高放废物处置预选区地学信息数据模型构建

王 鹏，黄树桃，王 驹，赵永安,，邬 伦，蔡 恒，高 敏，王洪斌

(1. 核工业北京地质研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京 100029；2. 北京大学，地球与空间科学学院，北京 100871)

高放废物处置预选区地学信息数据模型构建

王 鹏1，黄树桃1，王 驹1，赵永安1,2，邬 伦2，蔡 恒2，高 敏1，王洪斌1

(1. 核工业北京地质研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京 100029；2. 北京大学，地球与空间科学学院，北京 100871)

针对高放废物地质处置选址与场址评价阶段的信息化建设工作，采用GIS技术、数据管理技术、数据分析技术等，旨在基于地学信息数据模型的构建，建立统一的、一体化的、高度综合的高放废物地质处置预选区地学信息库，以覆盖地质、水文地质、地球物理、地球化学等多学科研究内容。着重讨论了预选区地学信息数据模型建设的方法和技术，并通过预选区地学信息库的工程实例说明了数据模型的成功应用。预选区地学信息数据模型的建设可以为场址筛选、场址性能评价等研究工作提供技术支持，对高放废物地质处置研发工作的推进也将起到积极作用。

高放废物地质处置；预选区地学信息库；数据模型

随着核能工业的发展及其广泛应用，核废物是核能利用中不可避免的伴生物，其中的高水平放射性废物更是具有半衰期长、毒性大等特点。而地质处置被认为是目前国际上安全处置核废物的最有效手段。随着国际上高放废物处置领域相关研发工作的迅速推进，我国高放废物地质处置研究也进入一个新的阶段[1]。其中，高放废物地质处置地学信息库开发一直是当前高放废物地质处置工程研发进程中的一个重要研究方向，也是整个处置进程中科研数据管理和分析的强有力支撑。

在国外发达国家废物处置研究中，采用与时俱进的信息化技术进行数据综合管理和利用已经成为必然趋势。英国Sellafield处置场建立的地学信息库NDGD[2]以及日本原子能机构(JAEA)建立的核废料处置信息系统[3]都已经开始运行，并且效果良好。瑞典核废料处置管理公司(SKB)更是从20世纪90年代就开始场址筛选的相关数据库建设工作(GEO-TAB数据库)[4]，一直到目前涵盖多源专题科研数据建立的场址特性评价数据库(SICADA数据库)[5]，为高放废物地质处置科研数据的二次开发与利用提供了强大的数据实体支撑。法国放射性废物管理局(ANDRA)针对Meuse/Hante-Marne地下实验室建立的信息系统主要由三大部分组成：针对专业科研数据的GEO数据库、针对地下实验室动态监测数据的SAGD数据管理系统和强大的分布式文档管理系统(DMS Socrate)[6]，这种根据不同用户实际需求设置不同数据管理系统的方式特别值得我们借鉴。以上提及的国外高放废物地质处置地学信息库研究均隐含了从选址阶段的预选区数据库到地下实验室阶段的场址评价数据库的模型建设工作，由此可以看出数据模型是地学信息数据库建设的重要基础。国内高放废物地质处置信息化领域相关科研起步较晚，但是也取得了一系列科研成果，已经取得的科研成果主要集中于GIS和数据库管理等信息技术在高放废物地质处置专业学科领域研究中的实际应用[7-14]，而针对专门的地学信息数据模型方面的研究较少。

高放废物地质处置预选区数据模型是描述预选区多源地学信息数据的集合，详细包括空间数据、属性数据、不同数据之间的相互关系及各类约束条件等。因此，为了充分表达预选区多源地学要素及其相互之间的内在关联特征，就要求在对预选区多源地学信息数据对象深入认识和完整抽象的基础上，借助数据库或地理信息系统等信息技术来详细刻画和描述地理要素信息、水文地质信息、地球化学信息、地质信息、遥感影像信息、地球物理信息等不同种类的数据集，这是高放废物地质处置预选区数据库建设等信息化工作完成的关键基础。

