高放廢物處置預選區地學信息數據模型構建

王 鵬，黃樹桃，王 駒，趙永安,，鄔 倫，蔡 恒，高 敏，王洪斌

(1. 核工業北京地質研究院，中核高放廢物地質處置評價技術重點實驗室，北京 100029；2. 北京大學，地球與空間科學學院，北京 100871)

高放廢物處置預選區地學信息數據模型構建

王 鵬1，黃樹桃1，王 駒1，趙永安1,2，鄔 倫2，蔡 恒2，高 敏1，王洪斌1

(1. 核工業北京地質研究院，中核高放廢物地質處置評價技術重點實驗室，北京 100029；2. 北京大學，地球與空間科學學院，北京 100871)

針對高放廢物地質處置選址與場址評價階段的信息化建設工作，采用GIS技術、數據管理技術、數據分析技術等，旨在基于地學信息數據模型的構建，建立統一的、一體化的、高度綜合的高放廢物地質處置預選區地學信息庫，以覆蓋地質、水文地質、地球物理、地球化學等多學科研究內容。著重討論了預選區地學信息數據模型建設的方法和技術，并通過預選區地學信息庫的工程實例說明了數據模型的成功應用。預選區地學信息數據模型的建設可以為場址篩選、場址性能評價等研究工作提供技術支持，對高放廢物地質處置研發工作的推進也將起到積極作用。

高放廢物地質處置；預選區地學信息庫；數據模型

隨著核能工業的發展及其廣泛應用，核廢物是核能利用中不可避免的伴生物，其中的高水平放射性廢物更是具有半衰期長、毒性大等特點。而地質處置被認為是目前國際上安全處置核廢物的最有效手段。隨著國際上高放廢物處置領域相關研發工作的迅速推進，我國高放廢物地質處置研究也進入一個新的階段[1]。其中，高放廢物地質處置地學信息庫開發一直是當前高放廢物地質處置工程研發進程中的一個重要研究方向，也是整個處置進程中科研數據管理和分析的強有力支撐。

在國外發達國家廢物處置研究中，采用與時俱進的信息化技術進行數據綜合管理和利用已經成為必然趨勢。英國Sellafield處置場建立的地學信息庫NDGD[2]以及日本原子能機構(JAEA)建立的核廢料處置信息系統[3]都已經開始運行，并且效果良好。瑞典核廢料處置管理公司(SKB)更是從20世紀90年代就開始場址篩選的相關數據庫建設工作(GEO-TAB數據庫)[4]，一直到目前涵蓋多源專題科研數據建立的場址特性評價數據庫(SICADA數據庫)[5]，為高放廢物地質處置科研數據的二次開發與利用提供了強大的數據實體支撐。法國放射性廢物管理局(ANDRA)針對Meuse/Hante-Marne地下實驗室建立的信息系統主要由三大部分組成：針對專業科研數據的GEO數據庫、針對地下實驗室動態監測數據的SAGD數據管理系統和強大的分布式文檔管理系統(DMS Socrate)[6]，這種根據不同用戶實際需求設置不同數據管理系統的方式特別值得我們借鑒。以上提及的國外高放廢物地質處置地學信息庫研究均隱含了從選址階段的預選區數據庫到地下實驗室階段的場址評價數據庫的模型建設工作，由此可以看出數據模型是地學信息數據庫建設的重要基礎。國內高放廢物地質處置信息化領域相關科研起步較晚，但是也取得了一系列科研成果，已經取得的科研成果主要集中于GIS和數據庫管理等信息技術在高放廢物地質處置專業學科領域研究中的實際應用[7-14]，而針對專門的地學信息數據模型方面的研究較少。

高放廢物地質處置預選區數據模型是描述預選區多源地學信息數據的集合，詳細包括空間數據、屬性數據、不同數據之間的相互關系及各類約束條件等。因此，為了充分表達預選區多源地學要素及其相互之間的內在關聯特征，就要求在對預選區多源地學信息數據對象深入認識和完整抽象的基礎上，借助數據庫或地理信息系統等信息技術來詳細刻畫和描述地理要素信息、水文地質信息、地球化學信息、地質信息、遙感影像信息、地球物理信息等不同種類的數據集，這是高放廢物地質處置預選區數據庫建設等信息化工作完成的關鍵基礎。

1 數據分類及編碼

高放廢物地質處置預選區地學信息具有明顯的復雜性和多源性，其涵蓋了從地上到地下、從地理要素到地層構造等多源復雜的數據源，包括了地理、地質、地球化學、水文地質、地球物理等多學科專題數據；從預選區數據集成化和一體化的角度考慮，還應特別包括元數據信息、數據分類和編碼字典等輔助性數據分類，同時也需要綜合基礎地理、地質勘察、鉆孔施工及現場測試試驗等多方面的專業數據管理知識。只有在確定預選區地學信息庫需要真實存儲和表達的數據內容以及其擴充模式的基礎上，才能進行下一步的數據有效組織和科學分類。

高放廢物地質處置預選區多源地學信息數據分類首先考慮的是現存地學數據的實際來源、學科特征和采集獲取方法等；其次更要綜合考慮用戶的實際需求，即數據將用于哪一類特殊研究領域，具體比如二次開發應用、空間分析、三維可視化等。實際參照國土資源領域的地學信息分類標準[15]和地調局地質調查技術標準[16]，并考慮到高水平放射性廢物地質處置設施選址導則“十大數據源”的實際需求[17]，將各類數據按多級結構統一分類，如圖1所示(由于圖幅限制，圖中僅展示三級結構)。

數據編碼就是以數據科學分類結果為基礎，針對多源地學信息數據要素，進行統一的、有規則的、易于被計算機識別的符號編排工作，這項工作是信息技術領域進行統一信息交流工作的基礎技術手段。數據編碼工作產生的即是多源地學信息數據要素代碼，合理的地學信息數據編碼體系不僅能夠顯著延長數據利用的生命周期，而且可以提高信息和數據的共享效率。

以圖1為例，圖中基礎地質為一級分類，編碼用GM表示；火成巖為二級分類，編碼用GM100000表示；其中火成巖又有很多亞類，比如侵入巖，則為第三級分類，用GM110000編碼表示；酸性侵入巖為第四級分類，編碼用GM110100表示；再下一級的亞類按照GM110101-GM110199的編碼次序表示。通過這種方式就可以將面向預選區地學信息實體的概念體現出來，并且可以通過唯一的ID號聯接。

圖1 高放廢物地質處置預選區多源地學信息數據組織及分類Fig.1 The organization and classification for geo-information data of pre-selected area

2 數據模型構建

預選區多源地學信息數據模型構建應當考慮以下實際要求：① 多源復雜地學信息數據的無縫組織必須在邏輯層面和物理層面均能順利實現；② 確保多源復雜數據能夠以較高效率被存儲和讀??；③ 數據完整性和一致性要能夠便于維護；④ 地學信息數據庫結構應易于進行擴展或擴充。同時，數據模型應該滿足邏輯設計、結構設計等不同層面的設計需求。

2.1 數據模型邏輯設計

邏輯設計的主要任務是從用戶觀點描述地學信息數據庫的邏輯結構，主要是完成數據結構設計和信息組織。目前階段的高放廢物地質處置預選區數據對象依據選址導則中的10大準則[17]提出的數據需求，按學科領域分類成地質、地理、水文、巖石力學、地球化學、地球物理、生態環境、人文經濟、自然災害等，對非空間及空間數據對象進行描述，并考慮后續的高放廢物地質處置階段的數據擴充。在此基礎上綜合考慮實現了高放廢物地質處置數據綜合邏輯模型(見圖2)和以空間數據為對象的專題邏輯模型(見圖3)。如圖中所示，數據基本組織邏輯結構是在考慮地學信息數據的非空間及空間對象特征的基礎上，非空間數據對象利用屬性數據的形式存儲，空間數據則采用元數據控制點線面不同圖層對象的形式實現組織和存儲。

