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Reasons Why the Great Pyramids of Giza Remain the Only Surviving Wonder of the Ancient World: Drawing Ideas from the Structure of the Giza Pyramids to Nuclear Power Plants
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作者 Samia Wafik Morsy Mohamed A. Halim 《Journal of Civil Engineering and Architecture》 2015年第10期1191-1201,共11页
Selecting a site for a nuclear power plant requires extensive studies to ensure its safety and stability during its operation until its decommissioning. The 4,500-year old Egyptian pyramids at Giza are buildings to le... Selecting a site for a nuclear power plant requires extensive studies to ensure its safety and stability during its operation until its decommissioning. The 4,500-year old Egyptian pyramids at Giza are buildings to learn from. This paper tries to pin down the reasons for the survival of the Giza pyramids in order to reach a criterion for choosing sites for important buildings. It argues that the site selection and the geological properties of the area, being away from seismic effects,, floods and groundwater levels, the stability of the geometric form of the pyramid, the solidity of the structural engineering and precision of execution arguably are the reasons why the Great Pyramids of Giza are the only survivors of the seven wonders of the ancient world. 展开更多
关键词 site selection nuclear power plants PYRAMIDS stability of form solidity of form precision of execution.
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Study on Site Specific Design Earthquake Ground Motion of Nuclear Power Plants in China
2
作者 Zhou Bochang Li Xiaojun Li Yaqi 《Earthquake Research in China》 2008年第4期410-415,共6页
The main technical backgrounds and requirements are introduced with regard to earthquake ground motion design parameters in several domestic and American standards,codes and guides involved in the seismic analysis and... The main technical backgrounds and requirements are introduced with regard to earthquake ground motion design parameters in several domestic and American standards,codes and guides involved in the seismic analysis and design activities of nuclear power plants in China.Based on the research results from site seismic safety evaluation of domestic nuclear power plant projects in the last years,characteristics and differences of site specific design spectra are analyzed in comparison with standard response spectra,and the suitability of standard response spectra for domestic nuclear power plant projects is discussed. 展开更多
关键词 nuclear power plant Design earthquake ground motion Standard response spectra site specific design spectra
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Research on the attribution evaluating methods of dynamic effects of various parameter uncertainties on the in-structure floor response spectra of nuclear power plant
3
