高放廢物處置預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型構(gòu)建

王 鵬，黃樹(shù)桃，王 駒，趙永安,，鄔 倫，蔡 恒，高 敏，王洪斌

(1. 核工業(yè)北京地質(zhì)研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評(píng)價(jià)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，北京 100029；2. 北京大學(xué)，地球與空間科學(xué)學(xué)院，北京 100871)

高放廢物處置預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型構(gòu)建

王 鵬1，黃樹(shù)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(yè)北京地質(zhì)研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評(píng)價(jià)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，北京 100029；2. 北京大學(xué)，地球與空間科學(xué)學(xué)院，北京 100871)

針對(duì)高放廢物地質(zhì)處置選址與場(chǎng)址評(píng)價(jià)階段的信息化建設(shè)工作，采用GIS技術(shù)、數(shù)據(jù)管理技術(shù)、數(shù)據(jù)分析技術(shù)等，旨在基于地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型的構(gòu)建，建立統(tǒng)一的、一體化的、高度綜合的高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)，以覆蓋地質(zhì)、水文地質(zhì)、地球物理、地球化學(xué)等多學(xué)科研究?jī)?nèi)容。著重討論了預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型建設(shè)的方法和技術(shù)，并通過(guò)預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)的工程實(shí)例說(shuō)明了數(shù)據(jù)模型的成功應(yīng)用。預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型的建設(shè)可以為場(chǎng)址篩選、場(chǎng)址性能評(píng)價(jià)等研究工作提供技術(shù)支持，對(duì)高放廢物地質(zhì)處置研發(fā)工作的推進(jìn)也將起到積極作用。

高放廢物地質(zhì)處置；預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)；數(shù)據(jù)模型

隨著核能工業(yè)的發(fā)展及其廣泛應(yīng)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(zhǎng)、毒性大等特點(diǎn)。而地質(zhì)處置被認(rèn)為是目前國(guó)際上安全處置核廢物的最有效手段。隨著國(guó)際上高放廢物處置領(lǐng)域相關(guān)研發(fā)工作的迅速推進(jìn)，我國(guó)高放廢物地質(zhì)處置研究也進(jìn)入一個(gè)新的階段[1]。其中，高放廢物地質(zhì)處置地學(xué)信息庫(kù)開(kāi)發(fā)一直是當(dāng)前高放廢物地質(zhì)處置工程研發(fā)進(jìn)程中的一個(gè)重要研究方向，也是整個(gè)處置進(jìn)程中科研數(shù)據(jù)管理和分析的強(qiáng)有力支撐。

在國(guó)外發(fā)達(dá)國(guó)家廢物處置研究中，采用與時(shí)俱進(jìn)的信息化技術(shù)進(jìn)行數(shù)據(jù)綜合管理和利用已經(jīng)成為必然趨勢(shì)。英國(guó)Sellafield處置場(chǎng)建立的地學(xué)信息庫(kù)NDGD[2]以及日本原子能機(jī)構(gòu)(JAEA)建立的核廢料處置信息系統(tǒng)[3]都已經(jīng)開(kāi)始運(yùn)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(jì)90年代就開(kāi)始場(chǎng)址篩選的相關(guān)數(shù)據(jù)庫(kù)建設(shè)工作(GEO-TAB數(shù)據(jù)庫(kù))[4]，一直到目前涵蓋多源專題科研數(shù)據(jù)建立的場(chǎng)址特性評(píng)價(jià)數(shù)據(jù)庫(kù)(SICADA數(shù)據(jù)庫(kù))[5]，為高放廢物地質(zhì)處置科研數(shù)據(jù)的二次開(kāi)發(fā)與利用提供了強(qiáng)大的數(shù)據(jù)實(shí)體支撐。法國(guó)放射性廢物管理局(ANDRA)針對(duì)Meuse/Hante-Marne地下實(shí)驗(yàn)室建立的信息系統(tǒng)主要由三大部分組成：針對(duì)專業(yè)科研數(shù)據(jù)的GEO數(shù)據(jù)庫(kù)、針對(duì)地下實(shí)驗(yàn)室動(dòng)態(tài)監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)的SAGD數(shù)據(jù)管理系統(tǒng)和強(qiáng)大的分布式文檔管理系統(tǒng)(DMS Socrate)[6]，這種根據(jù)不同用戶實(shí)際需求設(shè)置不同數(shù)據(jù)管理系統(tǒng)的方式特別值得我們借鑒。以上提及的國(guó)外高放廢物地質(zhì)處置地學(xué)信息庫(kù)研究均隱含了從選址階段的預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)庫(kù)到地下實(shí)驗(yàn)室階段的場(chǎng)址評(píng)價(jià)數(shù)據(jù)庫(kù)的模型建設(shè)工作，由此可以看出數(shù)據(jù)模型是地學(xué)信息數(shù)據(jù)庫(kù)建設(shè)的重要基礎(chǔ)。國(guó)內(nèi)高放廢物地質(zhì)處置信息化領(lǐng)域相關(guān)科研起步較晚，但是也取得了一系列科研成果，已經(jīng)取得的科研成果主要集中于GIS和數(shù)據(jù)庫(kù)管理等信息技術(shù)在高放廢物地質(zhì)處置專業(yè)學(xué)科領(lǐng)域研究中的實(shí)際應(yīng)用[7-14]，而針對(duì)專門的地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型方面的研究較少。