圖2 高放廢物地質處置預選區數據綜合邏輯模型Fig. 2 Comprehensive logic data model for geological disposal of high-level radioactive waste

圖3 高放廢物地質處置預選區空間數據邏輯模型Fig.3 Logic data model for spatial data of geological disposal of high-level radioactive waste

2.2 數據模型物理設計

多源、多學科的科研專題數據是高放廢物處置庫預選區地學信息庫的主要組成部分，其所涵蓋的主要建設內容和相互關系如表1所示。數據庫的結構設計思路就是以專題數據庫為主體，對數據實體進行專業分類，明確數據類型和數據之間的相互關聯關系。同時處理好表示實體空間數據和屬性數據兩大類數據的存儲關系，最終實現數據存儲、表達的一致性和完整性。

2.3 數據庫命名規則

地學信息數據庫存儲內容統一有序的命名工作，有利于后期多源地學信息數據存儲管理和數據交流。同時在實際數據庫建設過程中，參照數據庫領域相關標準[18]，結合預地學信息庫數據管理與應用的特點，制定數據庫建設的命名規則，主要包括數據庫命名、數據子庫命名、數據表命名、重要數據索引命名等。

為了突出預選區地學信息庫建設目的，因此數據模型中的各庫即以預選區英文名稱命名，比如“北山預選區”即命名為“BeiShan”，如需簡寫，則為BS。因此，相應的數據子庫即命名為BS_××，比如北山預選區地球物理(geophysics)子庫即可命名為BS_GP。類似的，數據子庫管理下的數據表，則以GP_××××表示，比如“地球物理子庫的測線剖面描述表”即可以“GP_Section”表示。

3 數據模型實現

預選區地學信息庫在選用何種商業數據庫管理系統軟件時，不僅要考慮和兼顧空間數據的多源復雜性、非結構化等實際特征，而且還要能夠支持面向對象等方面的功能擴展，比如支持類和方法、支持復雜幾何對象的抽象化和實際構建等等。另外，為了實際滿足預選區多源海量數據的存儲管理、快速讀取訪問等性能方面的需求，數據庫還應該支持數據并行處理技術、分區表與分區索引技術、分布式數據庫構建技術等[19]。本文中的數據模型是基于強大的開源數據庫PostgreSQL實現的[20]。

表1 預選區地學信息庫數據內容及其關系簡要說明Table 1 Brief introduction of content and relationship for Geo-information database of preselected area

3.1 數據表組織

預選區地學信息庫數據是按照明確的專業學科進行數據分類的，因此有著明顯的從屬關系，這種關系有助于實際組織和建立數據庫層次數據存儲結構關系。而且在實際數據庫建設或數據表組織關聯過程中，要借助必要的約束條件(主鍵、唯一鍵、外鍵和缺省值等)，以最終滿足和實現數據表與表之間和空間數據與屬性數據之間的實際關聯和信息傳遞。雖然預選區地學信息庫在內容上包括空間數據和屬性數據兩大類，但是由于所選取數據庫功能強大性[20]，在實際實現過程中，可以將空間數據作為幾何字段(可視為與其它普通字段一樣)，與其他屬性數據存儲在一起，并通過數據庫機制來正常讀取，這樣就大大方便了數據結構的實現和數據表組織工作。

以圖4為例，在鉆孔數據子庫中，通過鉆孔編號控制獲取鉆孔基本信息，其他所有圍繞鉆孔的獲取的一系列科研或工程數據均可通過鉆孔編號的關鍵字段與其進行關聯，同時鉆孔位置空間數據僅作為鉆孔基本信息表(BH_General_Info)中的一個幾何字段(Shape)就可與其他屬性數據存儲在一起，可以被輕松地讀取和訪問到。

圖4 數據表組織示例(以鉆孔數據子庫為例)Fig.4 The organization example of data tables

3.2 數據模型應用實現

預選區數據模型的構建只是一項初步的基礎建設工作，其實際應用目的還是要為多源地學信息數據對象提供一種高效的組織和管理方式。而如何從利用數據庫實現的數據模型中實現數據訪問目的，并將數據快速讀取出來用于后續開發應用，才是最終的目的所在。因此本文針對預選區地學信息數據特征和應用需求特征，采用C/S和B/S混合框架，以開源數據庫PostgreSQL(v9.2.6)作為底層數據庫；采用OGC標準、TCP/IP協議實現對數據庫的接入和管理；并借助成熟的商業GIS軟件，最終完成數據模型開發技術框架的實現(見圖5)。由于此處著重于數據模型介紹，對技術框架不再展開敘述，僅以此說明預選區地學信息數據模型的可讀取性和二次開發應用的可實現性。

圖5 開發技術框架示意圖Fig.5 Sketch map of technology framework

4 結語

預選區地學信息數據模型建設是高放廢物地質處置預選區數字化建設的基礎，是高放廢物地質處置研發順利開展的信息技術支持。其所涉及的多源、多學科、多維度的數據特征，決定了預選區地學信息數據模型建設的復雜性。

(1) 專題數據分類是建立預選區地學信息數據模型的關鍵基礎，科學合理的數據分類工作一定要首先把握數據對象最穩定的本質屬性特征，并以此作為數據分類的基礎和依據，同時要兼顧數據分類結果的結構簡明性、概括性和整體性。

(2) 數據模型對數據庫涉及到的分類編碼和命名規則進行了統一規定，有助于最終數據訪問和讀取的簡便性和統一性。首先，數據分類編碼作為元數據管理的索引字典，可以保證同一類數據在整個數據庫中的統一，便于后續數據檢索和二次開發利用；其次，數據編碼和命名規則的統一有助于數據訪問形式的一致，也為后續數據庫結構擴展提供了統一測參照格式和標準。

(3) 基于數據模型的數據開發技術框架的實現，既表明了其核心地位，也直接驗證了數據模型的可靠性和二次開發應用的可實現性，為后續利用數據模型深入挖掘數據特征提供了堅實的基礎技術支撐。

[1] Wang Ju, 2010, High level radioactive waste disposal in China: update 2010, Journal of Rock Mechanics and Geotechnical Engineering, 2 (1) 1-11.

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[6] Mangeot, A.; Tabani, P.; Yven, B.; Dewonck, S. (ANDRA, Centre de Meuse / Haute-Marne, 55290 BURE (France)); Napier, B.; Waston, C.J.; Baker, G.R.; Shaw, R.P. (BGS, Keyworth, Nottingham NG12 5GG (United Kingdom)). 3D visualization of geo-scientific data for research and development purposes[J], Clays in natural and engineered barriers for radioactive waste confinement - 5. International meeting. Ref. Number44067667,Rel. Record44048818,Publ. Year2012,INIS Volume44.

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[11] 王鵬，黃樹桃，高敏，等. 高放廢物地質處置地學信息庫運行環境建設[J]. 世界核地質科學，2014，Vol.31，Suppl.1:299-304.

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[19] Carlos Coronel, Steven Morris, and Peter Rob. Database Systems: Design, Implementation,and Management, Ninth Edition[M], Library of Congress Control Number: 2009936830,2011.

[20] PostgreSQL 9.2.6 Documentation[M]. By The PostgreSQL Global Development Group,Copyright ℃ 1996-2014 The PostgreSQL Global Development Group.