1 数据分类及编码

高放废物地质处置预选区地学信息具有明显的复杂性和多源性，其涵盖了从地上到地下、从地理要素到地层构造等多源复杂的数据源，包括了地理、地质、地球化学、水文地质、地球物理等多学科专题数据；从预选区数据集成化和一体化的角度考虑，还应特别包括元数据信息、数据分类和编码字典等辅助性数据分类，同时也需要综合基础地理、地质勘察、钻孔施工及现场测试试验等多方面的专业数据管理知识。只有在确定预选区地学信息库需要真实存储和表达的数据内容以及其扩充模式的基础上，才能进行下一步的数据有效组织和科学分类。

高放废物地质处置预选区多源地学信息数据分类首先考虑的是现存地学数据的实际来源、学科特征和采集获取方法等；其次更要综合考虑用户的实际需求，即数据将用于哪一类特殊研究领域，具体比如二次开发应用、空间分析、三维可视化等。实际参照国土资源领域的地学信息分类标准[15]和地调局地质调查技术标准[16]，并考虑到高水平放射性废物地质处置设施选址导则“十大数据源”的实际需求[17]，将各类数据按多级结构统一分类，如图1所示(由于图幅限制，图中仅展示三级结构)。

数据编码就是以数据科学分类结果为基础，针对多源地学信息数据要素，进行统一的、有规则的、易于被计算机识别的符号编排工作，这项工作是信息技术领域进行统一信息交流工作的基础技术手段。数据编码工作产生的即是多源地学信息数据要素代码，合理的地学信息数据编码体系不仅能够显著延长数据利用的生命周期，而且可以提高信息和数据的共享效率。

以图1为例，图中基础地质为一级分类，编码用GM表示；火成岩为二级分类，编码用GM100000表示；其中火成岩又有很多亚类，比如侵入岩，则为第三级分类，用GM110000编码表示；酸性侵入岩为第四级分类，编码用GM110100表示；再下一级的亚类按照GM110101-GM110199的编码次序表示。通过这种方式就可以将面向预选区地学信息实体的概念体现出来，并且可以通过唯一的ID号联接。

图1 高放废物地质处置预选区多源地学信息数据组织及分类Fig.1 The organization and classification for geo-information data of pre-selected area

2 数据模型构建

预选区多源地学信息数据模型构建应当考虑以下实际要求：① 多源复杂地学信息数据的无缝组织必须在逻辑层面和物理层面均能顺利实现；② 确保多源复杂数据能够以较高效率被存储和读取；③ 数据完整性和一致性要能够便于维护；④ 地学信息数据库结构应易于进行扩展或扩充。同时，数据模型应该满足逻辑设计、结构设计等不同层面的设计需求。

2.1 数据模型逻辑设计

逻辑设计的主要任务是从用户观点描述地学信息数据库的逻辑结构，主要是完成数据结构设计和信息组织。目前阶段的高放废物地质处置预选区数据对象依据选址导则中的10大准则[17]提出的数据需求，按学科领域分类成地质、地理、水文、岩石力学、地球化学、地球物理、生态环境、人文经济、自然灾害等，对非空间及空间数据对象进行描述，并考虑后续的高放废物地质处置阶段的数据扩充。在此基础上综合考虑实现了高放废物地质处置数据综合逻辑模型(见图2)和以空间数据为对象的专题逻辑模型(见图3)。如图中所示，数据基本组织逻辑结构是在考虑地学信息数据的非空间及空间对象特征的基础上，非空间数据对象利用属性数据的形式存储，空间数据则采用元数据控制点线面不同图层对象的形式实现组织和存储。

图2 高放废物地质处置预选区数据综合逻辑模型Fig. 2 Comprehensive logic data model for geological disposal of high-level radioactive waste

图3 高放废物地质处置预选区空间数据逻辑模型Fig.3 Logic data model for spatial data of geological disposal of high-level radioactive waste

2.2 数据模型物理设计

多源、多学科的科研专题数据是高放废物处置库预选区地学信息库的主要组成部分，其所涵盖的主要建设内容和相互关系如表1所示。数据库的结构设计思路就是以专题数据库为主体，对数据实体进行专业分类，明确数据类型和数据之间的相互关联关系。同时处理好表示实体空间数据和属性数据两大类数据的存储关系，最终实现数据存储、表达的一致性和完整性。

2.3 数据库命名规则

地学信息数据库存储内容统一有序的命名工作，有利于后期多源地学信息数据存储管理和数据交流。同时在实际数据库建设过程中，参照数据库领域相关标准[18]，结合预地学信息库数据管理与应用的特点，制定数据库建设的命名规则，主要包括数据库命名、数据子库命名、数据表命名、重要数据索引命名等。