高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)模型是描述預(yù)選區(qū)多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)的集合，詳細(xì)包括空間數(shù)據(jù)、屬性數(shù)據(jù)、不同數(shù)據(jù)之間的相互關(guān)系及各類約束條件等。因此，為了充分表達(dá)預(yù)選區(qū)多源地學(xué)要素及其相互之間的內(nèi)在關(guān)聯(lián)特征，就要求在對(duì)預(yù)選區(qū)多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)對(duì)象深入認(rèn)識(shí)和完整抽象的基礎(chǔ)上，借助數(shù)據(jù)庫(kù)或地理信息系統(tǒng)等信息技術(shù)來(lái)詳細(xì)刻畫和描述地理要素信息、水文地質(zhì)信息、地球化學(xué)信息、地質(zhì)信息、遙感影像信息、地球物理信息等不同種類的數(shù)據(jù)集，這是高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)庫(kù)建設(shè)等信息化工作完成的關(guān)鍵基礎(chǔ)。

1 數(shù)據(jù)分類及編碼

高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)地學(xué)信息具有明顯的復(fù)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(gòu)造等多源復(fù)雜的數(shù)據(jù)源，包括了地理、地質(zhì)、地球化學(xué)、水文地質(zhì)、地球物理等多學(xué)科專題數(shù)據(jù)；從預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)集成化和一體化的角度考慮，還應(yīng)特別包括元數(shù)據(jù)信息、數(shù)據(jù)分類和編碼字典等輔助性數(shù)據(jù)分類，同時(shí)也需要綜合基礎(chǔ)地理、地質(zhì)勘察、鉆孔施工及現(xiàn)場(chǎng)測(cè)試試驗(yàn)等多方面的專業(yè)數(shù)據(jù)管理知識(shí)。只有在確定預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)需要真實(shí)存儲(chǔ)和表達(dá)的數(shù)據(jù)內(nèi)容以及其擴(kuò)充模式的基礎(chǔ)上，才能進(jìn)行下一步的數(shù)據(jù)有效組織和科學(xué)分類。

高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)分類首先考慮的是現(xiàn)存地學(xué)數(shù)據(jù)的實(shí)際來(lái)源、學(xué)科特征和采集獲取方法等；其次更要綜合考慮用戶的實(shí)際需求，即數(shù)據(jù)將用于哪一類特殊研究領(lǐng)域，具體比如二次開(kāi)發(fā)應(yīng)用、空間分析、三維可視化等。實(shí)際參照國(guó)土資源領(lǐng)域的地學(xué)信息分類標(biāo)準(zhǔn)[15]和地調(diào)局地質(zhì)調(diào)查技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)[16]，并考慮到高水平放射性廢物地質(zhì)處置設(shè)施選址導(dǎo)則“十大數(shù)據(jù)源”的實(shí)際需求[17]，將各類數(shù)據(jù)按多級(jí)結(jié)構(gòu)統(tǒng)一分類，如圖1所示(由于圖幅限制，圖中僅展示三級(jí)結(jié)構(gòu))。

數(shù)據(jù)編碼就是以數(shù)據(jù)科學(xué)分類結(jié)果為基礎(chǔ)，針對(duì)多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)要素，進(jìn)行統(tǒng)一的、有規(guī)則的、易于被計(jì)算機(jī)識(shí)別的符號(hào)編排工作，這項(xiàng)工作是信息技術(shù)領(lǐng)域進(jìn)行統(tǒng)一信息交流工作的基礎(chǔ)技術(shù)手段。數(shù)據(jù)編碼工作產(chǎn)生的即是多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)要素代碼，合理的地學(xué)信息數(shù)據(jù)編碼體系不僅能夠顯著延長(zhǎng)數(shù)據(jù)利用的生命周期，而且可以提高信息和數(shù)據(jù)的共享效率。

以圖1為例，圖中基礎(chǔ)地質(zhì)為一級(jí)分類，編碼用GM表示；火成巖為二級(jí)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(jí)分類，用GM110000編碼表示；酸性侵入巖為第四級(jí)分類，編碼用GM110100表示；再下一級(jí)的亞類按照GM110101-GM110199的編碼次序表示。通過(guò)這種方式就可以將面向預(yù)選區(qū)地學(xué)信息實(shí)體的概念體現(xiàn)出來(lái)，并且可以通過(guò)唯一的ID號(hào)聯(lián)接。

圖1 高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)組織及分類Fig.1 The organization and classification for geo-information data of pre-selected area

2 數(shù)據(jù)模型構(gòu)建

預(yù)選區(qū)多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型構(gòu)建應(yīng)當(dāng)考慮以下實(shí)際要求：① 多源復(fù)雜地學(xué)信息數(shù)據(jù)的無(wú)縫組織必須在邏輯層面和物理層面均能順利實(shí)現(xiàn)；② 確保多源復(fù)雜數(shù)據(jù)能夠以較高效率被存儲(chǔ)和讀?。虎?數(shù)據(jù)完整性和一致性要能夠便于維護(hù)；④ 地學(xué)信息數(shù)據(jù)庫(kù)結(jié)構(gòu)應(yīng)易于進(jìn)行擴(kuò)展或擴(kuò)充。同時(shí)，數(shù)據(jù)模型應(yīng)該滿足邏輯設(shè)計(jì)、結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)等不同層面的設(shè)計(jì)需求。

2.1 數(shù)據(jù)模型邏輯設(shè)計(jì)