Geo-informationDataModelforPre-selectedAreaofGeologicalDisposalforHigh-levelRadioactiveWaste

WANGPeng1,HUANGShu-tao1,WANGJu1,ZHAOYong-an1,2,WULun2,CAIHeng2,GAOMin1,WANGHong-bin1

(1.CNNC Key Laboratory on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste, Beijing Research Institute of Uranium Geology, Beijing 100029, China; 2. Institute of Remote Sensing and Geographic Information Systems, Peking University, Beijing 100871, China)

To accomplish informationization construction work in the site selection phase of HLW(high-level radioactive waste) geological disposal, GIS technology, data management technology and data analysis technology were adopted for construction of geo-information data model. The geo-information data model would be used to establish a unified, highly integrated and comprehensive geo-information database, which covers multidisciplinary research content of geology, hydrology, geophysics and geochemistry. The method and technology of geo-information data model were emphatically discussed. The construction of geo-information data model and geo-information database will provide technical support for site selection and characterization work. They will also play an active role in the R&D process of HLW geoleogical disposal.

Geological disposal of high-level radioactive waste;Geo-information database for Pre-selected area; Geo-information Data Model

2017-07-11

王 鵬(1989—)男，山東聊城人，碩士，工程師，現從事高放廢物地質處置及多源地學信息數據集成與開發等方面研究

TP391;X7

A

0258-0918(2017)06-1071-08

核 科 學 與 工 程

第37卷 2017年

總 目 次

第1期

高放廢液貯存的安全保障

李克平(1)

壓水堆核電站穩壓器壓力和水位的解耦控制研究

錢 虹，周 蕾，房振魯(5)

蒸汽發生器傳熱管結垢厚度的渦流檢測方法與應用

姚傳黨，夏清友，王家建，等(12)

基于虛擬儀器技術的快堆組件形位測量控制系統研究

劉云焰，孫 玉，申鳳陽 ，等(17)

CB20結構模塊組安裝施工技術分析

安文斌，陳偉星，魏俊明(23)

壓水堆核電站安全注入試驗期間執行機構拒動和誤動的干預對策分析

閆明晶，朱增培，高 原 (29)

二級PSA中人員可靠性分析方法研究

張佳佳，劉京宮，肖 軍，等(35)

基于中子噪聲分析的某核電廠堆芯吊籃梁型振動特征研究

楊泰波，劉才學，羅 婷，等(42)

秦山CANDU堆功率測量校正和控制改進

熊偉華(48)

放射性廢液蒸發系統的操作條件選擇

唐 楊，張永康，李振臣(54)

聚變數據庫系統FusionDB研發與應用

王 芳，胡麗琴，龍鵬程，等(58)

基于切比雪夫有理逼近和矩陣自適應降階的活化計算方法

張彬航，郝麗娟，等(65)

基于GA的Tokamak聚變堆芯參數優化方法研究

孫 林，陳德鴻，段文學，等(73)

嚴重事故管理導則入口條件研究

馮上任，佟立麗(80)

M310核電廠嚴重事故下穩壓器隔間氫氣風險分析

李精精，王 輝，石雪垚(87)

事故下CAP1000核電廠主控室劑量特征研究

張姍姍，付亞茹，孫大威，等(94)

LOCA和SGTR事故下破口尺寸計算方法研究

劉 新，陳先龍，高敬東(101)

臨界事故報警系統儀表劑量計算方法研究

邵 增,易 璇,霍小東(106)

關于CPR1000核電機組低功率運行停運一臺CRF泵的影響分析

吳進國,王建國(113)

核電廠及設備的壽期和剩余壽期預測分析方法的研究

裴德強,茹善宏,方立宏,等(117)

核電廠電磁干擾根本原因分析及全流程化的應對策略

龐松濤，熊國華，周 舟(123)

重水堆釷鈾燃料增殖循環方案研究

楊 波，施建鋒，畢光文，等(129)

基于現場總線的核燃料后處理全逆流混合澄清槽儀控系統研究與設計

馬世海，張 博，李曉薇(138)

乏燃料后處理玻璃固化產品干法貯存通風方式優化研究及仿真模擬分析

魏 剛, 王 璐(145)

混合能源堆裂變包層核燃料成本分析

劉國明，邵 增(154)

900 MW壓水堆一回路系統水錘特性研究

徐維暉，梁誠勝，王為術，等(161)

第2期

反應堆工程

一種基于混合傳導模型的一回路結構材料腐蝕-活化-遷移模型及其

應用

鮑一晨，石秀強，胡華四，等(169)

Abrahamson相干模型對核電站構筑物埋置地下部位抗震響應的

影響

徐征宇，李忠誠(176)

基于TRACE/FLICA III-F程序的國產先進壓水堆全失流事故分析

研究

賈 斌，喬雪冬，高新力，等(182)

壓水堆棒控系統動力熔斷器燒毀原因分析及維修策略改進

丁俊超，李 勇，浦 黎(189)

福清核電廠1、2號機組安全殼整體泄漏率試驗充壓和降壓速率優化的分析

和研究

杜 宇，劉 勇，丁小川(199)

反應堆物理

慢化劑溫度系數為正時硼濃度限值研究

高 鑫，劉國明,蔡光明(203)

HTR-10一回路流量變化試驗的模擬

陳福冰，董玉杰，張作義，等(210)

基于壓水堆運行反饋的14C源項研究

付鵬濤,蔡德昌(215)

液態鉛鉍共晶合金中納米顆粒的熱泳運動研究

劉 亮，周 濤，方曉璐，等(223)

蒸汽發生器干燥器CFD模擬分析

莫少嘉，左超平，王丙鴻(229)

核聚變

基于SuperMC的ITER下窗口生物屏蔽插件屏蔽分析

莊思璇，宋 婧，楊 琪，等(235)

混合評價核數據庫系統HENDL3.0研發及其在先進核能系統設計中

應用

吳宜燦，鄒 俊，郝麗娟，等(242)

核安全

大功率非能動壓水堆嚴重事故工況堆芯熔毀進程研究

石興偉，蘭 兵，靖劍平，等(250)

基于有限元分析法的鈉火事故下鋼覆面完整性分析

樸 君,杜海鷗(257)

雙堆布置核電廠公用設施對雙堆超設計基準事故緩解的影響和

改進

吳宇翔，張國強，張雪霜(263)

“壓力阱”控制方案對安注系統影響的評估——大亞灣核電站防一回路安注管線

熱疲勞現象改進

龐松濤,熊國華,周 舟(271)

核電廠

核電廠地震概率安全評價中的電氣設備易損度計算

宋 濟，齊索妮，姚立珊(276)

地下核電站安全殼再循環系統設計的初步論證

孔翔程，鄒志強，武鈴珺，等(287)

核電廠新型H形防甩擊件研究

徐國飛，盛 鋒，陳昊陽(293)

秦山一期堆本體退役源項估算及輻射場可視化

羅 文, 宋英明,鄒樹梁,等(302)

核燃料

高燃耗乏燃料運輸容器結構設計研究

殷 勇，李其朋，馬慶俊(308)

VVER機組大修期間燃料缺陷所致放射性碘的估算

謝江山，王志兵，李中華，等(314)

先進聚合物可燃毒物燃耗特性分析

謝明亮，陳玉清，于 雷(320)

彌散型燃料中Zr與Gd2O3的相容性研究

唐明國，劉云明，王 鵬，等(327)

核燃料棒溫度場和系統熵增分布計算與研究

張功偉，張鈞波，張 敏 (333)

第3期

特約稿件

大科學工程項目管理實施借鑒——以ITER項目為例

邢 超，吳鳳鳳(341)

反應堆工程

大功率非能動壓水堆DVI管破疊加IRWST失效觸發嚴重

事故分析

石興偉，蘭 兵，靖劍平，等(348)

一種用于船用反應堆屏蔽結構優化的方法

宋英明，趙云彪，李鑫祥，等(355)

超臨界水堆燃料棒流致振動簡化模型

劉 雨,陸道綱，汪 喆，等(362)

先進壓水堆核電廠安全殼內濾網設備壓損研究

殷 勇，熊國棟，艾華寧，等(367)

反應堆物理

熔融鋰液滴與冷卻劑在不同溫度下的相互作用實驗研究

游曦鳴，佟立麗，曹學武(374)

基于蛻變測試的熱傳導程序的驗證測試研究

閆仕宇，陽小華，李 萌，等(380)

