氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果

在严重事故条件下,安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性,必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳,以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故,计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果,及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气,但对于极其快速的氢气释放,它的消氢能力受到一定限制。     

“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。      

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP）,最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。      

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。     

我国防台风工作现状与对策

我国沿海北起辽宁鸭绿江口,南至广西北仑河口,包括海南省,大陆海岸线长18876公里(未含台湾省,下同)。每年5～11月,沿海地区常受台风侵袭。据统计,靠近我国的西太平洋年均生成台风约28个,其中影响我国的约20个,而在我国登陆的约7个。台风登陆往往伴随着狂风、暴雨和风暴潮。台风作为一种严重的自然灾害,历来是我国防汛工作中的重要防范内容。     

防汛指挥决策支持系统建设

科学合理地实施防汛抢险救灾指挥调度，减轻洪水灾害，保障人民生命财产安全，建设防汛指挥决策支持系统十分必要，充分研究这个系统的特征、功能、结构和建设内容，对整个系统的建设和今后的运行都很有意义。     

关于我国防洪问题的几点思考：从德,法,荷三国防洪减灾看我国防洪工作

德国、法国、荷兰三国经济发达,其防洪减灾工作取得了显著成就,在防洪策略、工程措施和非工程措施建设等方面有许多经验值得我们借鉴。结合我国防洪工作的实际,有必要从认识、投入、高新技术的应用、洪水风险等方面进行进一步的探讨。