邏輯設(shè)計(jì)的主要任務(wù)是從用戶觀點(diǎn)描述地學(xué)信息數(shù)據(jù)庫(kù)的邏輯結(jié)構(gòu)，主要是完成數(shù)據(jù)結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和信息組織。目前階段的高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)對(duì)象依據(jù)選址導(dǎo)則中的10大準(zhǔn)則[17]提出的數(shù)據(jù)需求，按學(xué)科領(lǐng)域分類成地質(zhì)、地理、水文、巖石力學(xué)、地球化學(xué)、地球物理、生態(tài)環(huán)境、人文經(jīng)濟(jì)、自然災(zāi)害等，對(duì)非空間及空間數(shù)據(jù)對(duì)象進(jìn)行描述，并考慮后續(xù)的高放廢物地質(zhì)處置階段的數(shù)據(jù)擴(kuò)充。在此基礎(chǔ)上綜合考慮實(shí)現(xiàn)了高放廢物地質(zhì)處置數(shù)據(jù)綜合邏輯模型(見(jiàn)圖2)和以空間數(shù)據(jù)為對(duì)象的專題邏輯模型(見(jiàn)圖3)。如圖中所示，數(shù)據(jù)基本組織邏輯結(jié)構(gòu)是在考慮地學(xué)信息數(shù)據(jù)的非空間及空間對(duì)象特征的基礎(chǔ)上，非空間數(shù)據(jù)對(duì)象利用屬性數(shù)據(jù)的形式存儲(chǔ)，空間數(shù)據(jù)則采用元數(shù)據(jù)控制點(diǎn)線面不同圖層對(duì)象的形式實(shí)現(xiàn)組織和存儲(chǔ)。

圖2 高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)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(zhì)處置預(yù)選區(qū)空間數(shù)據(jù)邏輯模型Fig.3 Logic data model for spatial data of geological disposal of high-level radioactive waste

2.2 數(shù)據(jù)模型物理設(shè)計(jì)

多源、多學(xué)科的科研專題數(shù)據(jù)是高放廢物處置庫(kù)預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)的主要組成部分，其所涵蓋的主要建設(shè)內(nèi)容和相互關(guān)系如表1所示。數(shù)據(jù)庫(kù)的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)思路就是以專題數(shù)據(jù)庫(kù)為主體，對(duì)數(shù)據(jù)實(shí)體進(jìn)行專業(yè)分類，明確數(shù)據(jù)類型和數(shù)據(jù)之間的相互關(guān)聯(lián)關(guān)系。同時(shí)處理好表示實(shí)體空間數(shù)據(jù)和屬性數(shù)據(jù)兩大類數(shù)據(jù)的存儲(chǔ)關(guān)系，最終實(shí)現(xiàn)數(shù)據(jù)存儲(chǔ)、表達(dá)的一致性和完整性。

2.3 數(shù)據(jù)庫(kù)命名規(guī)則

地學(xué)信息數(shù)據(jù)庫(kù)存儲(chǔ)內(nèi)容統(tǒng)一有序的命名工作，有利于后期多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)存儲(chǔ)管理和數(shù)據(jù)交流。同時(shí)在實(shí)際數(shù)據(jù)庫(kù)建設(shè)過(guò)程中，參照數(shù)據(jù)庫(kù)領(lǐng)域相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)[18]，結(jié)合預(yù)地學(xué)信息庫(kù)數(shù)據(jù)管理與應(yīng)用的特點(diǎn)，制定數(shù)據(jù)庫(kù)建設(shè)的命名規(guī)則，主要包括數(shù)據(jù)庫(kù)命名、數(shù)據(jù)子庫(kù)命名、數(shù)據(jù)表命名、重要數(shù)據(jù)索引命名等。

為了突出預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)建設(shè)目的，因此數(shù)據(jù)模型中的各庫(kù)即以預(yù)選區(qū)英文名稱命名，比如“北山預(yù)選區(qū)”即命名為“BeiShan”，如需簡(jiǎn)寫，則為BS。因此，相應(yīng)的數(shù)據(jù)子庫(kù)即命名為BS_××，比如北山預(yù)選區(qū)地球物理(geophysics)子庫(kù)即可命名為BS_GP。類似的，數(shù)據(jù)子庫(kù)管理下的數(shù)據(jù)表，則以GP_××××表示，比如“地球物理子庫(kù)的測(cè)線剖面描述表”即可以“GP_Section”表示。

3 數(shù)據(jù)模型實(shí)現(xiàn)

預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)在選用何種商業(yè)數(shù)據(jù)庫(kù)管理系統(tǒng)軟件時(shí)，不僅要考慮和兼顧空間數(shù)據(jù)的多源復(fù)雜性、非結(jié)構(gòu)化等實(shí)際特征，而且還要能夠支持面向?qū)ο蟮确矫娴墓δ軘U(kuò)展，比如支持類和方法、支持復(fù)雜幾何對(duì)象的抽象化和實(shí)際構(gòu)建等等。另外，為了實(shí)際滿足預(yù)選區(qū)多源海量數(shù)據(jù)的存儲(chǔ)管理、快速讀取訪問(wèn)等性能方面的需求，數(shù)據(jù)庫(kù)還應(yīng)該支持?jǐn)?shù)據(jù)并行處理技術(shù)、分區(qū)表與分區(qū)索引技術(shù)、分布式數(shù)據(jù)庫(kù)構(gòu)建技術(shù)等[19]。本文中的數(shù)據(jù)模型是基于強(qiáng)大的開(kāi)源數(shù)據(jù)庫(kù)PostgreSQL實(shí)現(xiàn)的[20]。

