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许汉铭

作品数:11 被引量:26H指数:2
供职机构:中国原子能科学研究院更多>>
相关领域:核科学技术电气工程更多>>

文献类型

  • 8篇中文期刊文章

领域

  • 5篇核科学技术
  • 4篇电气工程

主题

  • 4篇电站
  • 4篇核电
  • 4篇核电站
  • 2篇计算方法
  • 2篇反应堆
  • 2篇概率安全评价
  • 1篇大亚湾核电
  • 1篇大亚湾核电站
  • 1篇电厂
  • 1篇动态参数
  • 1篇研究堆
  • 1篇中国先进研究...
  • 1篇设计特点
  • 1篇谱分析
  • 1篇主循环泵
  • 1篇故障诊断
  • 1篇核电厂
  • 1篇核动力
  • 1篇核燃料
  • 1篇核事故

机构

  • 8篇中国原子能科...

作者

  • 8篇许汉铭
  • 3篇柯国土
  • 3篇袁履正
  • 2篇金华晋
  • 2篇李小华
  • 2篇胡志绮
  • 1篇李彦水
  • 1篇黄玉才
  • 1篇张忠岳
  • 1篇浦胜娣
  • 1篇戴长年
  • 1篇陈华兴
  • 1篇王冶
  • 1篇张宁

传媒

  • 3篇原子能科学技...
  • 3篇核科学与工程
  • 1篇核动力工程
  • 1篇核物理动态

年份

  • 1篇2006
  • 1篇2000
  • 1篇1999
  • 1篇1998
  • 1篇1994
  • 1篇1993
  • 1篇1992
  • 1篇1989
11 条 记 录,以下是 1-8
排序方式:
大亚湾核电站停堆工况风险研究被引量:3
2000年
基于传统PSA方法学 (适用于功率运行工况 )及核电站停堆工况特征 ,提出了一套停堆PSA特征方法 ,包括电站运行状态离散法 ,分阶段评价法和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站 (GNPP)停堆工况PSA研究 ,得到了较真实反映GNPP实际情况的结果。研究结果对GNPP的停堆运行和管理有实际应用价值 ,对我国今后核电站设计。
柯国土许汉铭袁履正李小华
关键词:大亚湾核电站概率安全评价
核动力安全研究动态被引量:1
1994年
本文介绍中国原子能科学研究院在核动力安全研究方面的工作概况.着重论述了80年代和90年代初期所进行的、与秦山核电厂设计、建造和审评、以及广东核电站安全审评密切有关的工作.对在热工水力、核燃料、概率安全评估和严重事故研究领域中的主要成果,作了简要小结.简单介绍了计划中即将开展的、与秦山核电厂二期600MWe工程设计有关的工作.
浦胜娣黄玉才许汉铭张忠岳
关键词:核燃料核事故反应堆安全核动力
反应堆主循环泵故障诊断被引量:2
1999年
应用振动监测技术,通过参数分析、信号分析及谱分析,对反应堆一循环在役主泵的故障进行了分析诊断。诊断结果与解体结果完全一致。
王冶金华晋许汉铭陈华兴
关键词:故障诊断谱分析反应堆
动态参数计算方法
1992年
从动态参数的经典定义出发,利用扰动理论,给出了计算这些参数的一种方法。和常规做法不同,新方法中避免了共轭通量的计算。利用常用的少群理论和有关程序,算出反应堆若干扰动状态的有效倍增系数的值后,就可立即解得Λ和β_(eff)。计算中所用到的几个计算程序被组织为一个一体化程序包KPCP,并可装在微机上运行。
胡志绮许汉铭
关键词:计算方法
中国先进研究堆(CARR)的设计特点和创新技术被引量:15
2006年
中国先进研究堆(CARR)是一座多用途、高性能指标的研究堆。本文就其先进技术和设计理念的采用、系统设备的布局、运行模式的确定和应用等设计特点进行了归纳。这些设计特点,体现了CARR设计的先进性、安全性、经济性和创新性,是我国研究堆设计水平的具体体现。CARR的建成和投入运行,将成为中国原子能科学研究院的发展提供重要的科研平台。
袁履正柯国土金华晋戴长年许汉铭李彦水
关键词:中国先进研究堆安全性
核电站停堆工况 PSA 研究被引量:1
1998年
停堆工况下核电站概率安全评价技术及应用是PSA研究热点之一,已受到研究单位、核安全管理当局和业主的普遍关注。文章简要介绍了国外有关停堆PSA的进展情况,建议在我国开展停堆PSA研究。
柯国土李小华许汉铭袁履正
关键词:核电厂概率安全评价PSA
分析不确定性传播的离散矩法(DnMp法)被引量:1
1989年
本文综合了系统不确定性传播分析中常用的矩法和离散概率分布法,形成了一种更为普遍的新方法:离散矩法,简称DnMp法。该方法能处理可以表示为函数关系式的任何系统,系统中的基本事件假定为互相独立,它们的不确定性可以是离散型分布,也可以是某种连续型分布。新方法能够给出各离散点上该分布的1至p次局部矩及相应的概率,克服了矩法和离散概率分布法各自存在的不足,并能以较少的计算量求得各阶总体矩。本文采用独立模块算法有效地解决了信息爆炸问题。
罗丹会许汉铭
关键词:核电站
简化源项计算方法被引量:1
1993年
利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。
胡志绮张宁许汉铭
关键词:核电站放射性事故
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