作者 Li Jianbo Lin Gao +1 位作者 Liu Jun Li Zhiyuan 《Earthquake Engineering and Engineering Vibration》 SCIE EI CSCD 2017年第1期47-54,共8页
: Consideration of the dynamic effects of the site and structural parameter uncertainty is required by the standards for nuclear power plants (NPPs) in most countries. The anti-seismic standards provide two basic m... : Consideration of the dynamic effects of the site and structural parameter uncertainty is required by the standards for nuclear power plants (NPPs) in most countries. The anti-seismic standards provide two basic methods to analyze parameter uncertainty. Directly manually dealing with the calculated floor response spectra (FRS) values of deterministic approaches is the first method. The second method is to perform probability statistical analysis of the FRS results on the basis of the Monte Carlo method. The two methods can only reflect the overall effects of the uncertain parameters, and the results cannot be screened for a certain parameter's influence and contribution. In this study, based on the dynamic analyses of the floor response spectra of NPPs, a comprehensive index of the assessed impact for various uncertain parameters is presented and recommended, including the correlation coefficient, the regression slope coefficient and Tornado swing. To compensate for the lack of guidance in the NPP seismic standards, the proposed method can effectively be used to evaluate the contributions of various parameters from the aspects &sensitivity, acuity and statistical swing correlations. Finally, examples are provided to verify the set of indicators from systematic and intuitive perspectives, such as the uncertainty of the impact of the structure parameters and the contribution to the FRS of NPPs. The index is sensitive to different types of parameters, which provides a new technique for evaluating the anti-seismic parameters required for NPPs. 展开更多
关键词 uncertain parameter floor response spectra (FRS) soil-structure interaction (SSI) seismic analysis andstructural design nuclear power plant (NPP)
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Nuclear Power Industry of China Enters a New Stage of Development 被引量:1
4
作者 By Qi Enlan China Power Engineering Consulting Group Co. 《Electricity》 2005年第A04期11-14,共4页
This article describes the basic conditions of nuclear power plants or projects in China, which have been built up, or under construction, or approved by the State Council. Excellent operating indexes of the existing ... This article describes the basic conditions of nuclear power plants or projects in China, which have been built up, or under construction, or approved by the State Council. Excellent operating indexes of the existing nuclear power plants and the capability of independent design, manufacture, construction and operation are briefly enumerated. There are over thirty nuclear power plant sites in the coastal and inland areas, which have been checked or preevaluated. This proves that a solid foundation for large-scaled development of nuclear power industry has been laid and nuclear power will certainly play an important role in power supply and environment protection of China. 展开更多
