三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

严重事故后期，反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物（U-Zr-O-Fe）可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili & Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明，3种计算模型计算的熔池结构差异很大，进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili & Khatib-Rahbar模型，Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论，但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。      

大宽高比矩形窄缝通道沸腾起始点实验研究

矩形窄缝通道中的泡核沸腾起始点（ONB）预测对反应堆安全设计十分重要。针对通道尺寸为50 mm×3 mm×1000 mm的竖直矩形窄通道,以去离子水为介质,通过监测壁面温度变化确认ONB的位置,研究了热流密度、质量流速、压力、入口过冷度等参数对ONB发生位置和壁面过热度的影响。收集并评价了已有的8个ONB预测模型,结合实验数据分析得到结论：基于池沸腾的ONB预测模型及其改进模型不能很好的适用于矩形窄通道内,尤其是针对质量流速带来的影响。一些针对矩形通道ONB预测开发的模型可以一定程度上反映ONB点壁面过热度随不同参数变化的发展趋势,但由于实验参数范围不够宽,适用范围和预测精度仍受到限制。结合影响矩形窄缝通道ONB发生的主要因素,推导了适用于计算宽谱参数工况下矩形窄通道中ONB点壁面过热度的解析解形式,并利用实验数据进行了拟合,新关系式超过95%的预测结果与实验结果偏差小于±20%。同时新关系式对其他相关公开文献的ONB数据预测仍在较好的误差范围内。     

UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。     

非能动安全壳中降膜流动与波动特性数值模拟研究

基于非能动安全壳建立了1:45的简化的二维数值模型,在保持无量纲数不变的前提下,利用流体体积函数（VOF）模型捕捉气-液交界面,分析了不同雷诺数（Re）条件下的液膜铺展状况。通过与实验结果的对比,模拟结果能够较好地反映出实验结果中的液膜波动现象,且液膜厚度的变化与Re一致;竖壁降膜过程受多种力的综合作用,波动的液膜可以分成明显的层流底层与独立波两部分,层流底层流速较低而独立波沿流动方向移动较快,随着液膜的铺展,独立波之间发生碰撞和融合并加剧液膜的波动性;随着Re的增加,层流底层的液膜厚度及独立波的振幅都有所增加,同时波动性加剧。      

以党的十八大精神为指引开创水文及水利信息化事业新局面

2012年,水利部水文局(水利信息中心)认真学习贯彻落实党的十八大精神,深入贯彻落实2011年中央1号文件和中央水利工作会议精神,积极践行"大水文"发展理念和"以水利信息化带动水利现代化"发展思路,抢抓机遇,团结协作,开拓创新,真抓实干,为水利改革发展提供了坚强支撑,为经济社会科学发展作出了应有贡献. 一、认真学习贯彻党的十八大精神 党的十八大胜利闭幕后,水文局(水利信息中心)立即召开学习贯彻党的十八大精神动员大会,举办党委中心组(扩大)学习班,传达学习党的十八大精神和水利部传达贯彻党的十八大精神大会精神,并结合水文和水利信息化工作实际,进一步明确了发展思路和目标任务.     

坚持科学发展观 全面推进海委系统水利建设与管理工作

在简要总结海委系统近年来水利建设与管理成就的基础上,全面分析了今后一段时期内水利建设与管理工作面临的形势和机遇,提出了坚持科学发展观、全面推进新时期水利建设与管理工作的新思路和新举措。     

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统（CIS）的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。      

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价（PSA）是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号（HPR1000）的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。      

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

三层各向同性碳包覆（TRISO）燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料（M3）芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料（FCM）的等效导热系数。