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[期刊论文] 作者：喻新利,BRISSONNEAU Laurent,BOURDE,
来源：热科学与技术 年份：2008
在正常运行工况下高温气冷堆内石墨材料的氧化对石墨结构材料的服役时间有重要影响。主要介绍高温气冷堆燃料元件氮气孔道内石墨材料与水蒸气发生氧化反应的模拟。该模型使用...
[期刊论文] 作者：赵庆南,喻新利,,
来源：核科学与工程 年份：2015
核电厂中的临时可燃物种类多且可能出现的位置范围广，是核电厂中的重要起火源之一。本文介绍火灾影响区域的一般计算方法；针对核电厂的特点，提出适用于核电厂中临时可燃物火灾影......
[期刊论文] 作者：喻新利, 郑向阳, 赵博,,
来源：核安全 年份：2010
核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内...
[会议论文] 作者：喻新利;杨小勇;于溯源;,
来源：第六届全国新堆与研究堆学术会议 年份：2006
石墨材料具有良好的物理化学性能,在核反应堆特别是高温气冷堆中得到了广泛应用.石墨在高温气冷堆中既作为结构材料和慢化剂,又作为陶瓷型燃料元件基体材料,而且在高温下会与...
[期刊论文] 作者：喻新利, 雒晓卫, 于溯源,,
来源：核动力工程 年份：2010
对10 MW高温气冷堆（HTR-10）的堆芯模型进行简化,研究燃料元件在正常运行工况下的氧化情况,包括水蒸汽氧化及水蒸汽和氧气的共同氧化情况。结果表明,在燃料元件平均驻留期内石墨...
[期刊论文] 作者：雒晓卫,喻新利,于溯源,,
来源：核动力工程 年份：2007
高温气冷堆均选用石墨材料作为结构材料和慢化剂。在反应堆的运行过程中，由于冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故，会发生石墨材料的氧化，进而影响反......
[期刊论文] 作者：王高鹏,李博,喻新利,,
来源：原子能科学技术 年份：2017
针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故（LOCA）引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢...
[期刊论文] 作者：李军, 李晓明, 喻新利, 刘长亮,,
来源：原子能科学技术 年份：2018
非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故...
[期刊论文] 作者：喻新利,BRISSONNEAU Laurent,BOURDELOIE Christian,于溯源,,
来源：热科学与技术 年份：2008
在正常运行工况下高温气冷堆内石墨材料的氧化对石墨结构材料的服役时间有重要影响。主要介绍高温气冷堆燃料元件氦气孔道内石墨材料与水蒸气发生氧化反应的模拟。该模型使用...
[期刊论文] 作者：邢继,魏玮,刘静,喻新利,
来源：原子能科学技术 年份：2022
《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)提出必须实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列,但国内尚缺少实际消除明确的验收准则及论证方法,本文对实际消除安全要求进行研究,提出实际消除相关技术见解、验收准则及核电厂设计上实现实际消除......
[期刊论文] 作者：刘静,魏玮,王高鹏,喻新利,
来源：科技视界 年份：2021
HAF102-2016提出必须在核动力厂的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价和概率论安全评价.使用概率论分析方法评价电厂安全性,可以有效识别电厂设计中的薄弱环节和风险代价,进而为设计的优化改进指引方向.在设计阶段应用概率安全分析方法,可以从安全评价和风......
[期刊论文] 作者：余蕴,赵博,喻新利,孙金龙,种毅敏,,
来源：核科学与工程 年份：2017
火灾、地震、水淹、极端天气条件等超设计基准外部事件可能造成核电厂大范围损伤,不仅使得电厂的系统与设备大面积失效,还导致正常的应急体系无法运转。目前,国内外都在开展...
[期刊论文] 作者：魏玮,刘静,李文静,喻新利,杨志义,
来源：核科学与工程 年份：2020
核电厂严重事故薄弱环节识别是核电厂严重事故预防和缓解措施设计及优化的重要基础,也是严重事故管理导则开发的关键要素之一。我国尚缺少核电厂严重事故薄弱环节相关筛选准...
[期刊论文] 作者：孙金龙, 马超, 卢文魁, 喻新利, 张国强, 张雪霜, 邓,
来源：中国核电 年份：2004
"华龙一号"作为我国自主研发的三代先进核电机组,在设计中提出了每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率(CDF)低于十万分之一以及每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率(LRF)低...
[期刊论文] 作者：王聪, 朱文韬, 王高鹏, 喻新利, 丁超,,
来源：核安全 年份：2019
随着核电技术的发展,各国核安全法规和核安全监管当局对核电厂的安全性提出了越来越高的要求。论文基于三代核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故下设备可用性论证...
[期刊论文] 作者：喻新利,朱文韬,杨晓卿,郑向阳,詹佳硕,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路......
[期刊论文] 作者：刘宇,牛世鹏,王高鹏,喻新利,张佳佳,
来源：原子能科学技术 年份：2021
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险...
[期刊论文] 作者：孙金龙, 马超, 卢文魁, 喻新利, 张国强, 张雪霜, 邓伟,,
来源：中国核电 年份：2017
...
[期刊论文] 作者：喻新利, 孙涛, 孙金龙, 卢文魁, 王高鹏, 李力, 魏玮,
来源：中国核电 年份：2017
“华龙一号”是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求...
[期刊论文] 作者：孙金龙,马超,卢文魁,喻新利,张国强,张雪霜,邓伟,闫林,王,
来源：中国核电 年份：2017
“华龙一号”作为我国自主研发的三代先进核电机组,在设计中提出了每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率（CDF）低于十万分之一以及每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率（LRF）低于......
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