关键词 nuclear power nuclear power plant plant site selection
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Small Modular Reactor Site Considerations for Uganda
5
作者 Mukyala Kevin Robert Murray Field 《Journal of Energy and Power Engineering》 2016年第12期717-725,共9页
Uganda principally depends on hydropower for electricity generation. However, expansion of hydropower resources islimited, and with growing population and demand for electricity, the government of Uganda is considerin... Uganda principally depends on hydropower for electricity generation. However, expansion of hydropower resources islimited, and with growing population and demand for electricity, the government of Uganda is considering integration of nuclearpower into its energy mix. With the current and projected grid capacity, SMR (small modular reactor) technology is attractive sincecapacity can be added incrementally. This paper therefore presents results for SMR site selection in Uganda. Starting with twentyregional areas established by the Ugandan government, a site selection process is outlined which uses four levels of screening andranking. First, exclusion criteria including seismicity, volcanic activity, water resources, and transportation distances were applied.This reduced the potential regional areas down to eight. Next, MAUT (multi-attribute utility theory) weighting was assigned to theseeight areas for: (1) distance to large population centers, (2) ease of transportation, and (3) distance to seismically or volcanically activeareas. From this ranking, four regional areas stood out and were then selected. These regions were then compared using variousattributes including access to water and integration with the developing national grid. In the final step, the lead candidate region wassubdivided into subzones to further refine the selection process. 展开更多
关键词 SMR site selection site evaluation RESERVE suitable area MAUT nuclear power plant.
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基于中国场地相关谱的核电厂结构地震易损性与风险研究 被引量:1
6
作者 王晓磊 阎卫东 吕大刚 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2024年第4期222-236,共15页
随着概率地震危险性分析与分解理论与应用的发展,场地相关谱生成理论也得到了不断发展,基于中国场地相关谱的核工程等重要基础设施地震易损性与风险分析研究还较为匮乏。该文总结了标量型中国概率地震危险性分析与分解理论方法,提出了... 随着概率地震危险性分析与分解理论与应用的发展,场地相关谱生成理论也得到了不断发展,基于中国场地相关谱的核工程等重要基础设施地震易损性与风险分析研究还较为匮乏。该文总结了标量型中国概率地震危险性分析与分解理论方法,提出了向量型中国概率地震危险性分析与分解、条件型中国概率地震危险性分析基本原理,给出了基于中国概率地震危险性分析与分解的我国场地一致危险谱、条件均值谱、广义条件均值谱和条件一致危险谱生成理论和方法,总结了基于中国场地相关谱的核电厂结构地震易损性与风险分析理论基础,以我国某核电厂厂址及核电厂安全壳结构为算例,生成算例厂址场地相关谱,计算不同场地相关谱条件下核电厂安全壳结构地震易损性与风险。分析结果表明:不同场地相关谱条件下,我国核电厂安全壳结构安全裕量都较大;基于条件均值谱计算得到的风险结果偏于不保守。 展开更多
