玉宇

作品数：25被引量：47H指数：5
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供职机构：华北电力大学核科学与工程学院更多>>
发文主题：核电厂故障树可靠性分析非能动系统地震更多>>
发文领域：核科学技术电气工程理学交通运输工程更多>>
发文期刊：《原子能科学技术》《清华大学学报（自然科学版）》《高技术通讯》《核科学与工程》更多>>
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基于Cholesky分解法的LHS放射性废物处置场安全不确定性分析被引量：1
《原子能科学技术》2024年第4期731-741,共11页赵润才 玉宇 陈涛 
放射性废物处置是一项与国土环境、公众安全、核工业健康以及可持续发展有关的重大问题。安全全过程系统分析是保障放射性废物处置设施从选址、建设、运行到关闭后安全性的重要手段,不确定性分析是其中重要一环。环境变化、人员行为等...
关键词：不确定性分析 Cholesky分解法 拉丁超立方抽样 放射性废物处置 
基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究被引量：1
《核动力工程》2022年第6期79-84,共6页冯千懿 郭张鹏 李仲春 张家语 赵后剑 阮旸晖 玉宇 
国家重点研发计划项目(2020YFB1901900)。
主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使...
关键词：主蒸汽管道断裂(MSLB) 时序深度学习模型 安全分析 
核电站非能动安全系统可靠性评估技术研究
《科技成果管理与研究》2022年第11期92-92,F0003,共2页玉宇 
福岛核事故以来,非能动安全系统因其结构简单、对外部动力及人员干预依赖少等优点,在新一代反应堆设计中被广泛应用,以提高核电厂安全性.然而,由于影响基于自然循环运行的非能动系统的不确定性因素较多,物理过程失效成为此类系统可靠性...
关键词：核安全法规 非能动安全系统 循环运行 物理过程 评估技术研究 外部动力 非能动系统 核电厂安全性 
网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析初探被引量：1
《核科学与工程》2022年第4期959-967,共9页郝祖龙 袁睿 郝琦 玉宇 
国防科技工业核动力技术创新中心资助项目;北京市自然科学基金资助项目(1192016)。
为研究网络攻击下人因失误对核电站安全级仪控系统的风险影响,在传统概率安全评价模型基础上引入网络攻击要素,采用情境分析并结合核电厂应急运行规程研究了一种网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析方法。简要分析了网络攻击可能...
关键词：核电厂 数字化仪控系统 网络攻击 人因失误 故障树 
多堆厂址始发事件分析探讨
《原子能科学技术》2021年第11期2043-2047,共5页冯琬昕 徐志新 玉宇 刘灌钰 彭礼韬 
多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组...
关键词：多机组核电厂 概率安全评价 始发事件 堆芯损伤 
碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析被引量：1
《核科学与工程》2021年第4期810-817,共8页郝祖龙 易柏全 王升飞 玉宇 
北京市自然科学基金资助项目(1192016);中央高校基本科研业务费专项资金资助(2020MS031)。
碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度...
关键词：压水堆 碳化硅包壳 复合材料 应力分布 失效概率 
堆芯补水箱地震易损性分析
《原子能科学技术》2020年第1期132-139,共8页鄂万江 玉宇 王鹏飞 彭礼韬 
先进小型堆及铅冷快堆关键技术研究资助项目(2018ZD10);核反应堆系统设计技术重点实验室资助项目(HT-KFKT-02-2016003)
本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m...
关键词：堆芯补水箱 地震 易损性 敏感性 
非能动安全壳局部分层及分区计算研究
《原子能科学技术》2018年第5期891-895,共5页王升飞 王晔云 郝祖龙 玉宇 吕雪峰 牛风雷 
国家自然科学基金资助项目(51306057;11705058);中央高校基本科研业务费专项资金资助项目(2017MS078;2016ZZD05)
搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序...
关键词：非能动安全壳 局部分层 分区计算 
地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析被引量：1
《原子能科学技术》2018年第5期896-903,共8页庞博 玉宇 汪彬 
国家科技重大专项资助项目(2015ZX06002007);核反应堆系统设计技术重点实验室项目资助
地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率...
关键词：非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率 
用微流体惯性冲击器过滤安全壳内气溶胶的研究被引量：1
《核科学与技术》2015年第2期22-28,共7页齐厚博 牛风雷 易明强 玉宇 
国家自然科学基金项目资助(项目号91326108)。
核电站出现严重核事故时,反应堆安全壳内的放射性气溶胶将迅速增加,一旦释放于大气环境中将带来严重后果,增大事故的危险性,故需使用相应的过滤吸附装置避免此种放射性气溶胶向大气中扩散。现有的反应堆安全壳内气溶胶过滤器大多数为网...
关键词：核电站 气溶胶 过滤 微流体惯性冲击器 
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