一、美国核管会详细介绍反应堆问题（论文文献综述）
李长园[1]（2021）在《铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究》文中研究表明铝基碳化硼是以金属铝为材料基体,以碳化硼为中子吸收物质组合而成的复合材料。铝基碳化硼复合材料具有良好的热中子吸收性能,材质轻,韧性好,耐高温、耐辐射,原材料价格低廉,已被用于部分压水堆核电厂乏燃料贮存和转运过程中的中子屏蔽。铝基碳化硼复合材料的制备工艺目前主要有金属熔融铸造法、浸渗工艺法和粉末冶金法三种,其中粉末冶金法技术最成熟,使用最广泛。铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能是该材料被用于中子屏蔽的重要参数之一,影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有材料配比、硼-10丰度、材料密度、碳化硼粒度和分布等。本文首先概要介绍了采用粉末冶金法制备铝基碳化硼复合材料样品的工艺流程及对材料的物性测量,为材料中子屏蔽性能的分析测量提供条件。本文研究的重点工作为采用理论分析、数值模拟和实验测量等多种方法对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素进行分析,为该材料的优化和改进提供借鉴和依据。针对铝基碳化硼在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用,分析了熔盐堆燃料盐在反应堆停堆后的中子来源、放射性强度和能量谱分布,通过对比分析了铝基碳化硼用作燃料盐排放罐中子吸收材料与镉板、普通混凝土材料的优势,计算给出由铝基碳化硼和聚乙烯组合而成的熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽方案。本文的主要章节和相应内容为:第一章,绪论。铝基碳化硼复合材料作为一种新型高性能中子吸收材料,其制备方法、力学性能和耐辐照性能等均被国内外学者广泛研究,但针对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能因素的相关研究报告并不多且缺少系统性的归纳总结和实验测试验证。本章节概述了铝基碳化硼复合材料的研究现状、研究中存在的不足、中子屏蔽理论与分析方法、铝基碳化硼复合材料相比碳化硼陶瓷材料、硼铝合金材料的优势以及本文针对铝基碳化硼复合材料所要开展的研究内容。第二章,样品制备与材料物性。本文测试使用的铝基碳化硼复合材料采用粉末冶金工艺制备。铝基碳化硼复合材料密度测试结果接近理论值,说明通过冷压成型、热压烧结和轧机轧制等工艺可以避免复合材料内部的微孔,提高材料相对密度;采用X射线衍射分析仪对铝基碳化硼复合材料物相的测量未发现材料中存在硼铝化合物,说明该制备工艺过程中铝和碳化硼发生化学反应的概率比较低;采用扫描电镜观察铝基碳化硼复合材料样品表面的微观组织形貌,为后续分析材料中子屏蔽性能的数值模拟和实验测量结果之间存在的差异提供依据;通过计算中子辐照对铝基碳化硼复合材料的原子平均离位（DPA）,分析该材料受中子辐照的产生损伤的机理,为其作为非结构性材料用于熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽提供理论指导。第三章,中子屏蔽性能理论与模拟分析。优异的中子屏蔽性能是铝基碳化硼复合材料被广泛用作中子屏蔽材料的重要因素之一。影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有B4C含量、硼-10丰度、材料密度和中子注量等。本章节采用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序进行模拟计算,针对硼-10吸收中子的能量范围比较宽的特点,分析了铝基碳化硼复合材料对不同能量的中子的屏蔽性能,为材料屏蔽中子的适用范围以及与其他中子慢化材料进行组合使用提供理论借鉴;铝基碳化硼复合材料主要用于吸收热中子,分析了该材料的热中子屏蔽性能分别随B4C含量、硼-10丰度、材料密度的变化规律,为材料的制备优化提供科学的基础数据;分析了铝基碳化硼复合材料吸收中子消耗硼-10对材料中子屏蔽性能的影响和变化规律,为该材料作为非结构性材料可以长期用于高通量中子辐照环境提供理论数据。通过对球状模型和板状模型计算结果的比较,证实了中子散射的贡献是导致模拟与理论公式计算结果存在细微差别的原因。第四章,中子屏蔽性能实验验证。采用电子加速器驱动的白光中子源装置分别测量了碳化硼质量份数分别为16.85%和31%的铝基碳化硼复合材料板对2×10-9Me V～5×10-4Me V能量范围中子的屏蔽性能,通过实验测量结果分析了碳化硼含量对材料中子屏蔽性能的影响。通过将铝基碳化硼复合材料分成碳化硼颗粒和铝基体两种材料的组合建立新的模型,分析碳化硼粉体粒度对复合材料的中子屏蔽性能的影响,计算结果对比发现碳化硼粉体粒度的增加会影响铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能,尤其影响材料对能量小于10-7Me V的低能中子的屏蔽性能;分析发现,当碳化硼的粒度减小至几个微米时,复合材料的中子屏蔽性能可以接近理论水平,该分析结果为材料制备过程中对于碳化硼原材料粒度的选择具有一定的指导意义。第五章,在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用。熔盐堆采用Li F-Be F2-Zr F4-UF4（65.30 mol%-28.71 mol%-4.79 mol%-1.20 mol%）作为燃料盐,燃料盐中Be F2的摩尔配比高达28.71%,反应堆停堆后,燃料盐中放射性核素释放的γ射线通过与铍等核素发生（γ,n）反应产生的中子远高于燃料盐自身裂变的中子产额。