为了突出预选区地学信息库建设目的，因此数据模型中的各库即以预选区英文名称命名，比如“北山预选区”即命名为“BeiShan”，如需简写，则为BS。因此，相应的数据子库即命名为BS_××，比如北山预选区地球物理(geophysics)子库即可命名为BS_GP。类似的，数据子库管理下的数据表，则以GP_××××表示，比如“地球物理子库的测线剖面描述表”即可以“GP_Section”表示。

3 数据模型实现

预选区地学信息库在选用何种商业数据库管理系统软件时，不仅要考虑和兼顾空间数据的多源复杂性、非结构化等实际特征，而且还要能够支持面向对象等方面的功能扩展，比如支持类和方法、支持复杂几何对象的抽象化和实际构建等等。另外，为了实际满足预选区多源海量数据的存储管理、快速读取访问等性能方面的需求，数据库还应该支持数据并行处理技术、分区表与分区索引技术、分布式数据库构建技术等[19]。本文中的数据模型是基于强大的开源数据库PostgreSQL实现的[20]。

表1 预选区地学信息库数据内容及其关系简要说明Table 1 Brief introduction of content and relationship for Geo-information database of preselected area

3.1 数据表组织

预选区地学信息库数据是按照明确的专业学科进行数据分类的，因此有着明显的从属关系，这种关系有助于实际组织和建立数据库层次数据存储结构关系。而且在实际数据库建设或数据表组织关联过程中，要借助必要的约束条件(主键、唯一键、外键和缺省值等)，以最终满足和实现数据表与表之间和空间数据与属性数据之间的实际关联和信息传递。虽然预选区地学信息库在内容上包括空间数据和属性数据两大类，但是由于所选取数据库功能强大性[20]，在实际实现过程中，可以将空间数据作为几何字段(可视为与其它普通字段一样)，与其他属性数据存储在一起，并通过数据库机制来正常读取，这样就大大方便了数据结构的实现和数据表组织工作。

以图4为例，在钻孔数据子库中，通过钻孔编号控制获取钻孔基本信息，其他所有围绕钻孔的获取的一系列科研或工程数据均可通过钻孔编号的关键字段与其进行关联，同时钻孔位置空间数据仅作为钻孔基本信息表(BH_General_Info)中的一个几何字段(Shape)就可与其他属性数据存储在一起，可以被轻松地读取和访问到。

图4 数据表组织示例(以钻孔数据子库为例)Fig.4 The organization example of data tables

3.2 数据模型应用实现

预选区数据模型的构建只是一项初步的基础建设工作，其实际应用目的还是要为多源地学信息数据对象提供一种高效的组织和管理方式。而如何从利用数据库实现的数据模型中实现数据访问目的，并将数据快速读取出来用于后续开发应用，才是最终的目的所在。因此本文针对预选区地学信息数据特征和应用需求特征，采用C/S和B/S混合框架，以开源数据库PostgreSQL(v9.2.6)作为底层数据库；采用OGC标准、TCP/IP协议实现对数据库的接入和管理；并借助成熟的商业GIS软件，最终完成数据模型开发技术框架的实现(见图5)。由于此处着重于数据模型介绍，对技术框架不再展开叙述，仅以此说明预选区地学信息数据模型的可读取性和二次开发应用的可实现性。

图5 开发技术框架示意图Fig.5 Sketch map of technology framework

4 结语

预选区地学信息数据模型建设是高放废物地质处置预选区数字化建设的基础，是高放废物地质处置研发顺利开展的信息技术支持。其所涉及的多源、多学科、多维度的数据特征，决定了预选区地学信息数据模型建设的复杂性。

(1) 专题数据分类是建立预选区地学信息数据模型的关键基础，科学合理的数据分类工作一定要首先把握数据对象最稳定的本质属性特征，并以此作为数据分类的基础和依据，同时要兼顾数据分类结果的结构简明性、概括性和整体性。