放射性廢物水泥固化桶外混合技術分析

陳 良,吳雪松,饒仲群,等(386)

液態鉛鉍共晶合金中納米顆粒的熱泳運動研究

劉 亮，周 濤，方曉璐，等(393)

核聚變

方管內液態鉛鋰流動MHD壓降初步測量與分析

葉 競，朱志強，周 濤，等(399)

中國氦冷固態實驗包層模塊In-box LOCA事故

分析研究

胡 星，賈江濤，孟 孜，等(405)

核電廠安全系統冗余度研究

吳宇翔，尚 臣，閆 林,等(414)

核電廠

核電廠大范圍損傷管理導則研究現狀

余 蘊，趙 博，喻新利，等(423)

核電廠數字化SOP對人因失誤的影響

張 力，青 濤，戴立操，等(428)

核電站氚的排放量及濃度限值比較分析

喬亞華，王 亮，葉遠慮，等(434)

核安全

國外核潛艇反應堆系統事故淺析

盧 川，張 丹，鮮 麟(442)

核電廠事故規程自動化水平對人員心智負荷和作業績效的

影響研究

青 濤，張 力，周 杰，等(450)

應用分層模型進行核電站設備可靠性參數估計

陳 妍，何 亮，余少青，等(458)

核燃料

核燃料后處理廠钚的水解聚合及應對措施

張春龍，朱禮洋，何 輝，等(464)

壓水堆乏燃料干法貯存技術應用研究

袁呈煜，劉彥章，莫懷森(470)

乏燃料組件燃料棒更換裝置抓爪結構的數值分析和

試驗研究

侯 碩，劉青松，余 冰，韓克平，等(477)

核技術

X射線輻射場平方反比規律的研究

趙 瑞，吳金杰，余繼利，等(482)

十字焊點對定位格架水力特性影響的數值研究

盧志威(487)

快堆一回路鈉的放射性監測技術研究

徐 遲，謝 淳，洪順章，等(495)

大流比全逆流混合澄清槽結構參數的試驗研究

徐培昇(501)

安全殼消氫系統催化板效率試驗影響因素分析

孫 超，邵會福，杜正建，等 (509)

北方某核電廠升功率物理試驗優化的論證及實施

郭 建，曹云龍(514)

第4期

反應堆工程

反應堆壓力容器承壓熱沖擊中的PSA方法研究

許以全，何建東 (521)

研究堆考驗回路工藝系統布置設計研究

李 明,汪 海,孫 勝,等(525)

ADS次臨界系統中子時空動力學計算與瞬態分析

高慶瑜，宋英明，徐宇超，等(532)

高熔點物質與冷卻劑相互作用的機理研究

彭 程，佟立麗，曹學武(540)

反應堆物理

儀用壓縮空氣SAR001MD渦輪流量計故障分析及處理

陳 軍，韓 巍，周 沖，等(545)

船用反應堆屏蔽設計的可視化與快速計算功能開發

于志翔，鄒樹梁，何 震(554)

脈沖堆動態引發過程中初始反應性的測量

高 輝，尹延朋，項偉靈，等(560)

水冷包層模塊第一壁流動傳熱特性初步分析

周 璇，佟立麗，曹學武(564)

CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反應性比較

劉忠國(572)

核聚變

網格權窗減方差技術及其在聚變堆屏蔽分析中應用研究

李新梅，鄭華慶，郝麗娟，等(577)

基于失效物理模型的聚變堆包層管道可靠性數據修正方法研究

聶 淼，王 芳，王家群，等(583)

基于蒙特卡羅方法的固態氚增殖劑聚變中子輻照損傷行為分析

黃學龍，信敬平，劉少軍，等(590)

核安全

大破口觸發的嚴重事故分析及緩解措施研究

畢金生，靖劍平，石興偉，等(597)

先進壓水堆大破口始發嚴重事故下安全殼內氫氣風險分析

溫麗麗，袁 凱，佟立麗(604)

IRIS反應堆嚴重事故下堆內自然循環及下封頭失效分析

胡文超，彭常宏，郭 赟，等 (613)

最佳估算方法在核臨界安全分析的應用研究

陳 添，霍小東，楊海峰，等 (619)

極端條件下輻射與物質相互作用(MaRIE)研究裝置概況

焦曉靜，馬 鋒，馮寒亮(628)

核電廠

核電廠應急柴油發電機組定期試驗啟動方式的探討

李劍波，周 舟(638)

CAP1400核電廠設計分析器系統調試研究

何元雷，張啟江，徐財紅，等(644)

紅沿河核電廠2號機組首循環壽期中啟動物理試驗結果分析

鄧平赳,張海州,王子興，等(651)

福清核電廠1、2號機組抗震裕量評價

邱志方，張 航，張曉華，等(656)

核技術

溫度梯度對金屬波紋管力學性能影響分析

王 闖，顧衛國，王德忠，等(663)

核電項目工程量概念解析

黃 文(669)

核級鈉中金屬雜質鈣、鉀和鐵的快速分析方法研究

黃文杰，王 密，米爭峰，等(675)

粘鈉設備水蒸氣氮氣清洗工藝研究

李君瑜，李 煦，謝 淳，等(679)

COSINE子通道均相流分析程序的研發

陳 俊，羅 彬，吳照國，等(684)

實時風險監測系統在田灣核電站的研發與應用

顧曉慧，鮑振利，于文革，等(691)

第5期

反應堆工程

壓水堆堆內構件老化評估方法及其應用

孟凡江，石秀強，竇一康，等(697)

非能動系統可靠性評價方法的研究

郭海寬，趙新文，蔡 琦，等(704)

快堆破損組件鉛清洗阱功能驗證試驗研究

李君瑜，俞曉琛，李凌霄，等(721)

核承壓熱交換器兩相流流致振動現象研究

蘇子威，李云華，秦 瑋，等(727)

秦山CANDU堆物理跟蹤計算從基于PPV到WIMS-AECL程序的轉換

王 軍(735)

反應堆物理

安全殼模型裝置內氫氣分布特性及影響因素分析

胡效明，佟立麗，曹學武 (741)

防城港核電站堆內中子通量測量系統指套管碰磨分析

胡建榮，羅 婷，簡 捷，等(750)

三維離散縱標方法在反應堆精細屏蔽計算中的應用研究

應棟川，譚 怡，肖 鋒，等(756)

離心力對旋葉式分離器壁面液膜

界面不穩定性的影響

黃 振，肖澤軍，閆 曉，等(761)

反應堆堆外中子劑量測量技術試驗驗證

張亞平，鐘志民，馬先宏，等(768)

反應堆物理

理想化的實際反應堆內熱中子有效增殖系數的定義及表達式的討論

裴德強(774)

核電站運行期間SAR612VA逆止閥內漏的影響及解決方案的探討

陳 軍，陳 光(783)

核電廠堆芯冷卻惡化恢復安注措施研究

詹經祥，趙世熙，楊長江(789)

某核電廠主蒸汽管道應力分析

劉嘉一，唐雨建，劉寶君(796)

JMCT-S一次屏蔽計算源項生成功能開發

鄭 征，黎 輝，丁謙學，等(805)

核安全

核電廠封閉空間內火災火源功率預測模型及其實驗驗證

黃咸家，畢 昆，黃善清，等 (810)

氦檢漏技術在核電站蒸發器傳熱管密封性試驗中的應用

周 勝(818)

風險指引型在役檢查優化申請的獨立審核計算

初永越，李虎偉，黃志超，等(822)

風險指引型PSA應用的不確定性分析方法研究

黃志超，初永越，李虎偉，等(830)

國產先進壓水堆嚴重事故下氫氣行為及控制系統分析

畢金生，萬 霞，靖劍平，等(839)

基于遺傳BP神經網絡的超臨界水自然循環穩態流量研究

齊 實，周 濤，周藍宇，等(845)

