我国防台风工作现状与对策

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

广西实行区域用水总量控制与经济协调发展

介绍了2013~2014年广西实行最严格水资源管理制度的考核结果,结合这两年广西的经济社会发展情况,认为实行用水总量控制并未对广西经济社会发展带来负面影响。分析了今后广西实行用水总量控制与经济协调发展的可行性。     

基于二分扰动法的热电发电MPPT算法研究

为提高汽车尾气热电发电装置的整体输出效率,基于建立的汽车尾气热电发电实验系统,采用主曲线法拟合热电输出功率与电压数据,并针对已有干扰观测法、恒定电压法、电导增量法等最大功率点跟踪(MPPT)算法在热电发电系统中应用存在的不足,提出基于二分法和扰动观察法相结合的新型MPPT算法,并给出详细算法实现步骤。实验表明,采用二分扰动法的MPPT算法相较传统算法在跟踪精度和速度上有较大提升,其MPPT精度达到98.3%,跟踪速度为220 ms。     

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留（IVR）能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度（CHF）的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。      

SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析

针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响.结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500kg;破口位置对氢气的产生影响较小.     

氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果

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

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性，需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明，小破口失水事故下，耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异，小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。      

一体化严重事故程序与系统程序耦合研究

为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例Marviken CFT 24验证了这2种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。     

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程，当温升达到一定程度时，会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化，氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应，从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K，以自主化三代核电厂作为分析对象，选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响，结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程，该过程持续大约20~30 s，随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度（PCT）。