(2) 数据模型对数据库涉及到的分类编码和命名规则进行了统一规定，有助于最终数据访问和读取的简便性和统一性。首先，数据分类编码作为元数据管理的索引字典，可以保证同一类数据在整个数据库中的统一，便于后续数据检索和二次开发利用；其次，数据编码和命名规则的统一有助于数据访问形式的一致，也为后续数据库结构扩展提供了统一测参照格式和标准。

(3) 基于数据模型的数据开发技术框架的实现，既表明了其核心地位，也直接验证了数据模型的可靠性和二次开发应用的可实现性，为后续利用数据模型深入挖掘数据特征提供了坚实的基础技术支撑。

[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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[14] 王鹏，李晓昭，王驹，等. 基于GIS的岩石裂隙空间分布模式研究[J].工程地质学报，2014,22(6)：1086-1093.

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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 鹏(1989—)男，山东聊城人，硕士，工程师，现从事高放废物地质处置及多源地学信息数据集成与开发等方面研究

TP391;X7

A

0258-0918(2017)06-1071-08

核 科 学 与 工 程

第37卷 2017年

总 目 次

第1期

高放废液贮存的安全保障

李克平(1)

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

钱 虹，周 蕾，房振鲁(5)

蒸汽发生器传热管结垢厚度的涡流检测方法与应用

姚传党，夏清友，王家建，等(12)

基于虚拟仪器技术的快堆组件形位测量控制系统研究

刘云焰，孙 玉，申凤阳 ，等(17)

CB20结构模块组安装施工技术分析

安文斌，陈伟星，魏俊明(23)

压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

闫明晶，朱增培，高 原 (29)

二级PSA中人员可靠性分析方法研究

张佳佳，刘京宫，肖 军，等(35)

基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

杨泰波，刘才学，罗 婷，等(42)

秦山CANDU堆功率测量校正和控制改进

熊伟华(48)

放射性废液蒸发系统的操作条件选择

唐 杨，张永康，李振臣(54)

聚变数据库系统FusionDB研发与应用

王 芳，胡丽琴，龙鹏程，等(58)

基于切比雪夫有理逼近和矩阵自适应降阶的活化计算方法

张彬航，郝丽娟，等(65)

基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究

孙 林，陈德鸿，段文学，等(73)

严重事故管理导则入口条件研究

冯上任，佟立丽(80)

M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

李精精，王 辉，石雪垚(87)

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

张姗姗，付亚茹，孙大威，等(94)

LOCA和SGTR事故下破口尺寸计算方法研究

刘 新，陈先龙，高敬东(101)

临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究

邵 增,易 璇,霍小东(106)

关于CPR1000核电机组低功率运行停运一台CRF泵的影响分析

吴进国,王建国(113)

核电厂及设备的寿期和剩余寿期预测分析方法的研究

裴德强,茹善宏,方立宏,等(117)

核电厂电磁干扰根本原因分析及全流程化的应对策略

庞松涛，熊国华，周 舟(123)

重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

杨 波，施建锋，毕光文，等(129)

基于现场总线的核燃料后处理全逆流混合澄清槽仪控系统研究与设计

马世海，张 博，李晓薇(138)

乏燃料后处理玻璃固化产品干法贮存通风方式优化研究及仿真模拟分析

魏 刚, 王 璐(145)

混合能源堆裂变包层核燃料成本分析

刘国明，邵 增(154)

900 MW压水堆一回路系统水锤特性研究

徐维晖，梁诚胜，王为术，等(161)

第2期

反应堆工程

一种基于混合传导模型的一回路结构材料腐蚀-活化-迁移模型及其

应用

鲍一晨，石秀强，胡华四，等(169)

Abrahamson相干模型对核电站构筑物埋置地下部位抗震响应的

影响

徐征宇，李忠诚(176)

基于TRACE/FLICA III-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析

研究

贾 斌，乔雪冬，高新力，等(182)

压水堆棒控系统动力熔断器烧毁原因分析及维修策略改进

丁俊超，李 勇，浦 黎(189)

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析

和研究

杜 宇，刘 勇，丁小川(199)

反应堆物理

慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

高 鑫，刘国明,蔡光明(203)

HTR-10一回路流量变化试验的模拟

陈福冰，董玉杰，张作义，等(210)

基于压水堆运行反馈的14C源项研究

付鹏涛,蔡德昌(215)

液态铅铋共晶合金中纳米颗粒的热泳运动研究

刘 亮，周 涛，方晓璐，等(223)