核技術

基于RELAP5的高溫棒束通道再淹沒數值模擬研究

楊生興，佟立麗，曹學武,等(852)

核級陽離子交換樹脂的輻照性能研究

王 琳，陳 童，付霄華，等(860)

粘鈉設備水蒸氣氮氣清洗工藝研究

李君瑜，李 煦，謝 淳，等(864)

核技術

LaBr3(Ce)γ譜儀在燃料元件破損監測中的應用研究

覃國秀，劉玉娟，張懷強，等(869)

破損燃料組件修復后的物理特性分析

陳秋煬，薛 峰，高擁軍(874)

拉丁超立方抽樣在非能動系統可靠性分析中的應用與發展

蔣立志，蔡 琦，張永發，等(879)

第6期

反應堆物理

蒸汽發生器管板二次側表面溫度場瞬態計算

鄭恩祖，呂 紅，羅福紅，等(889)

加速器驅動次臨界釷焚燒堆初步中子學設計與分析

李原野，王明煌，廉 超，等(895)

核電廠安全殼噴淋系統隔離閥上閥座開裂原因分析

車銀輝，關建軍，呂群賢，等(902)

反應堆工程

CAP系列核電用電纜β輻照試驗技術研究

鄒穎男，嚴振杰(908)

射頻損耗下EAST四電流帶ICRF天線電流帶熱-結構分析

宋 偉，楊慶喜，宋云濤，等(913)

超臨界壓力下自然循環的穩定性研究

章明德，匡 波，張項飛 (920)

干式儲藏137Cs源反散射份額的計算研究

程昌浩，顏擁軍，祁鐵濤，等(929)

基于RELAP5的主泵試驗臺架建模及特性分析

費立凱，沈 峰，白 寧，等(936)

核電廠

核電反應堆在地震和失水事故下的結構動力響應分析

伍時建，尚爾濤，劉 攀，等(943)

核電廠LOCA事故下衰變鏈對主控室內劑量計算影響研究

趙傳奇，胡文超，劉巧鳳，等(948)

核電廠電纜溫度預測改進模型

李 璐，黃咸家，畢 昆，等(955)

核電廠全廠斷電工況下蒸汽發生器自然循環特性的比例分析

張 盼，劉宇生，溫麗晶，等(963)

核化學

可燃毒物組件中次錒系核素嬗變研究

胡文超，韓靜茹，趙傳奇，等(969)

HFETR除氣加壓系統概率安全分析

張江云，周春林，王文龍，等(976)

壓水堆核電廠廢液放射性計算程序配套核數據庫的適用性評價

王 亮，黃 凱，李云召，等(984)

高放廢物晶格固化用LaMgAl11O19材料的制備及其穩定性

陸浩然，汪長安(992)

核安全

美國西屋3400MWth壓水堆氚排放研究

王 奇，付鵬濤(1000)

中國實驗快堆堆坑在喪失外電源事故下的溫度分布數值模擬

馬崇揚，張東輝，王長茂 (1008)

碘吸附器吸附效率對核動力廠應急控制中心工作人員受照劑量影響研究

陳 鵬，陳瑩瑩，崔 浩，等(1013)

WOG核電廠風險指引型管道在役檢查方法應用研究

李虎偉，黃志超，依 巖，等(1019)

TRACE程序在國產先進壓水堆核電廠小破口失水事故計算中的應用

喬雪冬，畢金生，孫 微，等(1026)

核燃料

燃料元件破損在線監測裝置的試驗研究

孫偉中，雷小兵，茍家元(1033)

超臨界水冷堆MOX燃料組件控制棒特性研究

王 鋒，徐 晗，張 晗，等(1039)

核技術

HFETR除氣加壓系統概率安全分析

張江云，周春林，王文龍，等(1045)

跨臨界泄壓瞬態傳熱特性的模型敏感性分析

宋美琪，劉曉晶，程 旭(1053)

三維堆芯功率能力驗證優化分析

趙常有，王加琦，付學峰，等(1061)

基于瞬態基準實驗的CAACS程序驗證

于 淼，劉國明，霍小東，等(1066)

高放廢物處置預選區地學信息數據模型構建

王 鵬，黃樹桃，王 駒，等(1071)

CHINESE JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING

Volume 37 2017

Number1

Safety Guaranteeing for Storage of High level Liquid Wastes

LI Ke-ping(1)

The Research on Decoupling Control in Pressure and Water Level of PWR Pressurizer

QIAN Hong，ZHOU Lei，FANG Zhen-lu(5)

The Eddy Current Testing Method and Application in the Heat Transfer Tube Fouling of Steam Generator

YAO Chuan-dang，XIA Qing-you，WANG Jia-jian，et al.(12)

Research of Shape Measurement and Control System for Fast Reactor Assembly Based on Virtual Instrument Technology

LIU Yun-yan，SUN Yu，SHEN Feng-yang，et al.(17)

Analysis on the Construction Technology of CB20 Structure Module

AN Wen-bin，CHEN Wei-xing，WEI Jun-ming(23)

Analysis of Intervening Measures About Actuators Act-refused and Act-error During Safety Injection Test

YAN Ming-jing，ZHU Zeng-pei，GAO Yuan(29)

The Study of HRA Methods in Level 2 PSA

ZHANG Jia-jia，LIU Jing-gong，XIAO Jun，et al.(35)

Study on Character of Core Barrel Beam Mode Vibration During PWR Refueling Cycle

YANG Tai-bo，LIU Cai-xue，LUO Ting，et al.(42)

Improvement of CANDU Reactor Power Measurement and Control

XIONG Wei-hua(48)

How to Choose Operation Conditions of Radioactive Liquid Waste Evaporation Processing System

TANG Yang,ZHANG Yong-kang, LI Zhen-chen (54)

Development and Application of Fusion Database FusionDB

WANG Fang，HU Li-qin，LONG Peng-cheng，et al.(58)

Researchand Verification of Activation Calculations Based on Chebyshev Rational Approximation Method

ZHANG Bin-hang，HAO Li-juan，GE Peng，et al.(65)

Study on the Method of Parameters Optimization for Tokamak Fusion Reactor Core Based on GA

SUN Lin， CHEN De-hong， WANG Ming-huang，et al.(73)

Study on Entry Conditions for Serve Accident Management Guideline

FENG Shang-ren，TONG Li-li(80)

Pressurizer Room Hydrogen Risk Analysis of M310 Nuclear Power Plant Under Severe Accidents

LI Jing-jing，WANG Hui， SHI Xue-yao(87)

Study on Dose Characteristics of CAP1000 Main Control Room in Accident Condition

ZHANG Shan-shan， FU Ya-ru， SUN Da-wei， et al.(94)

The Research on the Calculation of Break Size in LOCA and SGTR

LIU Xin，CHEN Xian-long，GAO Jing-dong(101)

The Dose Calculation Method Research for the Criticality Accident Alarm

System Instrument

SHAO Zeng， YI Xuan，HUO Xiao-dong(106)

Impact Analysis of CPR1000 Nuclear Power Plant Outage One CRF Pump at Low Power

WU Jin-guo， WANG Jian-guo(113)

Prediction Method Study for Whole and Residual Life of Nuclear Power Plant and Its Related Equipments

PEI De-qiang, RU Shan-hong, FANG Li-hong, et al.(117)

Root Cause Analyses for the Electro-Magnetic Interference in NPP also the Whole Process Defenses Strategy

PANG Song-tao, XIONG Guo-hua, ZHOU Zhou(123)

Research on Thorium-uranium Breeding Recycle in Heavy Water Reactors

YANG Bo, SHI Jian-feng, BI Guang-wen, et al.(129)

Research and Design of the Complete Counter Current Mixer-settler for Nuclear Fuel Reused Instrument and Control System Based on Foundation Fieldbus

MA Shi-hai，ZHANG Bo，LI Xiao-wei(138)

