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核电厂评价系统的评价指标敏感性研究被引量：1: 1; 作者张奇周志伟 +2 位作者杨孟嘉任俊生朱书堂《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期416-419,共4页; 为开发先进反应堆评价系统,通过层次分析、模糊综合决策方法得到了评价结果。然后,变化经济性、安全性和技术性评价指标的权重,研究这3个指标在不同权重下的评价结果,从而得到了对评价结果的敏感性分析。结合分析结果,对各评价结果进行... 展开更多; 关键词核电厂评价系统模糊决策法敏感性分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证被引量：14: 2; 作者白宁朱元兵 +4 位作者任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期299-301,共3页; 中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态... 展开更多; 关键词子通道分析程序自主开发热工水力反应堆安全分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

用人工神经网络方法进行非能动安全壳冷却系统可靠性分析被引量：4: 3; 作者张矾崔震华 John C.Lee 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第1期44-48,23,共6页; 主要介绍了利用人工神经网络方法对非能动安全壳冷却系统进行可靠性分析。采用人工神经网络方法从有限组数据样本中得到准确的关于安全壳内压力的极限表面(Limit Surface),然后用蒙特卡罗方法得到了系统在多种参数条件下的不可靠性。合... 展开更多; 关键词人工神经网络蒙特卡罗法安全壳冷却系统可靠性分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

先进核反应堆专家评估系统架构的设计和实现: 4; 作者高斌任俊生 +2 位作者周志伟杨孟嘉顾军扬《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期301-308,共8页; 先进核反应堆专家评估系统是核电反应堆评估软件系统开发的初次尝试。本系统在VisualStudio.NET开发平台上,使用C++编程语言,在Model-View-Control(MVC)体系架构的基础上实现了系统的具体功能。在国内先进反应堆的评估运用实践中表明,... 展开更多; 关键词先进核反应堆专家评估系统系统架构模型-视图-控制; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂评价系统的评价指标敏感性研究被引量：1: 1; 作者张奇周志伟杨孟嘉任俊生朱书堂; 机构清华大学核能与新能源技术研究院中国广东核电集团有限公司技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期416-419,共4页; 文摘为开发先进反应堆评价系统,通过层次分析、模糊综合决策方法得到了评价结果。然后,变化经济性、安全性和技术性评价指标的权重,研究这3个指标在不同权重下的评价结果,从而得到了对评价结果的敏感性分析。结合分析结果,对各评价结果进行了比较和总结。; 关键词核电厂评价系统模糊决策法敏感性分析; Keywords nuclear power plant evaluation system fuzzy method sensitivity analysis; 分类号 O21 [理学—概率论与数理统计]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证被引量：14: 2; 作者白宁朱元兵任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波; 机构中科华核电技术研究院有限公司中国广东核电集团有限公司信息技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期299-301,共3页; 文摘中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。; 关键词子通道分析程序自主开发热工水力反应堆安全分析; Keywords subchannel analysis code self-reliant development thermal hydraulics reactor safety analysis; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名用人工神经网络方法进行非能动安全壳冷却系统可靠性分析被引量：4: 3; 作者张矾崔震华 John C.Lee; 机构中国广东核电集团有限公司技术中心清华大学工程物理系美国密西根大学核工程系; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第1期44-48,23,共6页; 文摘主要介绍了利用人工神经网络方法对非能动安全壳冷却系统进行可靠性分析。采用人工神经网络方法从有限组数据样本中得到准确的关于安全壳内压力的极限表面(Limit Surface),然后用蒙特卡罗方法得到了系统在多种参数条件下的不可靠性。合理的结果证明了方法的有效性。; 关键词人工神经网络蒙特卡罗法安全壳冷却系统可靠性分析; Keywords ANN Monte Carlo Method PCCS reliability; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名先进核反应堆专家评估系统架构的设计和实现: 4; 作者高斌任俊生周志伟杨孟嘉顾军扬; 机构清华大学核能与新能源技术研究院中国广东核电集团有限公司技术中心中国广东核电集团有限公司苏州热工研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期301-308,共8页; 文摘先进核反应堆专家评估系统是核电反应堆评估软件系统开发的初次尝试。本系统在VisualStudio.NET开发平台上,使用C++编程语言,在Model-View-Control(MVC)体系架构的基础上实现了系统的具体功能。在国内先进反应堆的评估运用实践中表明,该系统的设计是可行有效的。; 关键词先进核反应堆专家评估系统系统架构模型-视图-控制; Keywords advanced nuclear reactor expert evaluation system system frame Model- View-Control; 分类号 TL413.1 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	核电厂评价系统的评价指标敏感性研究	张奇周志伟杨孟嘉任俊生朱书堂	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2006	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证	白宁朱元兵任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	14	在线阅读下载PDF 职称材料
3	用人工神经网络方法进行非能动安全壳冷却系统可靠性分析	张矾崔震华 John C.Lee	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2004	4	在线阅读下载PDF 职称材料
4	先进核反应堆专家评估系统架构的设计和实现	高斌任俊生周志伟杨孟嘉顾军扬	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2007	0	在线阅读下载PDF 职称材料