论文摘要
本文主要对船用核动力装置稳压器所在环路冷却剂管道失水事故进行研究。首先对概率论安全评价法(PSA)进行了介绍,分析了小破口失水事故响应进程,以及失水事故发生以后相关安全功能和操纵员的干预对事故进程的影响。在对题头事件和对前沿系统分析简化的建立了事故序列模型,通过对事件序列的分析,为装置和操纵人员操作规范的改进意见提供支持。
论文目录
文章来源
类型: 期刊论文
作者: 魏柯,陈玉清,蔡琦
关键词: 船用核动力装置,事件序列
来源: 科技创新导报 2019年01期
年度: 2019
分类: 经济与管理科学,工程科技Ⅰ辑,工程科技Ⅱ辑
专业: 安全科学与灾害防治,核科学技术
单位: 海军工程大学核科学技术学院
分类号: TL364.4
DOI: 10.16660/j.cnki.1674-098X.2019.01.028
页码: 28-30
总页数: 3
文件大小: 1866K
下载量: 55
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