黄高峰

作品数：11被引量：45H指数：4
导出分析报告
供职机构：上海交通大学机械与动力工程学院更多>>
发文主题：严重事故始发核电厂裂变产物放射性后果更多>>
发文领域：核科学技术更多>>
发文期刊：《核动力工程》《核科学与工程》《原子能科学技术》更多>>
所获基金：国家重点基础研究发展计划更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

署名顺序

  • 全部
  • 第一作者
结果分析中...
共 条 记 录，以下是1-10
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
严重事故下裂变产物气溶胶自然沉积现象研究被引量：3
《核动力工程》2012年第4期135-138,共4页黄高峰 曹学武 佟立丽 
以600 MW压水堆核电厂为研究对象,在一体化安全分析模型的基础上建立重力沉降、扩散电泳、惯性碰撞和热电泳4种裂变产物气溶胶的自然沉积模型,选取典型的严重事故序列,分析严重事故下裂变产物气溶胶的自然沉积现象。将MELCOR程序的重力...
关键词：严重事故 裂变产物气溶胶 自然沉积 
贝叶斯网络用于屏蔽泵系统故障分析方法的研究被引量：2
《核科学与工程》2012年第2期103-109,共7页鲍依兰 黄高峰 佟立丽 曹学武 
国家"973"计划资助项目(2009CB724301)
将贝叶斯网络系统故障分析方法中,旨在提高故障分析中不确定逻辑关系知识表达和多故障状态的考虑。本文构建屏蔽泵系统故障的贝叶斯网络,对网络中故障参数进行贝叶斯方法学习,在已知新样本信息时更新网络参数,最后由贝叶斯网络推理,获...
关键词：贝叶斯网络 故障 不确定性 
CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究被引量：4
《原子能科学技术》2010年第11期1361-1365,共5页佟立丽 曹学武 袁凯 黄高峰 
采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系...
关键词：CANDU堆 严重事故 全厂断电 事故进程 
利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究被引量：6
《核动力工程》2010年第5期108-112,共5页郑啸宇 黄高峰 曹学武 
国家重点基础研究发展计划(2009CB724301)
介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,评估了900 MW级核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后的放射性后果,并计算了主控室、非居住区边...
关键词：蒸汽发生器 传热管破裂 可选择源项 放射性后果 
核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析被引量：5
《原子能科学技术》2010年第9期1085-1088,共4页袁凯 黄高峰 曹学武 李京喜 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2009CB724301)
利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,...
关键词：严重事故 全厂断电 安全壳响应 
核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价被引量：4
《原子能科学技术》2010年第7期848-851,共4页李京喜 黄高峰 曹学武 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2009CB724301)
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价...
关键词：严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价 
DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析被引量：3
《原子能科学技术》2010年第B09期238-241,共4页李京喜 黄高峰 佟立丽 曹学武 
本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故,分析堆芯熔融物压力容器内保持(IVR)策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域...
关键词：直接注入管线破裂 严重事故 IVR 
AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究被引量：4
《原子能科学技术》2009年第S2期371-374,共4页黄高峰 李京喜 曹学武 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2009CB724301)
建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄...
关键词：AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项 
AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析被引量：2
《核动力工程》2009年第5期84-88,共5页黄高峰 佟立丽 曹学武 
国家重点基础研究发展计划(No2009CB724301)
建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以...
关键词：AP1000 安全壳旁路 裂变产物行为 源项 
利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果被引量：4
《原子能科学技术》2009年第8期738-742,共5页黄高峰 佟立丽 邓坚 曹学武 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2009CB724301)
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导...
关键词：可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果 
全选清除导出
共2页<12>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部