Research and CFD Analysis of the Ventilation System in Dry Interim Storage Building of Vitrification Plant for Dealing with Spent Fuel

WEI Gang, WANG Lu(145)

Fuel Cost Analysis for Fission Layer of Fusion-Fission Hybrid Reactor for Energy

LIU Guo-ming, SHAO Zeng(154)

Study of Water Hammer Characteristics for Integral Reactor Primary Circuit of 900 MW PWR

XU Wei-hui，LIANG Cheng-sheng，WANG Wei-shu，et al.(161)

Number2

A Model for Zinc Addition Effect on Corrosion Product Release, Activation and Transportation in RCS Based on Mixed-conduction Model and Its Application

BAO Yi-chen, SHI Xiu-qiang, HU Hua-si, et al.(169)

The Impact of the Abrahamson Spatial Coherency Models on the Seismic Response of the Embedded Part of Nuclear Island Structures

XU Zheng-yu，LI Zhong-cheng(176)

Study on Complete Loss of Flow Accident for Domestic Advanced PWR Based on TRACE/FLICA III-F Code

JIA Bin, QIAO Xue-dong, GAO Xin-li, et al.(182)

Cause Analysis of Power Fuse Burned in Pressurized Water Reactor Control Rod System and Improvement of Maintenance Strategy

DING Jun-chao，LI Yong，PU Li(189)

Optimization Analysis and Study for Pressurization and Depressurization Gradient of Fuqing 1&2 Overall Containment Leakage Test

DU Yu, LIU Yong, DING Xiao-chuan(199)

Study of the maximum boron concentration limit for positive moderator temperature coefficient

GAO Xin, LIU Guo-ming,CAI Guang-ming(203)

Simulation of the HTR-10Primary Mass Flow Variation Test

CHEN Fu-bing, DONG Yu-jie, ZHANG Zuo-yi, et al.(210)

Study on14C Source Term Based on Operational Discharge Dates in PWR

FU Peng-tao, CAI De-chang(215)

Research of Nanoparticles’ thermophoresis Movement in Liquid Lead-bismuth Eutectic Alloy

CHEN Juan, ZHOU Tao, FANG Xiao-lu, et al.(223)

CFD Simulation Analysis of Dryers in Steam Generator

MO Shao-jia，ZUO Chao-ping，WANG Bing-hong(229)

Analysis for the Shielding of Bio-shield Plugs in Lower Ports of ITER Based on SuperMC

ZHUANG Si-xuan, SONG Jing, YANG Qi, et al.(235)

Development and Application of Hybrid Evaluated Nuclear Data Library HENDL3.0 for Advanced Nuclear System

WU Yi-can, ZOU Jun, HAO Li-juan, et al.(242)

Study on Core Meltdown Progression under Severe Accident for Large Power Passive PWR

SHI Xing-wei, LAN Bing, JING Jian-ping, et al.(250)

Integrity Analysis of Steel Liner Under Sodium Fire Based on the FEM

PIAO Jun, DU Hai ou(257)

Impacts and Improvements of Facilities Shared by Twin-reactor Nuclear Power Plants to Mitigate Beyond-Design-Basis Accidents

WU Yu-xiang, WU Yu-qiang, ZHANG Xue-shuang(263)

Assessment for the Influence of the Pressure Well Control Strategy on the Safety Injection System——Modification for Anti-Thermal Fatigue Phenomenon in Safety Injection Pipes of the First Loop in Daya Bay NPP

PANG Song-tao, XIONG Guo-hua, ZHOU Zhou(271)

The Fragility Computation of Electric Equipment in Nuclear Power Plant’s Seismic Probabilistic Safety Assessment

SONG Ji, QI Suo-ni, YAO Li-shan(276)

Preliminary Validation of the Containment Recirculation System for Underground Nuclear Power Plant

KONG Xiang-cheng, ZOU Zhi-qiang, WU Ling-jun, et al.(287)

Study on New Type-H Whip Restraint for Nuclear Power Plants

XU Guo-fei, SHENG Feng, CHEN Hao-yang(293)

Radiation Field for the Decommissioning Source Term of Qinshan Reactor

LUO Wen, SONG Ying-ming, ZOU Shu-liang,et al.(302)

Study on the Structural Design of High Burnup Spent Fuel Transport Cask

YIN Yong, LI Qi-peng, MA Qing-jun(308)

Estimation on Radioactive Iodine in Outage Caused by Fuel Defect for VVER Unit

XIE Jiang-shan, WANG Zhi-bing, LI Zhong-hua, et al.(314)

Analysis for Burnup Characteristics of Advanced Polymeric Burnable Poison

XIE Ming-liang, CHEN Yu-qing, YU Lei(320)

Study on Compatibility between Zr and Gd2O3in Dispersion Fuel

TANG Ming-guo, LIU Yun-ming, WANG Peng, et al.(327)

Study on the Distribution of Temperature and Entropy for a Reactor Fuel Rod

ZHANG Gong-wei, ZHANG Jun-bo, ZHANG Min(333)

Number3

Revelation to Mega Science Project Implementation—from ITER Project

XING Chao,WU Feng-feng(341)

Analysis of Severe Accident Initiated by DVI Break Coupled with IRWST Failure for Large Power Passive PWR

SHI Xing-wei,LAN Bin,JING Jian-ping,et al.(348)

Study on Optimization of Shielding Structure in Marine Reactor

SONG Ying-ming，ZHAO Yun-biao，LI Xin-xiang，et al.(355)

A Simplified Model for Flow Induced Vibration of SCWR Fuel Rods

LIU Yu，LU Dao-gang，WANG Zhe， et al.(362)

The Study of Advanced Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant IRWST and CR Screens Head Loss

YIN Yong，XIONG Guo-dong，AI Hua-ning，et al.(367)

Experimental Study of Molten Lithium Droplet and Coolant Interaction at Different Temperatures

YOU Xi-ming，TONG Li-li，CAO Xue-wu(374)

Research of Verification Test for Heat Transfer Program Based on Metamorphic Testing

YAN Shi-yu，YANG Xiao-hua，LI Meng，et al.(380)

Technical Analysis on Out-Drum Mixing Processes for the Cementation of Radioactive-Waste

CHEN Liang，WU Xue-song，RAO Zhong-qun，et al.(386)

Research of Nanoparticles’ Thermophoresis Movement in Liquid Lead-Bismuth Eutectic Alloy

LIU Liang, ZHOU Tao, FANG Xiao-lu, et al.(393)

Preliminary Measurement and Analysis on MHD Pressure Drop of Flowing PbLi in Square Tube

YE Jing, ZHU Zhi-qiang, ZHOU Tao, et al.(399)

Preliminary In-box LOCA Analysis for China Helium Cooled Ceramic Breeder Test Blanket System

HU Xing, JIA Jiang-Tao, MENG Zi，et al.(405)

Study on the Redundant Degree of Nuclear Power Plant Safety System

WU Yu-xiang，SHANG Chen，YAN Lin, et al.(413)

Research Status of Extensive Damage Management Guidelines in Support of Nuclear Power Plant

YU Yun，ZHAO Bo，YU Xin-li，et al.(422)

The Effects of Digital State-oriented Procedures on Human Errors of Nuclear Power Plant

ZHANG Li, QING Tao, DAI Li-cao, et al.(427)

Analysis of Tritium Releases and Concentration Limitation from NPPs

QIAO Ya-hua, WANG Liang, YE Yuan-lv, et al.(434)

Review of Reactor Accidents of Foreign Nuclear Power Submarine

LU Chuan， ZHANG Dan， XIAN Lin(442)

Effects of the Automatic Level of the Operating Procedures on Mental Workload and Operation Performance in Main Control Rooms of Nuclear Power Plants

QING Tao, ZHANG Li, ZHOU Jie, et al.(450)