关键词 核电厂结构 中国地震危险性分析 中国地震危险性分解 中国场地相关谱 地震易损性 地震风险
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大气边界层参数化方案在核电厂址扩散参数计算中的应用研究
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作者 赵多新 黄莎 +1 位作者 吕明华 陈龙泉 《环境科学与管理》 CAS 2024年第7期76-81,共6页
在核电厂环境污染影响评价、环境质量管理、应急等工作中,需对核电厂排放的放射性污染物在大气中迁移扩散特征进行评价,而扩散参数是核电厂环评、设计、应急相关评价软件中重要的参数。由边界层参数化方案计算扩散参数的方法应用较为普... 在核电厂环境污染影响评价、环境质量管理、应急等工作中,需对核电厂排放的放射性污染物在大气中迁移扩散特征进行评价,而扩散参数是核电厂环评、设计、应急相关评价软件中重要的参数。由边界层参数化方案计算扩散参数的方法应用较为普遍,文章对两种常用大气边界层参数化方案在核电厂址扩散参数计算中的效果进行了讨论。与核电厂址湍流观测数据的比较显示:Mellor-Yamada 2层方案模拟结果具有较好的相关性,但方差更大;Hanna方案模拟结果相关性相对较弱,但其方差也较小,在应用中可根据两种方案各自的特点选用具体的扩散参数计算方案。 展开更多
关键词 核电厂址 大气边界层参数化方案 扩散参数
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盾构隧道双层衬砌结构受力现场监测试验研究 被引量:21
8
作者 阳军生 肖小文 +4 位作者 张聪 邹志林 张学民 梁奎生 刘洪震 《铁道工程学报》 EI 北大核心 2016年第7期46-53,共8页
研究目的:为探求海底盾构隧道双层衬砌结构的受力特性,本文以台山核电站海底取水盾构隧道为工程背景,对双层衬砌结构受力进行现场监测,并基于现场测试数据提出一种能准确计算软土地层海底盾构隧道设计荷载的方法,以期为类似工程提供借... 研究目的:为探求海底盾构隧道双层衬砌结构的受力特性,本文以台山核电站海底取水盾构隧道为工程背景,对双层衬砌结构受力进行现场监测,并基于现场测试数据提出一种能准确计算软土地层海底盾构隧道设计荷载的方法,以期为类似工程提供借鉴。研究结论:(1)监测成果显示,采用的大断面泥水加压平衡盾构及新型衬砌施工法施工快、质量高;(2)取水盾构隧道二次衬砌主要承受内水压力,隧道围岩压力主要由管片承担,管片衬砌外水土压力受施工及地层条件影响明显,施工期土压力存在加速、减速和加速趋于稳定三个时段,且加速段最为关键,稳定期土压力整体呈现上大下小形态,测点压力分布不均匀,水压力与隧道区域渗流分布规律一致,受隧道周边围岩地层影响,水压力分布又具有一定随机性,二次衬砌混凝土凝固收缩的影响会随时间减弱,受二衬自重影响,双层衬砌间接触压力在拱顶位置较小,拱脚位置较大;(3)当埋深H≤1.7D,垂直土压力=1.31×γh,水平土压力=1.65×λγh;当埋深1.7 D<H≤2.2 D,垂直土压力=0.39×γh,水平土压力=1.35×λγh;当埋深H>2.2 D,垂直土压力=0.63×γh,水平土压力=0.61×λγh;(4)本研究结果可为海底盾构隧道双层衬砌设计和施工提供指导。 展开更多
关键词 核电站 盾构隧道 双层衬砌 现场监测 设计荷载
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以标贯试验为依据的砂土液化确定性及概率判别法 被引量:24
9
作者 陈国兴 孔梦云 +2 位作者 李小军 常向东 周国良 《岩土力学》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期9-27,共19页
核电厂址非基岩场地的地基液化问题是核电厂选址的关键问题,亟需建立核电厂址地基液化判别方法。回顾了以标贯试验和地表峰值加速度为依据的砂土液化判别方法的演化历史,依据Idriss-Boulanger确定液化临界曲线的基本方法,提出了确定液... 核电厂址非基岩场地的地基液化问题是核电厂选址的关键问题,亟需建立核电厂址地基液化判别方法。回顾了以标贯试验和地表峰值加速度为依据的砂土液化判别方法的演化历史,依据Idriss-Boulanger确定液化临界曲线的基本方法,提出了确定液化临界曲线的基本原则,分别依据美国液化数据库、中国抗震规范液化判别式所用的液化数据及综合两者的液化数据资料,给出了相应的液化临界曲线,验证了液化临界曲线的位置对不同的细粒含量、有效上覆压力、现场试验方法的液化数据的合理性,分析了测量或估计土层循环应力比和修正标贯击数各种因素的不确定性对液化临界曲线的敏感性,结果表明:所提的液化临界曲线不易受各种因素的影响。利用Monte Carlo模拟、加权最大似然法和加权经验概率法,给出了液化临界曲线的名义抗液化安全系数与液化概率的经验关系式及概率等值线,并对核电厂Ⅰ类、Ⅱ类和Ⅲ类抗震物项地基,给出了相应的液化临界曲线。 展开更多
关键词 核电厂址非基岩场地 土体液化判别 确定性判别法 概率判别法 液化临界曲线 标贯试验 地表峰值加速度
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田湾核电厂核事故场外后果评价系统简介 被引量:7
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作者 胡二邦 姚仁太 +3 位作者 张建岗 桑建国 郝宏伟 辛存田 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2006年第5期286-298,共13页
本文介绍江苏田湾核电厂核事故场外后果评价系统(TW-NAOCAS)的概况。该系统软件包括操作管理子系统,数据传输、气象数据预处理与风场诊断模块,风场预测模块,大气弥散模块和剂量估算与干预措施模块。TW-NAOCAS系统能在30 min内给出评价区... 本文介绍江苏田湾核电厂核事故场外后果评价系统(TW-NAOCAS)的概况。该系统软件包括操作管理子系统,数据传输、气象数据预处理与风场诊断模块,风场预测模块,大气弥散模块和剂量估算与干预措施模块。TW-NAOCAS系统能在30 min内给出评价区(近区为20×20 km2、空间分辨率500 m,远区为80×80 km2、、空间分辨率4 km)的风场以及设计基准事故(DBA)和超设计基准事故(BDBA)释放的69种核素在各网格的浓度、预期剂量、隐蔽与撤离的可避免剂量及其区域等信息。文中简述了主要物理模块的计算模式,最后介绍了风场预测、大气扩散与剂量估算三个模块及例题的测试结果。 展开更多