表1 預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)數(shù)據(jù)內(nèi)容及其關(guān)系簡(jiǎn)要說(shuō)明Table 1 Brief introduction of content and relationship for Geo-information database of preselected area

3.1 數(shù)據(jù)表組織

預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)數(shù)據(jù)是按照明確的專業(yè)學(xué)科進(jìn)行數(shù)據(jù)分類的，因此有著明顯的從屬關(guān)系，這種關(guān)系有助于實(shí)際組織和建立數(shù)據(jù)庫(kù)層次數(shù)據(jù)存儲(chǔ)結(jié)構(gòu)關(guān)系。而且在實(shí)際數(shù)據(jù)庫(kù)建設(shè)或數(shù)據(jù)表組織關(guān)聯(lián)過(guò)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(shí)現(xiàn)數(shù)據(jù)表與表之間和空間數(shù)據(jù)與屬性數(shù)據(jù)之間的實(shí)際關(guān)聯(lián)和信息傳遞。雖然預(yù)選區(qū)地學(xué)信息庫(kù)在內(nèi)容上包括空間數(shù)據(jù)和屬性數(shù)據(jù)兩大類，但是由于所選取數(shù)據(jù)庫(kù)功能強(qiáng)大性[20]，在實(shí)際實(shí)現(xiàn)過(guò)程中，可以將空間數(shù)據(jù)作為幾何字段(可視為與其它普通字段一樣)，與其他屬性數(shù)據(jù)存儲(chǔ)在一起，并通過(guò)數(shù)據(jù)庫(kù)機(jī)制來(lái)正常讀取，這樣就大大方便了數(shù)據(jù)結(jié)構(gòu)的實(shí)現(xiàn)和數(shù)據(jù)表組織工作。

以圖4為例，在鉆孔數(shù)據(jù)子庫(kù)中，通過(guò)鉆孔編號(hào)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(shù)據(jù)均可通過(guò)鉆孔編號(hào)的關(guān)鍵字段與其進(jìn)行關(guān)聯(lián)，同時(shí)鉆孔位置空間數(shù)據(jù)僅作為鉆孔基本信息表(BH_General_Info)中的一個(gè)幾何字段(Shape)就可與其他屬性數(shù)據(jù)存儲(chǔ)在一起，可以被輕松地讀取和訪問(wèn)到。

圖4 數(shù)據(jù)表組織示例(以鉆孔數(shù)據(jù)子庫(kù)為例)Fig.4 The organization example of data tables

3.2 數(shù)據(jù)模型應(yīng)用實(shí)現(xiàn)

預(yù)選區(qū)數(shù)據(jù)模型的構(gòu)建只是一項(xiàng)初步的基礎(chǔ)建設(shè)工作，其實(shí)際應(yīng)用目的還是要為多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)對(duì)象提供一種高效的組織和管理方式。而如何從利用數(shù)據(jù)庫(kù)實(shí)現(xiàn)的數(shù)據(jù)模型中實(shí)現(xiàn)數(shù)據(jù)訪問(wèn)目的，并將數(shù)據(jù)快速讀取出來(lái)用于后續(xù)開(kāi)發(fā)應(yīng)用，才是最終的目的所在。因此本文針對(duì)預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)特征和應(yīng)用需求特征，采用C/S和B/S混合框架，以開(kāi)源數(shù)據(jù)庫(kù)PostgreSQL(v9.2.6)作為底層數(shù)據(jù)庫(kù)；采用OGC標(biāo)準(zhǔn)、TCP/IP協(xié)議實(shí)現(xiàn)對(duì)數(shù)據(jù)庫(kù)的接入和管理；并借助成熟的商業(yè)GIS軟件，最終完成數(shù)據(jù)模型開(kāi)發(fā)技術(shù)框架的實(shí)現(xiàn)(見(jiàn)圖5)。由于此處著重于數(shù)據(jù)模型介紹，對(duì)技術(shù)框架不再展開(kāi)敘述，僅以此說(shuō)明預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型的可讀取性和二次開(kāi)發(fā)應(yīng)用的可實(shí)現(xiàn)性。

圖5 開(kāi)發(fā)技術(shù)框架示意圖Fig.5 Sketch map of technology framework

4 結(jié)語(yǔ)

預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型建設(shè)是高放廢物地質(zhì)處置預(yù)選區(qū)數(shù)字化建設(shè)的基礎(chǔ)，是高放廢物地質(zhì)處置研發(fā)順利開(kāi)展的信息技術(shù)支持。其所涉及的多源、多學(xué)科、多維度的數(shù)據(jù)特征，決定了預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型建設(shè)的復(fù)雜性。

(1) 專題數(shù)據(jù)分類是建立預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型的關(guān)鍵基礎(chǔ)，科學(xué)合理的數(shù)據(jù)分類工作一定要首先把握數(shù)據(jù)對(duì)象最穩(wěn)定的本質(zhì)屬性特征，并以此作為數(shù)據(jù)分類的基礎(chǔ)和依據(jù)，同時(shí)要兼顧數(shù)據(jù)分類結(jié)果的結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)明性、概括性和整體性。

