计量器具强检管理规范化探讨

一、强检管理存在的不足 1．计量行政管理部门人力物力不足，监督力度不够。     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT（loss of fluid test）大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

银根-额济纳旗及邻区石炭-二叠纪碳酸盐岩的沉积特征及其地质意义

从碳酸盐岩的岩石学、建造特征的分析入手,研究了区内石炭-二叠纪碳酸盐岩的沉积特征及其地质意义.野外凋查表明,本区域石炭-二叠纪碳酸盐岩以砾屑灰岩、海百合灰岩和微晶灰岩为主,块状构造和粒序层理常见,作为碳酸盐岩建造底座及夹层的火山岩或火山碎屑岩发育,显示了本区域石炭-二叠纪期间张裂频繁、火山作用强烈、地形较陡和覆水较深的浅海古地理背景.本区域石炭一二叠纪碳酸盐岩建造发育于火山岩或火山碎屑岩、辫状三角洲或扇三角洲砂砾岩、海岸泥岩和陆架泥岩等底座之上,分别形成了火山抬高型(VEF)、二角洲垫高型(DEF)、海岸/降起沉没型(CSF/USF)和陆架变浅型(SSF)4种碳酸盐岩建造.不同类型的碳酸盐岩建造,是区域构造和海平面升降联合作用的产物,但其形成机制有别,其中,火山垫高型建造最普遍,含火山岩或火山碎屑岩夹层,系区域海平面长期上升的背景下,构造张裂引发的火山喷发引起相对海平面下降的产物;三角洲垫高型建造分布也较广,含砂砾岩夹层,为区域海平面长期上升的背景下,构造抬升造成辫状三角洲或扇三角洲进积导致相对海平面下降形成;海岸/隆起淹没型和陆架变浅型建造为纯灰岩建造,相对较少,则是在区域构造稳定的构造背景下,短期相对海平面变化驱动的结果.然而,不同类型碳酸盐岩建造的沉积特征,则受沉积环境制约.同时,针对这4种不同的碳酸盐岩建造,分别建立了火山垫高型碳酸盐台地(VEP)、三角洲垫高型碳酸盐台地(DEP)、海岸/隆起淹没型碳酸盐缓坡(CSR,USR)和陆架变浅碳酸盐缓坡(SSR)4种沉积模式,不同的沉积模式形成了沉积特征有别的碳酸盐岩建造.该时期浅海陆棚的古地理背景,不仅为区内海相烃源岩的发育创造了良好的古地理条件,也使得这一时期的碳酸盐岩、底座火山岩或火山碎屑岩、辫状三角洲或扇三角洲砂砾岩,以及碳酸盐岩建造中的火山岩、火山碎屑岩和砂砾岩夹层,成为本区域石炭一二叠纪的潜在油气储层.     

IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留（IVR）策略投入后晚期（即压力容器下封头已形成熔融池的情况下）可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。      

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）方法被国际原子能机构（IAEA）推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。      

典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发

现象识别排序表（PIRT）是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆（PWR）小破口失水事故（SBLOCA）。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出（FOM）具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。     

SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析

针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响.结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500kg;破口位置对氢气的产生影响较小.     

基于PIV技术的低雷诺数下棒束通道流场研究

基于粒子图像测速(PIV)技术开展了低雷诺数(Re)条件下5×5棒束通道内充分发展段的流场可视化研究,试验Re从310～12296内选择了22组工况进行研究。试验结果表明:在低Re下,棒束通道内部的相对速度梯度较大,随着Re的上升,棒束通道内速度趋向于均匀化分布;通过阻力特性观察到的棒束通道中转捩相对于圆管较为模糊,转捩Re为900左右;在低Re效应的影响下,无量纲速度均方根随Re的增大而减小,而在转捩Re附近出现了无量纲速度均方根随Re的增大而增大的现象;此外该试验可以用于验证湍流模型对于不同Re的适用性。     

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。