共5页

核电厂通过应急运行规程(EOP)来缓解蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统(RCS)降压后,安全注射(简称“安注”)流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存... 核电厂通过应急运行规程(EOP)来缓解蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统(RCS)降压后,安全注射(简称“安注”)流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR) 应急运行规程(EOP)优化 稳压器水位 安注系统

原文传递

基于模糊综合评价的低压安全注射系统可靠性分析 被引量：2

13

作者 赵鑫 蔡琦 +1 位作者 张永发 蒋卫民 《兵器装备工程学报》 CAS 2016年第10期133-138,共6页

结合设备运行过程中的专家意见,通过模糊综合评价的方法,对专家评价数据进行分析,得到故障模式的模糊综合评价等级,利用Isograph软件实现故障模式传递的可视化以及直观表达故障模式危害度矩阵,利用模糊综合评价的结论及易知部件的故障... 结合设备运行过程中的专家意见,通过模糊综合评价的方法,对专家评价数据进行分析,得到故障模式的模糊综合评价等级,利用Isograph软件实现故障模式传递的可视化以及直观表达故障模式危害度矩阵,利用模糊综合评价的结论及易知部件的故障率求得边界阀的故障率。 展开更多

关键词 安全注射系统 模糊综合评价 Isograph 危害度矩阵

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CPR1000安注系统高压节流孔板计算研究 被引量：2

14

作者 赵鑫 谭海波 +2 位作者 刘博 王江洪 翟巴菁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期134-136,共3页

从节流孔板管道的基本原理入手,依托岭澳核电站4号机组安全注入系统调试得到的流量试验数据,通过流体力学计算得出节流孔板尺寸的理论结果,该结果与实际安装数据差距不大。本研究为中国改进型三环路压水堆(CPR1000)安全注入系统高压节... 从节流孔板管道的基本原理入手,依托岭澳核电站4号机组安全注入系统调试得到的流量试验数据,通过流体力学计算得出节流孔板尺寸的理论结果,该结果与实际安装数据差距不大。本研究为中国改进型三环路压水堆(CPR1000)安全注入系统高压节流孔板尺寸计算提供了可行的方法。 展开更多

关键词 孔板 流量 安全注入系统

原文传递

故障注入在MCU功能安全测试中的实施研究 被引量：3

15

作者 张明朗 周子龙 +1 位作者 王江波 蔡小丽 《汽车电器》 2020年第8期68-72,74,共6页

本文以MCU(电机控制器)为被测对象,以故障注入为主要测试手段,分别进行部件级、系统级、整车级的故障注入测试,并对MCU的功能安全测试的主要项目进行实施研究。试验结果表明,通过故障注入测试可以对系统的安全机制进行有效验证,进而可... 本文以MCU(电机控制器)为被测对象,以故障注入为主要测试手段,分别进行部件级、系统级、整车级的故障注入测试,并对MCU的功能安全测试的主要项目进行实施研究。试验结果表明,通过故障注入测试可以对系统的安全机制进行有效验证,进而可以实现对系统功能安全的评估。 展开更多

关键词 功能安全 故障注入 电子/电气系统 ISO 26262

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基于温度场分析的安注管线止逆阀内漏监测方法研究 被引量：1

16

作者 董晓梅 董俊华 +1 位作者 余雏麟 高炳军 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期659-667,共9页

核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀... 核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀内漏流量监测方法,并以热安注管线为例进行了分析讨论。首先通过流固耦合计算获取了已知主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的温度场,定义了止逆阀阀前监测截面热分层特征温度参数,接着通过多变量回归计算,获取了热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的关系式。在实际使用时,只要根据监测位置测量的管外壁温度计算得到热分层特征温度参数,即可利用该关系式,根据电厂现有工艺参数(主管道流体温度与流量、泄漏流体温度)得到泄漏流量。分析表明,热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量具有良好的关联性,拟合公式与模拟计算最大误差小于10%,可满足核管道安注管线止逆阀内泄漏流量监测要求。 展开更多

关键词 核管道 安全注入系统 热分层 内泄漏

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秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证 被引量：1

17

作者 余红星 黄代顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期40-43,共4页

秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核... 秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据。 展开更多

关键词 堆芯应急冷却系统 安全注入系统 辅助给水系统 安全壳喷淋系统

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堆芯紧急冷却安注热混合实验研究 被引量：1

18

作者 任五岳 边嘉伟 +4 位作者 于国军 田文喜 张大林 苏光辉 秋穗正 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期169-172,共4页

以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸... 以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。 展开更多

关键词 堆芯紧急安注系统(ECCS) 安注系统 热混合 两相流

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秦一厂安全注射系统维修规则分析

19

作者 麻浩军 《中国核电》 2022年第5期628-632,共5页

传统上核电厂均采取纠正性维修及预防性维修,但维修不足、过度维修以及维修不当均会对核电厂构筑物、系统和设备产生不利影响。近年来的国际经验表明,核电厂采用基于构筑物、系统和设备有效性和维修风险管理的维修规则(MR),能够提高维... 传统上核电厂均采取纠正性维修及预防性维修,但维修不足、过度维修以及维修不当均会对核电厂构筑物、系统和设备产生不利影响。近年来的国际经验表明,核电厂采用基于构筑物、系统和设备有效性和维修风险管理的维修规则(MR),能够提高维修的有效性。本文对秦一厂安全注射系统进行维修规则分析,首先确定系统边界,筛选出安全注射系统的MR功能;列出影响功能的设备及其故障模式清单;算出各功能组失效概率和功能重要度;再确定该系统的可靠性指标和可用率指标,并通过历史数据对制定的指标进行验证。这样电厂可以根据以上两个指标对该系统各功能组进行监督评价,并根据评价结果对维修规则进行优化调整,避免维修不足和过度维修。 展开更多

关键词 安注系统 维修规则 性能指标 运行安全

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核电安全注入系统可靠性评估方法研究 被引量：1

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作者 沈维 陆彬 +2 位作者 羊冰清 景亚杰 朱小良 《发电设备》 2017年第4期254-258,共5页

为了研究安全注入系统的可靠度,在现有的核电机组运行基础上,结合神经网络、极大似然估计及支持向量机等数值方法,构建了安注系统的设备可靠性计算模型,通过推算设备的可靠性,并运用可靠度数学模型进行系统的可靠性评估。通过比较核电... 为了研究安全注入系统的可靠度,在现有的核电机组运行基础上,结合神经网络、极大似然估计及支持向量机等数值方法,构建了安注系统的设备可靠性计算模型,通过推算设备的可靠性,并运用可靠度数学模型进行系统的可靠性评估。通过比较核电的实时运行数据结果,验证了方法的可行性,为系统可靠性评估提供了理论手段。 展开更多

关键词 核电 安全注入系统 数值方法 数学模型 可靠性评估

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