(2) 數(shù)據(jù)模型對(duì)數(shù)據(jù)庫(kù)涉及到的分類編碼和命名規(guī)則進(jìn)行了統(tǒng)一規(guī)定，有助于最終數(shù)據(jù)訪問(wèn)和讀取的簡(jiǎn)便性和統(tǒng)一性。首先，數(shù)據(jù)分類編碼作為元數(shù)據(jù)管理的索引字典，可以保證同一類數(shù)據(jù)在整個(gè)數(shù)據(jù)庫(kù)中的統(tǒng)一，便于后續(xù)數(shù)據(jù)檢索和二次開(kāi)發(fā)利用；其次，數(shù)據(jù)編碼和命名規(guī)則的統(tǒng)一有助于數(shù)據(jù)訪問(wèn)形式的一致，也為后續(xù)數(shù)據(jù)庫(kù)結(jié)構(gòu)擴(kuò)展提供了統(tǒng)一測(cè)參照格式和標(biāo)準(zhǔn)。

(3) 基于數(shù)據(jù)模型的數(shù)據(jù)開(kāi)發(fā)技術(shù)框架的實(shí)現(xiàn)，既表明了其核心地位，也直接驗(yàn)證了數(shù)據(jù)模型的可靠性和二次開(kāi)發(fā)應(yīng)用的可實(shí)現(xiàn)性，為后續(xù)利用數(shù)據(jù)模型深入挖掘數(shù)據(jù)特征提供了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)技術(shù)支撐。

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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(xiàn)從事高放廢物地質(zhì)處置及多源地學(xué)信息數(shù)據(jù)集成與開(kāi)發(fā)等方面研究

TP391;X7

A

0258-0918(2017)06-1071-08

核 科 學(xué) 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(wěn)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(fā)生器傳熱管結(jié)垢厚度的渦流檢測(cè)方法與應(yīng)用

姚傳黨，夏清友，王家建，等(12)

基于虛擬儀器技術(shù)的快堆組件形位測(cè)量控制系統(tǒng)研究

劉云焰，孫 玉，申鳳陽(yáng) ，等(17)

CB20結(jié)構(gòu)模塊組安裝施工技術(shù)分析

安文斌，陳偉星，魏俊明(23)

壓水堆核電站安全注入試驗(yàn)期間執(zhí)行機(jī)構(gòu)拒動(dòng)和誤動(dòng)的干預(yù)對(duì)策分析

閆明晶，朱增培，高 原 (29)

二級(jí)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(dòng)特征研究

楊泰波，劉才學(xué)，羅 婷，等(42)

秦山CANDU堆功率測(cè)量校正和控制改進(jìn)

熊偉華(48)

放射性廢液蒸發(fā)系統(tǒng)的操作條件選擇

唐 楊，張永康，李振臣(54)

聚變數(shù)據(jù)庫(kù)系統(tǒng)FusionDB研發(fā)與應(yīng)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(yīng)降階的活化計(jì)算方法

張彬航，郝麗娟，等(65)

基于GA的Tokamak聚變堆芯參數(shù)優(yōu)化方法研究

孫 林，陳德鴻，段文學(xué)，等(73)

嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則入口條件研究

馮上任，佟立麗(80)

M310核電廠嚴(yán)重事故下穩(wěn)壓器隔間氫氣風(fēng)險(xiǎn)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(jì)算方法研究

劉 新，陳先龍，高敬東(101)

臨界事故報(bào)警系統(tǒng)儀表劑量計(jì)算方法研究

邵 增,易 璇,霍小東(106)

關(guān)于CPR1000核電機(jī)組低功率運(yùn)行停運(yùn)一臺(tái)CRF泵的影響分析

吳進(jìn)國(guó),王建國(guó)(113)

核電廠及設(shè)備的壽期和剩余壽期預(yù)測(cè)分析方法的研究

裴德強(qiáng),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(yīng)對(duì)策略

龐松濤，熊國(guó)華，周 舟(123)

重水堆釷鈾燃料增殖循環(huán)方案研究

楊 波，施建鋒，畢光文，等(129)

基于現(xiàn)場(chǎng)總線的核燃料后處理全逆流混合澄清槽儀控系統(tǒng)研究與設(shè)計(jì)

馬世海，張 博，李曉薇(138)

乏燃料后處理玻璃固化產(chǎn)品干法貯存通風(fēng)方式優(yōu)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(guó)明，邵 增(154)

900 MW壓水堆一回路系統(tǒng)水錘特性研究

徐維暉，梁誠(chéng)勝，王為術(shù)，等(161)

第2期

反應(yīng)堆工程

一種基于混合傳導(dǎo)模型的一回路結(jié)構(gòu)材料腐蝕-活化-遷移模型及其

應(yīng)用

鮑一晨，石秀強(qiáng)，胡華四，等(169)

Abrahamson相干模型對(duì)核電站構(gòu)筑物埋置地下部位抗震響應(yīng)的

影響

徐征宇，李忠誠(chéng)(176)

基于TRACE/FLICA III-F程序的國(guó)產(chǎn)先進(jìn)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(tǒng)動(dòng)力熔斷器燒毀原因分析及維修策略改進(jìn)

丁俊超，李 勇，浦 黎(189)

福清核電廠1、2號(hào)機(jī)組安全殼整體泄漏率試驗(yàn)充壓和降壓速率優(yōu)化的分析

和研究

杜 宇，劉 勇，丁小川(199)

反應(yīng)堆物理

慢化劑溫度系數(shù)為正時(shí)硼濃度限值研究

高 鑫，劉國(guó)明,蔡光明(203)

HTR-10一回路流量變化試驗(yàn)的模擬

陳福冰，董玉杰，張作義，等(210)

基于壓水堆運(yùn)行反饋的14C源項(xiàng)研究

付鵬濤,蔡德昌(215)