关键词 田湾核电厂 事故场外后果 评价系统
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考虑土-结构相互作用的核电站动力分析方法 被引量:11
11
作者 王天运 任辉启 +1 位作者 刘国强 刘水江 《岩石力学与工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第22期3840-3845,共6页
考虑不同土-结构相互作用(SSI),对核电站安全壳结构进行动力响应分析的程序很多,它们采用的分析方法各不相同,如地下结构基础分析法程序CLASSI、等效线性有限元程序FLUSH、非线性有限元分析程序DYNA3D。使用这3种程序简单分析了安全壳... 考虑不同土-结构相互作用(SSI),对核电站安全壳结构进行动力响应分析的程序很多,它们采用的分析方法各不相同,如地下结构基础分析法程序CLASSI、等效线性有限元程序FLUSH、非线性有限元分析程序DYNA3D。使用这3种程序简单分析了安全壳结构的动力响应,给出了动力响应分析结果。讨论了以上3种程序在进行SSI分析时的可靠性,比较了它们在峰值加速度和响应谱作用下的响应。 展开更多
关键词 建筑结构 核电站 土-结构相互作用 动力响应
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滨海复杂地形核电厂址高斯烟羽模式有效性检验 被引量:6
12
作者 胡二邦 王寒 +3 位作者 张永义 闫江雨 李正德 辛存田 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2004年第5期289-296,313,共9页
本文应用在福建惠安核电厂址和江苏田湾核电厂址所作的SF6 野外示踪试验结果验证了在核电厂环境影响评价中广泛应用的高斯烟羽模式的有效性。惠安核电厂址于 2 0 0 2年 7月进行了 1 5次SF6示踪试验 ,其中释放高度为 70m的 5次、3 0m的 ... 本文应用在福建惠安核电厂址和江苏田湾核电厂址所作的SF6 野外示踪试验结果验证了在核电厂环境影响评价中广泛应用的高斯烟羽模式的有效性。惠安核电厂址于 2 0 0 2年 7月进行了 1 5次SF6示踪试验 ,其中释放高度为 70m的 5次、3 0m的 6次、1 0m的 4次 ,释放时大气稳定度B C、D、E类各为5、9、1次。田湾核电厂址于 1 997年 8月共进行了 1 0次SF6 示踪试验 ,释放高度皆为 90m ,天气类型皆为D类。对示踪试验结果分析表明 ,各采样点SF6 地面浓度的模式计算值和示踪试验实测值在其比值为0 .2 5至 4. 展开更多
关键词 滨海核电厂 高斯烟羽模式 复杂地形 有效性检验
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考虑土-结构相互作用和岩土参数不确定性的核电厂结构地震响应分析 被引量:17
13
作者 李忠献 李忠诚 梁万顺 《地震工程与工程振动》 CSCD 北大核心 2006年第2期143-148,共6页
针对核电厂结构,在考虑土-结构相互作用(SSI)的情况下进行随机地震反应分析,探讨地基岩土参数的不确定性对反应堆厂房楼层反应谱(FRS)的影响。运用ANSYS软件模块建立核电厂(NPP)结构有限元模型,通过设置边界弹簧单元和阻尼装置来考虑SS... 针对核电厂结构,在考虑土-结构相互作用(SSI)的情况下进行随机地震反应分析,探讨地基岩土参数的不确定性对反应堆厂房楼层反应谱(FRS)的影响。运用ANSYS软件模块建立核电厂(NPP)结构有限元模型,通过设置边界弹簧单元和阻尼装置来考虑SSI效应;并且通过设置具有概率意义的弹簧刚度和阻尼系数,来模拟土特性参数的不确定性。随机响应分析与确定性分析的结果对比,揭示了岩性地基条件下SSI效应对核电厂FRS的影响以及地基岩土参数不确定性对FRS的影响程度。研究表明,在岩性地基条件下,亦不应忽略SSI效应;考虑SSI效应的随机分析模型同确定性模型相比,二者的分析结果较为接近,两方法都可用于NPP的FRS敏感性分析评估之中,并可进行相互比照。 展开更多
关键词 核电厂结构 地震反应 楼层反应谱 土-结构相互作用 土参数不确定性 随机分析 确定性分析
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基础提离对核电站结构地震响应的影响分析 被引量:6
14
作者 王国波 王亚西 +1 位作者 于艳丽 何卫 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2015年第7期228-233,共6页
当地震足够大时结构基础将会与下卧地基土发生分离,即所谓的基础提离现象。但该现象在常规的土-结构相互用(SSI)的地震响应分析中常常被忽视。核电站结构(NPP)由于特殊性,其设计地震强度一般较大,因而有可能发生基础提离现象。基于某简... 当地震足够大时结构基础将会与下卧地基土发生分离,即所谓的基础提离现象。但该现象在常规的土-结构相互用(SSI)的地震响应分析中常常被忽视。核电站结构(NPP)由于特殊性,其设计地震强度一般较大,因而有可能发生基础提离现象。基于某简化核电站结构,利用大型通用软件ANSYS的接触面功能和弹簧单元,分别进行了四种工况的计算:1基础固定;2考虑基础提离,不考虑土-结构动力相互作用效应;3不考虑基础提离,但考虑土-结构动力相互作用效应;4同时考虑基础分离和土-结构动力相互作用效应。通过对比分析,确定合适的土-结构动力相互作用计算方法以及基础提离对核电站结构地震响应的影响。计算分析表明:1土-结构相互作用对核电站结构地震响应的影响不容忽视;2基础提离主要影响核电站结构竖向地震响应,而对结构水平向地震响应的影响较小。本文研究成果可为核电站结构的抗震分析提供参考。 展开更多
关键词 基础提离 土-结构相互作用 地震响应 接触面 核电站
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核岛结构设计地基场地及计算基底效应研究 被引量:11
15
作者 李小军 侯春林 +1 位作者 戴志军 梅泽洪 《岩土力学》 EI CSCD 北大核心 2015年第8期2201-2208,共8页
