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李朝君

作品数:18 被引量:37H指数:4
供职机构:中华人民共和国环境保护部更多>>
发文基金:国家科技重大专项中国科学院战略性先导科技专项国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术电气工程政治法律更多>>

文献类型

  • 11篇期刊文章
  • 7篇会议论文

领域

  • 11篇核科学技术
  • 7篇电气工程
  • 1篇政治法律

主题

  • 10篇核电
  • 8篇电厂
  • 8篇核电厂
  • 2篇严重事故
  • 2篇可靠性
  • 2篇共因失效
  • 2篇核电厂系统
  • 2篇反应堆
  • 2篇PSA
  • 2篇并联
  • 2篇并联系统
  • 1篇电厂安全
  • 1篇电站
  • 1篇堆芯
  • 1篇多用途
  • 1篇压力容器
  • 1篇人因失误
  • 1篇熔池
  • 1篇熔盐
  • 1篇熔盐堆

机构

  • 18篇中华人民共和...
  • 1篇哈尔滨工程大...

作者

  • 18篇李朝君
  • 15篇陈妍
  • 15篇宋维
  • 14篇左嘉旭
  • 7篇付陟玮
  • 7篇张春明
  • 4篇兰兵
  • 3篇史强
  • 3篇石兴伟
  • 2篇依岩
  • 2篇王喆
  • 2篇靖剑平
  • 1篇潘昕怿
  • 1篇刘巧凤
  • 1篇李森
  • 1篇曹欣荣
  • 1篇刘健
  • 1篇王昆鹏
  • 1篇郑鹏
  • 1篇朱伟

传媒

  • 4篇核电子学与探...
  • 2篇核技术
  • 2篇原子能科学技...
  • 1篇核动力工程
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇辐射防护通讯
  • 1篇2014年核...
  • 1篇中国核学会2...
  • 1篇中国核学会2...

年份

  • 5篇2018
  • 5篇2017
  • 1篇2016
  • 2篇2015
  • 3篇2014
  • 2篇2013
18 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
浅析核电厂设计阶段和运行阶段的可靠性保证大纲
目前国际上,可靠性保证大纲(RAP)已经在先进轻水堆核电厂推广使用,我国目前还没有制定针对先进轻水堆核电厂可靠性保证大纲的要求。可靠性保证大纲的主要目的是确保核电厂在完全满足安全要求的前提下,可靠、安全地运行并且使安全性...
李朝君左嘉旭陈妍付陟玮宋维
文献传递
FMEA法评估反应堆控制棒驱动机构可靠性被引量:9
2017年
控制棒驱动机构是反应堆本体中唯一的能动设备,其运行的可靠性对反应堆的反应性控制具有重要的作用。本文在介绍失效模式及影响分析(FMEA)方法的基础上,以我国新设计的反应堆控制棒驱动机构为对象,使用该方法进行可靠性评价。评价结果明确了各设备部件的失效原因和失效模式,确定了各部件的严重性等级和风险等级,为今后控制棒驱动机构的可靠性管理提供支持。
李朝君宋维石兴伟兰兵陈妍左嘉旭郑鹏
关键词:反应堆控制棒驱动机构可靠性
维修规则在我国核电厂应用的探讨
美国核电厂在采用维修规则后取得了良好的经济效益,我国从美国引进的AP1000三代核电技术的技转文件中也有维修规则相关的内容。本文从维修规则的内容和实施等方面进行研究,结合我国核电厂的实际情况,探讨维修规则在我国核电厂的应...
李朝君宋维陈妍付陟玮左嘉旭
关键词:核电厂
文献传递
基于瑞士奶酪模型对核电站纵深防御和人因失误的思考
目前,大多数核电站的设计、建造和运行都是遵守纵深防御的原则,从设备和设施上提供多层次的防护措施,以保证核电站安全目标的实现。在核电行业,半数以上的安全事件是由于人的失误而引发的。因此纵深防御原则和人因失误对核电安全有至关...
李朝君陈妍左嘉旭付陟玮宋维张春明
文献传递
基于Sobol法的AP1000堆芯敏感性分析被引量:2
2018年
基于Sobol法,通过对燃料包壳尺寸、燃料富集度等设计输入参数进行拉丁超立方抽样,开展功率峰因子、慢化剂温度系数、控制棒价值等AP1000首循环堆芯物理关键参数对设计输入参数的敏感性分析。分析结果表明:AP1000首循环堆芯物理关键参数对包壳外径、富集度为1.58%、3.20%、3.80%、4.40%的燃料组件、燃料芯块半径、IFBA中硼-10线密度和控制棒导向管尺寸较为敏感。
兰兵依岩石兴伟潘昕怿曹欣荣李朝君
停堆保护系统可靠性指标分配测算
2018年
通过研究工业领域常用的可靠性指标分配方法,结合新堆的设计特点,确定了适合的可靠性指标分配方法。利用比例组合法和专家打分法将新堆的堆芯损坏频率(CDF)分配到停堆保护系统。通过分配测算,停堆保护系统的可靠性指标达到8.83×10^(-5)即满足安全目标要求。
李朝君依岩宋维陈妍左嘉旭兰兵
关键词:专家打分法
ASTEC程序中反应堆熔池结构对压力容器下封头换热计算的影响被引量:2
2017年
反应堆严重事故工况下堆内环境复杂,针对下腔室内熔融物行为的试验非常有限,因此通常采用假设的熔池结构模型进行事故评价。本文使用ASTEC程序中的3种熔池结构模型,评价典型严重事故工况下不同熔池结构对下封头内壁换热及压力容器完整性的影响。计算结果表明:在外壁绝热且下封头失效仅使用温度限值的条件下,两层熔池结构导致下封头失效时间最短,且由于顶部金属层集热效应,失效位置位于熔池上部;三层熔池结构由于底层金属层的出现,使下封头下部温度持续升高而发生失效,但其失效时间长于两层熔池结构的情况。
宋维周克峰郑鹏陈妍左嘉旭李朝君
关键词:严重事故熔池换热
10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究被引量:5
2017年
钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。
左嘉旭高新力李朝君宋维王昆鹏刘巧凤靖剑平张春明
关键词:概率风险评价
PSA分析中可靠性参数的Kass-Steffey修正原理及应用研究被引量:2
2015年
可靠性参数是核电厂概率安全分析评价(PSA)的基础,参数经验贝叶斯方法(PEB)在处理少量失效数据样本时会低估待估可靠性参数的不确定性;Kass-Steffey修正方法采用泰勒展开对参数的后验方差进行修正可以解决参数低估问题。研究Kass-Steffey修正原理并推导出一阶修正公式,计算带Kass-Steffey修正的多个核电厂始发事件频率的参数后验估计方差及90%的置信区间值。计算结果表明,对于失效数据次数多的样本,Kass-Steffey修正对后验方差及估计区间影响较小;对于失效数据稀少的样本,Kass-Steffey修正值得关注,修正后的后验方差变化16%~99%,置信区间值变化4%~53%。
陈妍郑鹏李朝君朱伟史强张春明
关键词:概率安全评价
核电安全目标与公众接受性被引量:4
2014年
安全目标作为核电厂进行安全评价的判定准则,对电厂的安全评价有十分重要的指导作用。公众的接受性对核电的发展有重要影响,提高核电厂的安全性,使公众对安全目标有清楚的认知是发展核电面临的主要问题之一。本文简要介绍安全目标的发展历程,分析公众接受性在核电发展中的作用,讨论公众接受性对制定核电安全目标的影响,提出提高公众接受性的建议。
李朝君张春明左嘉旭陈妍付陟玮宋维
关键词:核电安全
共2页<12>
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