蒸汽发生器干燥器CFD模拟分析

莫少嘉，左超平，王丙鸿(229)

核聚变

基于SuperMC的ITER下窗口生物屏蔽插件屏蔽分析

庄思璇，宋 婧，杨 琪，等(235)

混合评价核数据库系统HENDL3.0研发及其在先进核能系统设计中

应用

吴宜灿，邹 俊，郝丽娟，等(242)

核安全

大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究

石兴伟，兰 兵，靖剑平，等(250)

基于有限元分析法的钠火事故下钢覆面完整性分析

朴 君,杜海鸥(257)

双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和

改进

吴宇翔，张国强，张雪霜(263)

“压力阱”控制方案对安注系统影响的评估——大亚湾核电站防一回路安注管线

热疲劳现象改进

庞松涛,熊国华,周 舟(271)

核电厂

核电厂地震概率安全评价中的电气设备易损度计算

宋 济，齐索妮，姚立珊(276)

地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

孔翔程，邹志强，武铃珺，等(287)

核电厂新型H形防甩击件研究

徐国飞，盛 锋，陈昊阳(293)

秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

罗 文, 宋英明,邹树梁,等(302)

核燃料

高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

殷 勇，李其朋，马庆俊(308)

VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

谢江山，王志兵，李中华，等(314)

先进聚合物可燃毒物燃耗特性分析

谢明亮，陈玉清，于 雷(320)

弥散型燃料中Zr与Gd2O3的相容性研究

唐明国，刘云明，王 鹏，等(327)

核燃料棒温度场和系统熵增分布计算与研究

张功伟，张钧波，张 敏 (333)

第3期

特约稿件

大科学工程项目管理实施借鉴——以ITER项目为例

邢 超，吴凤凤(341)

反应堆工程

大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重

事故分析

石兴伟，兰 兵，靖剑平，等(348)

一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法

宋英明，赵云彪，李鑫祥，等(355)

超临界水堆燃料棒流致振动简化模型

刘 雨,陆道纲，汪 喆，等(362)

先进压水堆核电厂安全壳内滤网设备压损研究

殷 勇，熊国栋，艾华宁，等(367)

反应堆物理

熔融锂液滴与冷却剂在不同温度下的相互作用实验研究

游曦鸣，佟立丽，曹学武(374)

基于蜕变测试的热传导程序的验证测试研究

闫仕宇，阳小华，李 萌，等(380)

放射性废物水泥固化桶外混合技术分析

陈 良,吴雪松,饶仲群,等(386)

液态铅铋共晶合金中纳米颗粒的热泳运动研究

刘 亮，周 涛，方晓璐，等(393)

核聚变

方管内液态铅锂流动MHD压降初步测量与分析

叶 竞，朱志强，周 涛，等(399)

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故

分析研究

胡 星，贾江涛，孟 孜，等(405)

核电厂安全系统冗余度研究

吴宇翔，尚 臣，闫 林,等(414)

核电厂

核电厂大范围损伤管理导则研究现状

余 蕴，赵 博，喻新利，等(423)

核电厂数字化SOP对人因失误的影响

张 力，青 涛，戴立操，等(428)

核电站氚的排放量及浓度限值比较分析

乔亚华，王 亮，叶远虑，等(434)

核安全

国外核潜艇反应堆系统事故浅析

卢 川，张 丹，鲜 麟(442)

核电厂事故规程自动化水平对人员心智负荷和作业绩效的

影响研究

青 涛，张 力，周 杰，等(450)

应用分层模型进行核电站设备可靠性参数估计

陈 妍，何 亮，余少青，等(458)

核燃料

核燃料后处理厂钚的水解聚合及应对措施

张春龙，朱礼洋，何 辉，等(464)

压水堆乏燃料干法贮存技术应用研究

袁呈煜，刘彦章，莫怀森(470)

乏燃料组件燃料棒更换装置抓爪结构的数值分析和

试验研究

侯 硕，刘青松，余 冰，韩克平，等(477)

核技术

X射线辐射场平方反比规律的研究

赵 瑞，吴金杰，余继利，等(482)

十字焊点对定位格架水力特性影响的数值研究

卢志威(487)

快堆一回路钠的放射性监测技术研究

徐 迟，谢 淳，洪顺章，等(495)