针对新型核电工程结构AP1000核岛结构设计地基中的5类非坚硬岩场地,即硬岩场地、软岩场地、上限软-中等土场地、软-中等土场地和软土场地,采用一维土层场地模型开展场地土和计算基底条件对设计地震动影响计算分析。分析中,场地模型的计... 针对新型核电工程结构AP1000核岛结构设计地基中的5类非坚硬岩场地,即硬岩场地、软岩场地、上限软-中等土场地、软-中等土场地和软土场地,采用一维土层场地模型开展场地土和计算基底条件对设计地震动影响计算分析。分析中,场地模型的计算基底剪切波速分别取为700、1 100、2 438 m/s,计算基底输入地震动分别选择基于核电建设相关技术文件和规范规定的反应谱RG1.60谱、AP1000谱和HAD101/01谱(5个阻尼比)合成的人工地震动时程。计算分析表明:非坚硬岩场地会导致场地地震动峰值加速度及频谱特性显著变化,场地越软影响程度越显著;除软土场地外,场地对地震动峰值加速度和反应谱的影响均为放大作用,软土场地对地震动较低频段反应谱有放大作用,但对峰值加速度和较高频段反应谱具有强烈的减小作用;对于各类场地,计算基底及其剪切波速的变化均会导致地表地震动峰值及频谱特性明显甚至显著变化,其影响程度与计算基底剪切波速成正比;随着场地由硬变软,计算基底剪切波速的变化对场地地震动的影响程度大为减小,至软土场地几乎不产生影响。考虑到场地类型及计算基底选取对场地地震动的显著影响,我国核电厂建设引用AP1000标准设计时应合理分析场地的适宜性。 展开更多
关键词 核电厂 AP1000 设计地基 计算基底 场地效应 RG1.60谱 HAD101/01谱
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核电厂核岛场址非均质特征与抗震分析模型研究 被引量:4
16
作者 李建波 林皋 +1 位作者 常向东 李志远 《人民长江》 北大核心 2016年第1期73-78,共6页
核电厂核岛地基的抗震适应性是核电厂选址的重要制约因素。针对我国近年来核电建设中,各厂址地质条件差异大的特点,尤其是非均质的地基条件,结合动力相互作用分析领域的最新研究成果,将场地不均匀性质划分为3种典型类别,即破碎带或夹层... 核电厂核岛地基的抗震适应性是核电厂选址的重要制约因素。针对我国近年来核电建设中,各厂址地质条件差异大的特点,尤其是非均质的地基条件,结合动力相互作用分析领域的最新研究成果,将场地不均匀性质划分为3种典型类别,即破碎带或夹层分布、近场夹杂、地基成层分布。针对上述3种地基类型,建议了相适应的地基数值分析方法,即比例边界有限元法、阻尼溶剂抽取法、混合变量法,并论证了其适用性。可为核电工程抗震设计与安全评价的数值模型选择提供技术依据。 展开更多
关键词 核电站抗震 非均质地基 数值分析 动力相互作用 核电安全评价
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论核工程选址中的弥散地震 被引量:2
17
作者 张裕明 时振梁 +4 位作者 常向东 周本刚 环文林 董瑞树 冉洪流 《地震地质》 EI CSCD 北大核心 2004年第4期727-732,共6页
弥散地震评价是核工程选址中地震安全性评价的重要内容之一。文中在分析弥散地震涵义的基础上,论述了弥散地震评价中地震构造区划分的原则和依据、弥散地震确定的方法和技术途径等关键性技术内容。
关键词 核工程选址 弥散地震 安全性评价 抗震设计
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考虑地基岩土参数不确定性的核电厂结构随机地震反应分析 被引量:10
18
作者 李忠献 李忠诚 梁万顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期30-35,共6页
在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响。基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定... 在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响。基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定性,来模拟岩土动态参数的不确定性。针对某1000MW级压水堆核电站反应堆厂房结构,进行随机地震反应的数值仿真分析,并将随机反应结果与确定论分析结果进行了对比。结果表明,随机分析方法是确定论分析方法的有益补充,二者结合能更合理地反映参数的不确定性对结构地震响应的影响。 展开更多
关键词 核电厂结构 随机地震反应 参数不确定性 土-结构相互作用 参数敏感性
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某拟建滨海核电厂址大气扩散规律初探 被引量:3
19
作者 胡二邦 辛存田 +1 位作者 姚仁太 陈家宜 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2005年第2期80-90,共11页
本文介绍了在我国东部沿海某拟建核电厂址进行的大气扩散试验的概况和主要结果,包括现场试验和风洞模拟实验。现场试验主要有:百米气象铁塔四个高度整年风、温逐时观测;地面风场、海陆风及热内边界层的观测与分析;SF6 示踪试验与湍流测... 本文介绍了在我国东部沿海某拟建核电厂址进行的大气扩散试验的概况和主要结果,包括现场试验和风洞模拟实验。现场试验主要有:百米气象铁塔四个高度整年风、温逐时观测;地面风场、海陆风及热内边界层的观测与分析;SF6 示踪试验与湍流测量等。在现场试验基础上尝试提出了计算滨海核电厂址年均大气扩散因子的模型。该模型既考虑了向岸流与离岸流的区别,又考虑了混合层与热内边界层、混合释放与扩散参数随陆距变化等综合影响因素。 展开更多
关键词 核电厂 滨海厂址 大气扩散试验 热内边界层 风洞模拟
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基于博弈论的核电厂选址优化模型 被引量:9
20
作者 李如琦 苏浩益 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2011年第2期216-220,共5页
电厂厂址选择是电力工业基本建设的主要组成部分,综合评价各厂址是选厂工作的重要环节。在分析传统选址方案评价方法的基础上,结合经济性、安全性、环保性和社会性4项指标,提出运用博弈论对核电厂规划布局方案进行评价,并给出了核电厂... 电厂厂址选择是电力工业基本建设的主要组成部分,综合评价各厂址是选厂工作的重要环节。在分析传统选址方案评价方法的基础上,结合经济性、安全性、环保性和社会性4项指标,提出运用博弈论对核电厂规划布局方案进行评价,并给出了核电厂选址博弈优化数学模型和算法,以实现最优规划。实例分析结果表明,该模型提高了电厂选址的定量化水平。 展开更多
关键词 核电厂选址 优化模型 博弈论 纳什均衡 层次 结构分析
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