液態(tài)鉛鉍共晶合金中納米顆粒的熱泳運(yùn)動(dòng)研究

劉 亮，周 濤，方曉璐，等(223)

蒸汽發(fā)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(píng)價(jià)核數(shù)據(jù)庫(kù)系統(tǒng)HENDL3.0研發(fā)及其在先進(jìn)核能系統(tǒng)設(shè)計(jì)中

應(yīng)用

吳宜燦，鄒 俊，郝麗娟，等(242)

核安全

大功率非能動(dòng)壓水堆嚴(yán)重事故工況堆芯熔毀進(jìn)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(shè)施對(duì)雙堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故緩解的影響和

改進(jìn)

吳宇翔，張國(guó)強(qiáng)，張雪霜(263)

“壓力阱”控制方案對(duì)安注系統(tǒng)影響的評(píng)估——大亞灣核電站防一回路安注管線

熱疲勞現(xiàn)象改進(jìn)

龐松濤,熊國(guó)華,周 舟(271)

核電廠

核電廠地震概率安全評(píng)價(jià)中的電氣設(shè)備易損度計(jì)算

宋 濟(jì)，齊索妮，姚立珊(276)

地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)設(shè)計(jì)的初步論證

孔翔程，鄒志強(qiáng)，武鈴珺，等(287)

核電廠新型H形防甩擊件研究

徐國(guó)飛，盛 鋒，陳昊陽(yáng)(293)

秦山一期堆本體退役源項(xiàng)估算及輻射場(chǎng)可視化

羅 文, 宋英明,鄒樹(shù)梁,等(302)

核燃料

高燃耗乏燃料運(yùn)輸容器結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)研究

殷 勇，李其朋，馬慶俊(308)

VVER機(jī)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(jìn)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(guó)，劉云明，王 鵬，等(327)

核燃料棒溫度場(chǎng)和系統(tǒng)熵增分布計(jì)算與研究

張功偉，張鈞波，張 敏 (333)

第3期

特約稿件

大科學(xué)工程項(xiàng)目管理實(shí)施借鑒——以ITER項(xiàng)目為例

邢 超，吳鳳鳳(341)

反應(yīng)堆工程

大功率非能動(dòng)壓水堆DVI管破疊加IRWST失效觸發(fā)嚴(yán)重

事故分析

石興偉，蘭 兵，靖劍平，等(348)

一種用于船用反應(yīng)堆屏蔽結(jié)構(gòu)優(yōu)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(dòng)簡(jiǎn)化模型

劉 雨,陸道綱，汪 喆，等(362)

先進(jìn)壓水堆核電廠安全殼內(nèi)濾網(wǎng)設(shè)備壓損研究

殷 勇，熊國(guó)棟，艾華寧，等(367)

反應(yīng)堆物理

熔融鋰液滴與冷卻劑在不同溫度下的相互作用實(shí)驗(yàn)研究

游曦鳴，佟立麗，曹學(xué)武(374)

基于蛻變測(cè)試的熱傳導(dǎo)程序的驗(yàn)證測(cè)試研究

閆仕宇，陽(yáng)小華，李 萌，等(380)

放射性廢物水泥固化桶外混合技術(shù)分析

陳 良,吳雪松,饒仲群,等(386)

液態(tài)鉛鉍共晶合金中納米顆粒的熱泳運(yùn)動(dòng)研究

劉 亮，周 濤，方曉璐，等(393)

核聚變

方管內(nèi)液態(tài)鉛鋰流動(dòng)MHD壓降初步測(cè)量與分析

葉 競(jìng)，朱志強(qiáng)，周 濤，等(399)

中國(guó)氦冷固態(tài)實(shí)驗(yàn)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(tǒng)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(dǎo)則研究現(xiàn)狀

余 蘊(yùn)，趙 博，喻新利，等(423)

核電廠數(shù)字化SOP對(duì)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(yuǎn)慮，等(434)

核安全

國(guó)外核潛艇反應(yīng)堆系統(tǒng)事故淺析

盧 川，張 丹，鮮 麟(442)

核電廠事故規(guī)程自動(dòng)化水平對(duì)人員心智負(fù)荷和作業(yè)績(jī)效的

影響研究

青 濤，張 力，周 杰，等(450)

應(yīng)用分層模型進(jìn)行核電站設(shè)備可靠性參數(shù)估計(jì)

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(yīng)對(duì)措施

張春龍，朱禮洋，何 輝，等(464)

壓水堆乏燃料干法貯存技術(shù)應(yīng)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(jié)構(gòu)的數(shù)值分析和

試驗(yàn)研究

侯 碩，劉青松，余 冰，韓克平，等(477)

核技術(shù)

X射線輻射場(chǎng)平方反比規(guī)律的研究

趙 瑞，吳金杰，余繼利，等(482)

十字焊點(diǎn)對(duì)定位格架水力特性影響的數(shù)值研究

盧志威(487)

快堆一回路鈉的放射性監(jiān)測(cè)技術(shù)研究

徐 遲，謝 淳，洪順章，等(495)

大流比全逆流混合澄清槽結(jié)構(gòu)參數(shù)的試驗(yàn)研究

徐培昇(501)

安全殼消氫系統(tǒng)催化板效率試驗(yàn)影響因素分析

孫 超，邵會(huì)福，杜正建，等 (509)

北方某核電廠升功率物理試驗(yàn)優(yōu)化的論證及實(shí)施

郭 建，曹云龍(514)