大流比全逆流混合澄清槽结构参数的试验研究

徐培昇(501)

安全壳消氢系统催化板效率试验影响因素分析

孙 超，邵会福，杜正建，等 (509)

北方某核电厂升功率物理试验优化的论证及实施

郭 建，曹云龙(514)

第4期

反应堆工程

反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

许以全，何建东 (521)

研究堆考验回路工艺系统布置设计研究

李 明,汪 海,孙 胜,等(525)

ADS次临界系统中子时空动力学计算与瞬态分析

高庆瑜，宋英明，徐宇超，等(532)

高熔点物质与冷却剂相互作用的机理研究

彭 程，佟立丽，曹学武(540)

反应堆物理

仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理

陈 军，韩 巍，周 冲，等(545)

船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发

于志翔，邹树梁，何 震(554)

脉冲堆动态引发过程中初始反应性的测量

高 辉，尹延朋，项伟灵，等(560)

水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析

周 璇，佟立丽，曹学武(564)

CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反应性比较

刘忠国(572)

核聚变

网格权窗减方差技术及其在聚变堆屏蔽分析中应用研究

李新梅，郑华庆，郝丽娟，等(577)

基于失效物理模型的聚变堆包层管道可靠性数据修正方法研究

聂 淼，王 芳，王家群，等(583)

基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析

黄学龙，信敬平，刘少军，等(590)

核安全

大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究

毕金生，靖剑平，石兴伟，等(597)

先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析

温丽丽，袁 凯，佟立丽(604)

IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析

胡文超，彭常宏，郭 赟，等 (613)

最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究

陈 添，霍小东，杨海峰，等 (619)

极端条件下辐射与物质相互作用(MaRIE)研究装置概况

焦晓静，马 锋，冯寒亮(628)

核电厂

核电厂应急柴油发电机组定期试验启动方式的探讨

李剑波，周 舟(638)

CAP1400核电厂设计分析器系统调试研究

何元雷，张启江，徐财红，等(644)

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

邓平赳,张海州,王子兴，等(651)

福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价

邱志方，张 航，张晓华，等(656)

核技术

温度梯度对金属波纹管力学性能影响分析

王 闯，顾卫国，王德忠，等(663)

核电项目工程量概念解析

黄 文(669)

核级钠中金属杂质钙、钾和铁的快速分析方法研究

黄文杰，王 密，米争峰，等(675)

粘钠设备水蒸气氮气清洗工艺研究

李君瑜，李 煦，谢 淳，等(679)

COSINE子通道均相流分析程序的研发

陈 俊，罗 彬，吴照国，等(684)

实时风险监测系统在田湾核电站的研发与应用

顾晓慧，鲍振利，于文革，等(691)

第5期

反应堆工程

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

孟凡江，石秀强，窦一康，等(697)

非能动系统可靠性评价方法的研究

郭海宽，赵新文，蔡 琦，等(704)

快堆破损组件铅清洗阱功能验证试验研究

李君瑜，俞晓琛，李凌霄，等(721)

核承压热交换器两相流流致振动现象研究

苏子威，李云华，秦 玮，等(727)

秦山CANDU堆物理跟踪计算从基于PPV到WIMS-AECL程序的转换

王 军(735)

反应堆物理

安全壳模型装置内氢气分布特性及影响因素分析

胡效明，佟立丽，曹学武 (741)

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

胡建荣，罗 婷，简 捷，等(750)

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

应栋川，谭 怡，肖 锋，等(756)

离心力对旋叶式分离器壁面液膜

界面不稳定性的影响

黄 振，肖泽军，闫 晓，等(761)

反应堆堆外中子剂量测量技术试验验证

张亚平，钟志民，马先宏，等(768)

反应堆物理

理想化的实际反应堆内热中子有效增殖系数的定义及表达式的讨论

裴德强(774)

核电站运行期间SAR612VA逆止阀内漏的影响及解决方案的探讨

陈 军，陈 光(783)

核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

詹经祥，赵世熙，杨长江(789)

某核电厂主蒸汽管道应力分析

刘嘉一，唐雨建，刘宝君(796)

JMCT-S一次屏蔽计算源项生成功能开发

郑 征，黎 辉，丁谦学，等(805)

