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机译:核电厂安全验证应用中的随机不确定性量化
Univ Ontario, Inst Technol, Fac Engn & Appl Sci, 2000 Simcoe St North, Oshawa, ON L1H 7K4, Canada;
Univ Ontario, Inst Technol, Fac Engn & Appl Sci, 2000 Simcoe St North, Oshawa, ON L1H 7K4, Canada;
Uncertainty quantification; FSN; CATHENA; Sensitivity analysis; LOCA;
机译:回复“评论:结合CPN和PVS开发安全关键软件需求验证方法:核电站保护系统应用程序”
机译:评论:结合CPN和PVS的安全关键软件需求验证方法的开发:核电站保护系统应用
机译:结合CPN和PVS的安全关键软件需求验证方法的开发:核电站保护系统应用
机译:需求阶段的软件安全量化框架:应用于核电站
机译:核电厂安全验证应用的不确定度量化。
机译:在核电站预测错误违规和安全参与行为
机译:图1来自:Belonosov M,Kishkin V(2018)基于逆向工程方法验证核电厂安全系统的应用程序生成和装载。核能和技术4(4):223-228。 https://doi.org/10.3897/nucet.4.31868
机译:WWER-440型213核电站的实验设计验证。参考工厂:Bohunice V2(斯洛伐克)。关于评估WWER-440 213型核电厂安全方面的原子能机构技术合作项目RER / 9/004的报告