第4期

反應(yīng)堆工程

反應(yīng)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(yàn)回路工藝系統(tǒng)布置設(shè)計(jì)研究

李 明,汪 海,孫 勝,等(525)

ADS次臨界系統(tǒng)中子時(shí)空動(dòng)力學(xué)計(jì)算與瞬態(tài)分析

高慶瑜，宋英明，徐宇超，等(532)

高熔點(diǎn)物質(zhì)與冷卻劑相互作用的機(jī)理研究

彭 程，佟立麗，曹學(xué)武(540)

反應(yīng)堆物理

儀用壓縮空氣SAR001MD渦輪流量計(jì)故障分析及處理

陳 軍，韓 巍，周 沖，等(545)

船用反應(yīng)堆屏蔽設(shè)計(jì)的可視化與快速計(jì)算功能開(kāi)發(fā)

于志翔，鄒樹(shù)梁，何 震(554)

脈沖堆動(dòng)態(tài)引發(fā)過(guò)程中初始反應(yīng)性的測(cè)量

高 輝，尹延朋，項(xiàng)偉靈，等(560)

水冷包層模塊第一壁流動(dòng)傳熱特性初步分析

周 璇，佟立麗，曹學(xué)武(564)

CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反應(yīng)性比較

劉忠國(guó)(572)

核聚變

網(wǎng)格權(quán)窗減方差技術(shù)及其在聚變堆屏蔽分析中應(yīng)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(shù)據(jù)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(tài)氚增殖劑聚變中子輻照損傷行為分析

黃學(xué)龍，信敬平，劉少軍，等(590)

核安全

大破口觸發(fā)的嚴(yán)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(jìn)壓水堆大破口始發(fā)嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣風(fēng)險(xiǎn)分析

溫麗麗，袁 凱，佟立麗(604)

IRIS反應(yīng)堆嚴(yán)重事故下堆內(nèi)自然循環(huán)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(yīng)用研究

陳 添，霍小東，楊海峰，等 (619)

極端條件下輻射與物質(zhì)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(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組定期試驗(yàn)啟動(dòng)方式的探討

李劍波，周 舟(638)

CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器系統(tǒng)調(diào)試研究

何元雷，張啟江，徐財(cái)紅，等(644)

紅沿河核電廠2號(hào)機(jī)組首循環(huán)壽期中啟動(dòng)物理試驗(yàn)結(jié)果分析

鄧平赳,張海州,王子興，等(651)

福清核電廠1、2號(hào)機(jī)組抗震裕量評(píng)價(jià)

邱志方，張 航，張曉華，等(656)

核技術(shù)

溫度梯度對(duì)金屬波紋管力學(xué)性能影響分析

王 闖，顧衛(wèi)國(guó)，王德忠，等(663)

核電項(xiàng)目工程量概念解析

黃 文(669)

核級(jí)鈉中金屬雜質(zhì)鈣、鉀和鐵的快速分析方法研究

黃文杰，王 密，米爭(zhēng)峰，等(675)

粘鈉設(shè)備水蒸氣氮?dú)馇逑垂に囇芯?/p>

李君瑜，李 煦，謝 淳，等(679)

COSINE子通道均相流分析程序的研發(fā)

陳 俊，羅 彬，吳照國(guó)，等(684)

實(shí)時(shí)風(fēng)險(xiǎn)監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在田灣核電站的研發(fā)與應(yīng)用

顧曉慧，鮑振利，于文革，等(691)

第5期

反應(yīng)堆工程

壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法及其應(yīng)用

孟凡江，石秀強(qiáng)，竇一康，等(697)

非能動(dòng)系統(tǒng)可靠性評(píng)價(jià)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(yàn)證試驗(yàn)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(dòng)現(xiàn)象研究

蘇子威，李云華，秦 瑋，等(727)

秦山CANDU堆物理跟蹤計(jì)算從基于PPV到WIMS-AECL程序的轉(zhuǎn)換

王 軍(735)

反應(yīng)堆物理

安全殼模型裝置內(nèi)氫氣分布特性及影響因素分析

胡效明，佟立麗，曹學(xué)武 (741)

防城港核電站堆內(nèi)中子通量測(cè)量系統(tǒng)指套管碰磨分析

胡建榮，羅 婷，簡(jiǎn) 捷，等(750)

三維離散縱標(biāo)方法在反應(yīng)堆精細(xì)屏蔽計(jì)算中的應(yīng)用研究

應(yīng)棟川，譚 怡，肖 鋒，等(756)

離心力對(duì)旋葉式分離器壁面液膜

界面不穩(wěn)定性的影響

黃 振，肖澤軍，閆 曉，等(761)

反應(yīng)堆堆外中子劑量測(cè)量技術(shù)試驗(yàn)驗(yàn)證

張亞平，鐘志民，馬先宏，等(768)

反應(yīng)堆物理

理想化的實(shí)際反應(yīng)堆內(nèi)熱中子有效增殖系數(shù)的定義及表達(dá)式的討論

裴德強(qiáng)(774)

核電站運(yùn)行期間SAR612VA逆止閥內(nèi)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(fù)安注措施研究

詹經(jīng)祥，趙世熙，楊長(zhǎng)江(789)

某核電廠主蒸汽管道應(yīng)力分析

劉嘉一，唐雨建，劉寶君(796)

JMCT-S一次屏蔽計(jì)算源項(xiàng)生成功能開(kāi)發(fā)

鄭 征，黎 輝，丁謙學(xué)，等(805)