Calculation of Reliability Parameters of Nuclear Power Plant with Hierarchical Model

CHEN Yan，HE Liang，YU Shao-qing，et al.(458)

The Hydrolysis and Polymerization of Plutonium and Countermeasures in Nuclear Fuel Reprocessing Plants

ZHANG Chun-long, ZHU Li-yang, HE Hui,et al.(464)

Research On The Application of Pressurized Water Reactor Spent Fuel Dry Storage Technology

Yuan Cheng-yu, Liu Yan-zhang, Mo Huai-sen (470)

Numerical Analysis and Experimental Research on the Gripper Structure of the Replacement Device of the Spent Fuel Assemblies Fuel Rod

HOU Shuo，LIU Qing-song，YU Bing， et al.(477)

Study on the Inverse Square Law of X-ray Radiation Field

ZHAO Rui，WU Jin-jie，YU Ji-li，et al.(482)

Numerical Investigation on Hydraulic Performance of Spacer Grid with Cross Weld

LU Zhi-wei(487)

Study on the Monitoring Technology of Radioactivity in Primary Sodium of Fast Reactor

XU Chi，XIE Chun，HONG Shun-zhang，et al.(495)

Thehydraulic Experiment Research of Full Countercurrent Mixer Settler with Large Flow Ratio

XU Pei-sheng(501)

Influencing Factors Analysis of Containment Hydrogen Removal System Catalytic Plate Test

SUN Chao，SHAO Hui-fu，DU Zheng-jian，et al.(509)

Demonstration and Implementation of Optimization of Power Escalation Physics Tests for North Nuclear Power Plant

GUO Jian，CAO Yun-long(514)

Number4

PSA Methodology Study for RPV Pressurized Thermal Shock

XU Yi-quan，HE Jian-dong(521)

Process System Arrangement Design Study of Research Reactor Irradiation Test Loop

LI Ming, WANG Hai, SUN Sheng, et al.(525)

Calculation and Transient Analysis of Neutron Time-space Kinetics for Accelerator Driven Sub-critical System

GAO Qing-yu， SONG Ying-ming，XU Yu-chao，et al.(532)

Study on Mechanism of the Interaction Between Coolant and Melt With High Melting Point

PENG Cheng, TONG Li-li, CAO Xue-wu(540)

The Analysis and Handling Methods of SAR001MD Flowmeter’s Failure of Instrument Air Compressed System

CHEN Jun，HAN Wei，ZHOU Chong，et al.(545)

Visualization and Rapid Computing Function Development for Marine Reactor Shielding Design

YU Zhi-xiang，ZOU Shu-liang，HE Zhen(554)

Measurement of the Initial Reactivity in the Dynamic Process of Initiating Burst Reactors

GAO Hui, YIN Yan-peng, XIANG Wei-ling，et al.(560)

Preliminary Analysis of Flow and Heat Transfer Characteristics of WCSB Blanket Module First wall

ZHOU Xuan，TONG Li-li，CAO Xue-wu(564)

Reactivity Comparison Between 37R and 37M Fuel for CANDU6 Reactor

LIU Zhong-guo(572)

Mesh-based Weight Window Variance Reduction Techniques and its Applied Research on Fusion Reactor Shielding Analysis

LI Xin-mei，ZHENG Hua-qing，HAO Li-juan，et al.(577)

Research of Fusion Reactor Blanket Module Pipe Reliability Data Correction Method

NIE Miao, WANG Fang, WANG Jia-qun, et al.(583)

Monte Carlo Simulation on Neutron Irradiation Damage of Solid Tritium Breeder for Fusion Application

HUANG Xue-long，XIN Jing-ping，LIU Shao-jun，et al.(590)

Research on Severe Accident Induced by LBLOCA and Mitigation

BI Jin-sheng, JING Jian-ping, SHI Xing-wei, et al.(597)

Hydrogen Risk Analysis for Advanced PWR Under Typical Severe Accidents Induced by LB-LOCA

WEN Li-li，YUAN Kai，TONG Li-li(604)

Analysis of In-vessel Natural Circulation and Lower Head Rupture of IRIS under Severe Accidents

HU Wen-chao，PENG Chang-hong，GUO Yun，et al.(613)

Study on Best Estimate Method Applied to Nuclear Criticality Safety Analysis

CHEN Tian，HUO Xiao-dong，YANG Hai-feng，et al.(619)

Overview of Matter-radiation Interactions in Extremes (MaRIE) Facility

JIAO Xiao-jing, MA Feng, FENG Han-liang(628)

Discussion about Start-up Means during Periodic Test of EDG in NPP

LI Jian-bo,ZHOU Zhou(638)

The Study on System Integration Testing of Design Analyzer of CAP1400 Nuclear Power Plant

HE Yuan-lei, ZHANG Qi-jiang, XU Cai-hong, et al.(644)

Analysis for Startup Physics Test of First Cycle MOL for Unit 2 of Hongyanhe Nuclear Power Plant

DENG Ping-jiu,ZHANG Hai-zhou,WANG Zi-xing,et al.(651)

Seismic Margin Assessment for Fuqing Nuclear Power Plant 1/2 Units

QIU Zhi-fang，ZHANG Hang，ZHANG Xiao-hua，et al.(656)

Effect Analysis of Temperature Gradient on Metal Bellow Mechanical Performance

WANG Chuang,GU Wei-guo, WANG De-zhong, et al. (663)

Analysis of the Concept of Quantity of Nuclear Power Project

HUANG Wen(669)

The investigation on an innovative method for quick analyzing of metal impurities Ca、K and Fe in nuclear grade sodium

HUANG Wen-jie，WANG Mi，MI Zheng-feng，et al.(675)

Study on the Water Vapor-Nitrogen Cleaning Process of Sodium-wetted Equipment

LI Jun-yu, LI Xu, XIE Chun, et al.(679)

Development of Homogeneous Subchannel Code of COSINE

CHEN Jun, LUO Bin, WU Zhao-guo, et al.(684)

The development and application of real-time risk monitor at Tianwan nuclear power plant

GU Xiao-hui，BAO Zhen-li，YU Wen-ge， et al.(691)

Number5

The Approach of Ageing Evaluation for PWR Internals and its Application

MENG Fan-jiang，SHI Xiu-qiang，DOU Yi-kang，et al.(697)

Research reliability evaluation methods of passive system

GUO Hai-kuan，ZHAO Xin-wen，CAI Qi，et al.(704)

Study of Lead Cleaning Trap Function Verification Test of Fast Reactor Failed Fuel Assembly

LI Jun-yu，YU Xiao-chen，LI Ling-xiao，et al.(721)

Study on Two Phases Flow Flow-Induced Vibration of Nuclear Pressure Retaining

Heat Exchanger

SU Zi-wei，LI Yun-hua，QIN Wei，et al.(727)

Transition From PPV to WIMS-AECL for Qinshan CANDU Reactor Core Tracking

Calculation

WANG Jun(735)

Analysis of Hydrogen Distribution Characteristics and Influential Factors in Containment

Model Facility

HU Xiao-ming，TONG Li-li，CAO Xue-wu(741)

Impact Analysis of Thimble Tube of Neutron Flux Measurement System In Fang Cheng Gang

Power Station

HU Jian-rong，LUO Ting，JIAN Jie，et al.(750)

Study on the Application of Three-dimensional Discrete Ordinate Method in the high

Precision Shielding Calculations of Nuclear Reactor

YING Dong-chuan，TAN Yi，XIAO Feng，et al.(756)

Centrifugal Force Effect on Film Interfacial Instability on The Wall of Cyclone Separator

HUANG Zhen，XIAO Ze-jun，YAN Xiao，et al.(761)

Verification of Ex-Vessel Neutron Dosimetry Measurement Technique

ZHANG Ya-ping，ZHONG Zhi-min，MA Xian-hong，et al.(768)

Definition and Expression of Thermal Neutron Effective Proliferation Cofficient in the