核安全

核电厂封闭空间内火灾火源功率预测模型及其实验验证

黄咸家，毕 昆，黄善清，等 (810)

氦检漏技术在核电站蒸发器传热管密封性试验中的应用

周 胜(818)

风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

初永越，李虎伟，黄志超，等(822)

风险指引型PSA应用的不确定性分析方法研究

黄志超，初永越，李虎伟，等(830)

国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析

毕金生，万 霞，靖剑平，等(839)

基于遗传BP神经网络的超临界水自然循环稳态流量研究

齐 实，周 涛，周蓝宇，等(845)

核技术

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

杨生兴，佟立丽，曹学武,等(852)

核级阳离子交换树脂的辐照性能研究

王 琳，陈 童，付霄华，等(860)

粘钠设备水蒸气氮气清洗工艺研究

李君瑜，李 煦，谢 淳，等(864)

核技术

LaBr3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

覃国秀，刘玉娟，张怀强，等(869)

破损燃料组件修复后的物理特性分析

陈秋炀，薛 峰，高拥军(874)

拉丁超立方抽样在非能动系统可靠性分析中的应用与发展

蒋立志，蔡 琦，张永发，等(879)

第6期

反应堆物理

蒸汽发生器管板二次侧表面温度场瞬态计算

郑恩祖，吕 红，罗福红，等(889)

加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析

李原野，王明煌，廉 超，等(895)

核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂原因分析

车银辉，关建军，吕群贤，等(902)

反应堆工程

CAP系列核电用电缆β辐照试验技术研究

邹颖男，严振杰(908)

射频损耗下EAST四电流带ICRF天线电流带热-结构分析

宋 伟，杨庆喜，宋云涛，等(913)

超临界压力下自然循环的稳定性研究

章明德，匡 波，张项飞 (920)

干式储藏137Cs源反散射份额的计算研究

程昌浩，颜拥军，祁铁涛，等(929)

基于RELAP5的主泵试验台架建模及特性分析

费立凯，沈 峰，白 宁，等(936)

核电厂

核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析

伍时建，尚尔涛，刘 攀，等(943)

核电厂LOCA事故下衰变链对主控室内剂量计算影响研究

赵传奇，胡文超，刘巧凤，等(948)

核电厂电缆温度预测改进模型

李 璐，黄咸家，毕 昆，等(955)

核电厂全厂断电工况下蒸汽发生器自然循环特性的比例分析

张 盼，刘宇生，温丽晶，等(963)

核化学

可燃毒物组件中次锕系核素嬗变研究

胡文超，韩静茹，赵传奇，等(969)

HFETR除气加压系统概率安全分析

张江云，周春林，王文龙，等(976)

压水堆核电厂废液放射性计算程序配套核数据库的适用性评价

王 亮，黄 凯，李云召，等(984)

高放废物晶格固化用LaMgAl11O19材料的制备及其稳定性

陆浩然，汪长安(992)

核安全

美国西屋3400MWth压水堆氚排放研究

王 奇，付鹏涛(1000)

中国实验快堆堆坑在丧失外电源事故下的温度分布数值模拟

马崇扬，张东辉，王长茂 (1008)

碘吸附器吸附效率对核动力厂应急控制中心工作人员受照剂量影响研究

陈 鹏，陈莹莹，崔 浩，等(1013)

WOG核电厂风险指引型管道在役检查方法应用研究

李虎伟，黄志超，依 岩，等(1019)

TRACE程序在国产先进压水堆核电厂小破口失水事故计算中的应用

乔雪冬，毕金生，孙 微，等(1026)

核燃料

燃料元件破损在线监测装置的试验研究

孙伟中，雷小兵，苟家元(1033)

超临界水冷堆MOX燃料组件控制棒特性研究

王 锋，徐 晗，张 晗，等(1039)

核技术

HFETR除气加压系统概率安全分析

张江云，周春林，王文龙，等(1045)

跨临界泄压瞬态传热特性的模型敏感性分析

宋美琪，刘晓晶，程 旭(1053)

三维堆芯功率能力验证优化分析

赵常有，王加琦，付学峰，等(1061)

基于瞬态基准实验的CAACS程序验证

于 淼，刘国明，霍小东，等(1066)

高放废物处置预选区地学信息数据模型构建

王 鹏，黄树桃，王 驹，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)