核安全

核電廠封閉空間內(nèi)火災(zāi)火源功率預(yù)測(cè)模型及其實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證

黃咸家，畢 昆，黃善清，等 (810)

氦檢漏技術(shù)在核電站蒸發(fā)器傳熱管密封性試驗(yàn)中的應(yīng)用

周 勝(818)

風(fēng)險(xiǎn)指引型在役檢查優(yōu)化申請(qǐng)的獨(dú)立審核計(jì)算

初永越，李虎偉，黃志超，等(822)

風(fēng)險(xiǎn)指引型PSA應(yīng)用的不確定性分析方法研究

黃志超，初永越，李虎偉，等(830)

國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆嚴(yán)重事故下氫氣行為及控制系統(tǒng)分析

畢金生，萬(wàn) 霞，靖劍平，等(839)

基于遺傳BP神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的超臨界水自然循環(huán)穩(wěn)態(tài)流量研究

齊 實(shí)，周 濤，周藍(lán)宇，等(845)

核技術(shù)

基于RELAP5的高溫棒束通道再淹沒(méi)數(shù)值模擬研究

楊生興，佟立麗，曹學(xué)武,等(852)

核級(jí)陽(yáng)離子交換樹(shù)脂的輻照性能研究

王 琳，陳 童，付霄華，等(860)

粘鈉設(shè)備水蒸氣氮?dú)馇逑垂に囇芯?/p>

李君瑜，李 煦，謝 淳，等(864)

核技術(shù)

LaBr3(Ce)γ譜儀在燃料元件破損監(jiān)測(cè)中的應(yīng)用研究

覃國(guó)秀，劉玉娟，張懷強(qiáng)，等(869)

破損燃料組件修復(fù)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(dòng)系統(tǒng)可靠性分析中的應(yīng)用與發(fā)展

蔣立志，蔡 琦，張永發(fā)，等(879)

第6期

反應(yīng)堆物理

蒸汽發(fā)生器管板二次側(cè)表面溫度場(chǎng)瞬態(tài)計(jì)算

鄭恩祖，呂 紅，羅福紅，等(889)

加速器驅(qū)動(dòng)次臨界釷焚燒堆初步中子學(xué)設(shè)計(jì)與分析

李原野，王明煌，廉 超，等(895)

核電廠安全殼噴淋系統(tǒng)隔離閥上閥座開(kāi)裂原因分析

車銀輝，關(guān)建軍，呂群賢，等(902)

反應(yīng)堆工程

CAP系列核電用電纜β輻照試驗(yàn)技術(shù)研究

鄒穎男，嚴(yán)振杰(908)

射頻損耗下EAST四電流帶ICRF天線電流帶熱-結(jié)構(gòu)分析

宋 偉，楊慶喜，宋云濤，等(913)

超臨界壓力下自然循環(huán)的穩(wěn)定性研究

章明德，匡 波，張項(xiàng)飛 (920)

干式儲(chǔ)藏137Cs源反散射份額的計(jì)算研究

程昌浩，顏擁軍，祁鐵濤，等(929)

基于RELAP5的主泵試驗(yàn)臺(tái)架建模及特性分析

費(fèi)立凱，沈 峰，白 寧，等(936)

核電廠

核電反應(yīng)堆在地震和失水事故下的結(jié)構(gòu)動(dòng)力響應(yīng)分析

伍時(shí)建，尚爾濤，劉 攀，等(943)

核電廠LOCA事故下衰變鏈對(duì)主控室內(nèi)劑量計(jì)算影響研究

趙傳奇，胡文超，劉巧鳳，等(948)

核電廠電纜溫度預(yù)測(cè)改進(jìn)模型

李 璐，黃咸家，畢 昆，等(955)

核電廠全廠斷電工況下蒸汽發(fā)生器自然循環(huán)特性的比例分析

張 盼，劉宇生，溫麗晶，等(963)

核化學(xué)

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(tǒng)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(jì)算程序配套核數(shù)據(jù)庫(kù)的適用性評(píng)價(jià)

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(wěn)定性

陸浩然，汪長(zhǎng)安(992)

核安全

美國(guó)西屋3400MWth壓水堆氚排放研究

王 奇，付鵬濤(1000)

中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆堆坑在喪失外電源事故下的溫度分布數(shù)值模擬

馬崇揚(yáng)，張東輝，王長(zhǎng)茂 (1008)

碘吸附器吸附效率對(duì)核動(dòng)力廠應(yīng)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(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查方法應(yīng)用研究

李虎偉，黃志超，依 巖，等(1019)

TRACE程序在國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠小破口失水事故計(jì)算中的應(yīng)用

喬雪冬，畢金生，孫 微，等(1026)

核燃料

燃料元件破損在線監(jiān)測(cè)裝置的試驗(yàn)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(shù)

HFETR除氣加壓系統(tǒng)概率安全分析

張江云，周春林，王文龍，等(1045)

跨臨界泄壓瞬態(tài)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(yàn)證優(yōu)化分析

趙常有，王加琦，付學(xué)峰，等(1061)

基于瞬態(tài)基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)的CAACS程序驗(yàn)證

于 淼，劉國(guó)明，霍小東，等(1066)

高放廢物處置預(yù)選區(qū)地學(xué)信息數(shù)據(jù)模型構(gòu)建

王 鵬，黃樹(shù)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，F(xiàn)ANG 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，F(xiàn)U 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，F(xiàn)U 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，F(xiàn)U 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)