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许以全

作品数:24 被引量:42H指数:5
供职机构:上海核工程研究设计院更多>>
相关领域:核科学技术电气工程自动化与计算机技术动力工程及工程热物理更多>>

文献类型

  • 9篇期刊文章
  • 8篇专利
  • 5篇会议论文
  • 1篇学位论文
  • 1篇科技成果

领域

  • 14篇核科学技术
  • 5篇电气工程
  • 3篇自动化与计算...
  • 1篇动力工程及工...

主题

  • 9篇严重事故
  • 8篇核电
  • 8篇核电厂
  • 7篇电厂
  • 6篇反应堆
  • 5篇水堆
  • 3篇压水堆
  • 3篇非能动
  • 3篇RELAP5
  • 2篇电厂设备
  • 2篇堆芯
  • 2篇压力容器
  • 2篇失效率
  • 2篇事件树
  • 2篇破口
  • 2篇热管
  • 2篇重水堆
  • 2篇微堆
  • 2篇模型化
  • 2篇计算装置

机构

  • 16篇上海核工程研...
  • 8篇上海交通大学
  • 1篇中机生产力促...

作者

  • 24篇许以全
  • 8篇李肇华
  • 7篇曹学武
  • 7篇史国宝
  • 6篇苏云
  • 6篇詹文辉
  • 5篇严锦泉
  • 5篇卓钰铖
  • 5篇曹克美
  • 4篇张彬彬
  • 3篇徐济鋆
  • 3篇仇永萍
  • 3篇何建东
  • 3篇胡军涛
  • 3篇蔡剑平
  • 2篇杨波
  • 2篇车济尧
  • 2篇杨亚军
  • 2篇刘展
  • 1篇陈松

传媒

  • 6篇核动力工程
  • 2篇中国核学会第...
  • 1篇原子能科学技...
  • 1篇机电产品开发...
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇第九届全国反...

年份

  • 5篇2025
  • 3篇2024
  • 1篇2023
  • 1篇2017
  • 1篇2016
  • 1篇2013
  • 1篇2012
  • 1篇2011
  • 1篇2009
  • 1篇2005
  • 4篇2004
  • 4篇2003
24 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述被引量:15
2003年
SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。
苏云许以全曹学武徐济鋆
关键词:程序结构严重事故
三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析被引量:5
2013年
通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。
曹克美许以全史国宝蔡剑平
关键词:严重事故
反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究
2017年
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。
许以全何建东
关键词:承压热冲击概率安全评价
严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析被引量:6
2009年
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。
曹克美许以全史国宝蔡剑平
关键词:严重事故
压水堆堆芯严重损伤事故进程与缓解措施的研究
本文在调研近二十年来国内外严重事故管理发展的基础上,在严重事故管理研究的框架下,以秦山一期核电厂为分析研究对象,采用了以机理性的核反应堆热工水力计算分析程序(SCDAP/RELAP5)为基础的,具有计算分析压力容器内堆芯...
许以全
关键词:严重事故事故管理
非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统
本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统,包括以下步骤:根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量,确定核电厂潜在的碎片总量x;根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径;利...
胡跃华严锦泉许以全仇永萍李肇华詹文辉胡军涛张彬彬史国宝
重水堆安全壳过滤排气性能改进PSA研究
2025年
日本福岛事故后,国际上很多重水堆机组均增设了专设安全壳过滤卸压系统(FCVS),将不可避免的放射性物质不可控释放转变为可控释放。然而,重水堆已经在严重事故管理导则中给出了过滤排气安全壳降压策略,增设FCVS的必要性值得探讨。采用PSA方法,量化对比增设FCVS前后电厂风险的变化情况。通过结果分析,发现现有过滤排气途径的薄弱环节,通过改进加强和增设FCVS分析,均可显著提高不可控释放转变为可控释放的性能。本文为重水堆确定提高安全壳过滤排气性能的改进方案提供支持。
任诚赵明许以全詹文辉谭坤
关键词:重水堆PSA
一二级概率安全评价技术研究及其在恰希玛核电厂二期工程设计中的应用
严锦泉张琴芳仇永萍周全福邱忠明陈松苗富足史国宝杨萍李肇华张忞隽何建东王喆许以全
该项目属于核安全技术领域。概率安全评价(PSA)是一种采用概率与统计方法来定量评估核电厂严重事故发生可能性及后果的技术,在发现核电厂设计中的薄弱环节、比较不同设计方案、优化设计、提出有效方法降低核电厂严重事故风险等方面有...
关键词:
关键词:核电厂工程设计方法
基于定量预测模型的热管微堆概率安全目标制定方法
一种基于定量预测模型的热管微堆概率安全目标制定方法,包括以下步骤:确定始发事件清单及始发事件频率,建立事件序列模型,建立事件树分支对应的事故响应措施失效的故障树并计算失效概率,对事件树进行布尔运算得到事件序列的终态频率,...
颜岩卓钰铖杨波钱雅兰李肇华孙大威陆天庭张彬彬刘展杜芸王国栋胡跃华许以全刘宽伟谭笑邱益民
非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统
本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统,包括以下步骤:根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量,确定核电厂潜在的碎片总量x;根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径;利...
胡跃华严锦泉许以全仇永萍李肇华詹文辉胡军涛张彬彬史国宝
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