本文主要研究内容
作者魏柯,陈玉清,蔡琦（2019）在《基于事故序列在船用核动力装置失水事故动态特性研究》一文中研究指出：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。
Abstract
ben wen zhu yao dui chuan yong he dong li zhuang zhi wen ya qi suo zai huan lu leng que ji guan dao shi shui shi gu jin hang yan jiu 。shou xian dui gai lv lun an quan ping jia fa (PSA)jin hang le jie shao ,fen xi le xiao po kou shi shui shi gu xiang ying jin cheng ,yi ji shi shui shi gu fa sheng yi hou xiang guan an quan gong neng he cao zong yuan de gan yu dui shi gu jin cheng de ying xiang 。zai dui ti tou shi jian he dui qian yan ji tong fen xi jian hua de jian li le shi gu xu lie mo xing ,tong guo dui shi jian xu lie de fen xi ,wei zhuang zhi he cao zong ren yuan cao zuo gui fan de gai jin yi jian di gong zhi chi 。
论文参考文献
论文详细介绍
论文作者分别是来自科技创新导报的魏柯,陈玉清,蔡琦，发表于刊物科技创新导报2019年01期论文，是一篇关于船用核动力装置论文,事件序列论文,科技创新导报2019年01期论文的文章。本文可供学术参考使用，各位学者可以免费参考阅读下载，文章观点不代表本站观点，资料来自科技创新导报2019年01期论文网站，若本站收录的文献无意侵犯了您的著作版权，请联系我们删除。
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