Ideal Actual Nuclear Reactor

PEI De-qiang(774)

Discussion the Influence of SAR612VA Non-return Valve’s Leakage and its Solution

During the Operation Period of NPP

CHEN Jun，CHEN Guang(783)

The Safety Injection Recovery Strategy Research for NPP Under Inadequate Core Cooling

ZHAN Jing-xiang，ZHAO Shi-xi，YANG Chang-jiang(789)

Main Steam Piping Stress Analysis of a Nuclear Power Plant

LIU Jia-yi，TANG Yu-jian，LIU Bao-jun(796)

Development on Primary Shielding Calculation Source Generation Function for JMCT-S

ZHENG Zheng，LI Hui，DING Qian-xue，et al.(805)

A Modified Model Predicting Fire Power in Closed Compartment of Nuclear Power Plant and

Validation Experiments

HUANG Xian-jia，BI Kun，HUANG Shan-qing，et al.(810)

Helium Detection Technology Applied in NPP 60F Steam Generator Tubes Pressurization Test

ZHOU Sheng(818)

The Independent Verification Calculation of Risk-Informed In-service Inspection Optimization

Application

CHU Yong-yue，LI Hu-wei，HUANG Zhi-chao，et al.(822)

Uncertainty Analysis in Risk-Informed Probabilistic Safety Assessment Applications

HUANG Zhi-chao，CHU Yong-yue，LI Hu-wei，et al.(830)

Analysis of Hydrogen Behavior and Control System for Domestic Advanced PWR During

Severe Accidents

BI Jin-sheng，WAN Xia，JING Jian-ping，et al.(839)

Study on Supercritical Water Steady-state Mass Flow under Natural Circulation Based on

Genetic Neural Network

QI Shi，ZHOU Tao，ZHOU Lan-yu，et al.(845)

Numerical Investigation on the Reflooding of a hot Vertical Bundle-channel by

RELAP5

YANG Sheng-xing，TONG Li-li，CAO Xue-wu，et al.(852)

Study on the Irradiation Behaviour of Nuclear Grade Cation Exchange Resins

WANG Lin，CHEN Tong，FU Xiao-hua，et al.(860)

Study on the Water Vapor-Nitrogen Cleaning Process of Sodium-wetted Equipment

LI Jun-yu，LI Xu，XIE Chun，et al.(864)

Study on the Monitoring for Fuel Rod Failure using LaBr3(Ce)γ Spectrometer

QIN Guo-xiu，LIU Yu-juan，ZHANG Huai-qiang，et al.(869)

Analysis of the Physical Characteristics of Damaged Fuel Assemblies after Repair

CHEN Qiu-yang, XUE Feng, GAO Yong-jun(874)

Application and Development of Latin Hypercube Sampling in Passive System Reliability

Analysis

JIANG Li-zhi，CAI Qi， ZHANG Yong-fa, et al.(879)

Number6

Transient Thermal-hydraulic Analysis of Secondary Side Fluid on the Tubesheet’s Upper Surface

in the Steam Generator

ZHENG En-zu，LV Hong，LUO Fu-hong, et al.(889)

Preliminary Neutronics Design and Analysis for Accelerator Driven Subcritical Thorium

Burning Reactor

LI Yuan-ye，WANG Ming-huang，LIAN Chao，et al.(895)

Analysis on Crack Cause for Upper Valve Seat of Containment Spray

System Isolation Valves of Nuclear Power Plant

CHE Yin-hui，GUAN Jian-jun，LV Qun-xian，et al.(902)

Research on β Radiation Test Proposal of CAP Series Nuclear Power Plant’s Cables

ZOU Ying-nan，YAN Zhen-jie(908)

Thermal-structural Analysis of 4-strap ICRF Antenna for EAST Suffering Radio

Frequency Loss

SONG Wei，YANG Qing-xi，SONG Yun-tao，et al.(913)

Study on the Stability of Natural Circulation Under Supercritical Pressure

ZHANG Ming-de，KUANG Bo，ZHANG Xiang-fei(920)

The Calculation of Ratio of the Dry Storage137Cs Source Backscattering Peak

CHENG Chang-hao，YAN Yong-jun，QI Tie-tao，et al.(929)

Modeling and Analysis of Reactor Coolant Pump Test Bench Based on RELAP5 Code

FEI Li-kai，SHEN Feng，BAI Ning，et al.(936)

Dynamic Response Analysis of Nuclear Power Reactor under Seismic and LOCA

WU Shi-jian，SHANG Er-tao，LIU Pan，et al.(943)

Study of Decay Chain Influence on Dose Assessment of Control Room Under LOCA in

Nuclear Power Plants

ZHAO Chuan-qi，HU Wen-chao，LIU Qiao-feng，et al.(948)

Improvement of the Nuclear Power Plant Cable Temperature Prediction Model

LI Lu，HUANG Xian-jia，BI Kun，et al.(955)

The Scaling Analysis of Steam Generator Natural Circulation Characteristic

Under Station Blackout Accident in Nuclear Power Plant

ZHANG Pan，LIU Yu-sheng，WEN Li-jing，et al.(963)

Transmutation Characteristics of Minor Actinides in Burnable Poison Assemblies

HU Wen-chao，HAN Jing-ru，ZHAO Chuan-qi，et al.(969)

Probabilistic Safety Analysis of HFETR Degassing and Pressure System

ZHANG Jiang-yun，ZHOU Chun-lin，WANG Wen-long，et al.(976)

Applicability Evaluation of the Nuclear Data Libraries for PWR Radioactive Liquid

Effluents Calculation

WANG Liang，HUANG Kai，LI Yun-zhao，et al.(984)

Synthesis and Chemical Stability of LaMgAl11O19Ceramic Materials for the Lattice

Solidification of High Level Radioactive Waste

LU Hao-ran，WANG Chang-an(992)

Study on Tritium Discharge Based on Operational Feedback of Westinghouse 3400MWth

PWRs in US

WANG Qi，FU Peng-tao(1000)

Numerical Simulation of CEFR Reactor Pit Temperature Distribution in the Accident of

Power Supply Failure

MA Chong-yang，ZHANG Dong-hui，WANG Chang-mao(1008)

The Study on Relationship between Iodine Filter Efficiency and Exposure Dose of the

Staff Working in Nuclear Power Plants’ Emergency Management Center

CHEN Peng，CHEN Ying-ying，CUI Hao，et al.(1013)

The Research on Using WOG Risk-Informed Method in Piping In-service Inspection in

Nuclear Power Plant

LI Hu-wei，HUANG Zhi-chao，YI Yan，et al.(1019)

Small Break LOCA accident calculation of three-loop Domestic Advanced PWR by

using the code of TRACE

QIAO Xue-dong, BI Jin-sheng, SUN Wei, et al. (1026)

The Test of Online Monitoring Device for Fuel Element Rupture

SUN Wei-zhong，LEI Xiao-bing，GOU Jia-yuan(1033)

New MOX Fuel Assembly Control of SCWR

WANG Feng，XU Han，ZHANG Han，et al.(1039)

Probabilistic Safety Analysis of HFETR Degassing and Pressure System

ZHANG Jiang-yun, ZHOU Chun-lin, WANG Wen-long, et al.(1045)

Sensitive Analysis of Heat Transfer Model During Trans-critical Depressurization

SONG Mei-qi，LIU Xiao-jing，CHENG Xu(1053)

OptimizationAnalysis of 3D Core Power Capability Verification

ZHAO Chang-you，WANG Jia-qi，FU Xue-feng，et al.(1061)

Verification of CAACSBased on Transient Benchmark

YU Miao, LIU Guo-ming, HUO Xiao-dong, et al.(1066)

Geo-information Data Model for Pre-selected Area of Geological Disposal for High-level

Radioactive Waste

WANG Peng, HUANG Shu-tao, WANG Ju, et al.(1071)