采用ORIGEN-S程序计算放射性核素衰变、放射性核素裂变和（α,n）反应的中子源强和能量分布,采用MCNPX程序计算γ射线与物质发生（γ,n）反应的中子源强和能量分布,通过对反应堆停堆后燃料盐中子来源、源强和能量分布的分析,确定燃料盐排放罐四周的中子辐射影响。铝基碳化硼复合材料中子吸收能量范围宽,用于屏蔽燃料盐排放罐中子明显优于镉和混凝土材料。采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加10 cm厚度的聚乙烯中子慢化材料组合可以将燃料盐排放罐外的中子注量率降低至1×105 n/（cm2·s）以下,防止中子对周围设备的活化;采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加20 cm厚度的聚乙烯可以将排放罐外的中子剂量当量率降低至2 m Sv/h以下,方便燃料盐排放罐的运输。第六章,总结与展望。总结了铝基碳化硼复合材料对不同能量中子的屏蔽性能变化;分析了碳化硼含量、硼-10丰度、材料密度和碳化硼粒度等对铝基碳化硼复合材料热中子屏蔽性能的影响及变化规律;比较了铝基碳化硼复合材料作为熔盐堆燃料盐的中子吸收材料与传统的中子屏蔽材料镉、混凝土相比,具有中子吸收能量范围宽等优势,可以节约中子屏蔽空间,减小中子屏蔽重量,解决工程设计中屏蔽空间和重量受限问题。针对铝基碳化硼复合材料进一步用于结构性中子屏蔽材料所要解决的材料力学性能和耐辐照性能等问题进行了展望。
孙明[2]（2021）在《基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究》文中研究说明核能是人类社会能源结构的重要组成部分。相比于裂变能,聚变能具有清洁高效、核燃料丰富以及反应产物放射性污染少等特点,因此被称为人类社会的终极能源形式。概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment,PSA）是评估裂变堆概率安全的方法,在裂变核能系统中已经得到了广泛应用并且技术已经成熟,但在聚变堆中的应用还处于研究阶段。可靠性、可用性、可维修性以及可检测性（Reliability,Availability,Maintenability,Inspectability,RAMI）方法是 ITER 组织为评估聚变堆的系统可靠性、可用性以及减小聚变堆的技术风险而提出来的。随着聚变堆技术的发展,开展基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究显得尤为紧迫和重要。基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法、基于PSA的聚变堆物项安全分级方法以及基于PSA和AHP的聚变堆可靠性指标分配三种方法都基于聚变堆PSA模型,都从概率的角度对聚变堆进行安全评价、物项安全分级以及可靠性指标分配,并且三种方法相互联系,形成一个系统工程。本文将在这三个方面开展深入研究:PSA和RAMI方法都运用可靠性技术从概率的角度对核设施的安全性能进行评估。本文通过整合PSA和RAMI方法,开展基于PSA和RAMI的聚变堆安全评价方法研究。基于PSA和RAMI的聚变堆安全评价方法为聚变堆的系统可靠性、可用性以及总体概率安全性的评价提供了一体化的方法,也为聚变堆的系统风险消除和设计优化提供了技术途径。合理的物项安全分级对聚变堆的安全性和经济性具有重要意义,传统的物项安全分级存在保守的情况。本文从概率的角度出发,利用聚变堆PSA计算出来的物项重要度信息对聚变堆物项的安全等级进行再次划分,将PSA和物项安全分级结合起来开展基于PSA的聚变堆物项安全分级方法研究。基于PSA的物项安全分级方法为聚变堆物项安全分级提供了更为全面而深入的方法。目前可靠性指标分配主要针对具体的系统,缺乏从顶层到具体部件地将可靠性指标分配贯彻在聚变堆的设计之中。本文运用层次分析法（Analytic Hierarchy Process,AHP）将聚变堆分为总体层、系统层以及部件层等不同的层次,同时结合聚变堆的PSA模型,开展PSA和AHP的可靠性指标分配方法的研究。基于PSA和AHP的可靠性指标分配方法为聚变堆可靠性指标分配提供更加系统性的方法。基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用为评估聚变堆系统可靠性、可用性、总体安全性以及风险消除提供了一体化的方法,为聚变堆的物项安全分级提供了更加全面而深入的方法,为聚变堆可靠性指标分配提供更加系统的方法,完善并发展了聚变堆聚变堆聚变堆的安全评价、物项安全分级以及可靠性指标分配的方法体系。
刘思佳[3]（2020）在《小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究》文中研究说明氟盐冷却高温堆是结合了多种反应堆优势提出的一种第四代反应堆,其技术特点为:使用包覆燃料颗粒作为燃料,熔融氟盐作为冷却剂,更多采用非能动安全设计,借鉴成熟的反应堆常规岛设计和能量转换系统。评估认为,氟盐冷却高温堆具有良好的安全性、经济性、可持续性和防核扩散性,具有很高的商业可行性。小型模块化反应堆是当前反应堆发展的一大热点,因为小型模块化反应堆能满足更广大用户和更灵活的用电需求。小型模块化反应堆通过其固有的和非能动安全特性提高了反应堆的安全性能,也提供了更好的前期资本承受能力,适用于热电联产和非电应用。结合氟盐冷却高温堆的诸多优势和模块化反应堆的技术特点,本文提出了一种小型模块化棱柱型氟盐冷却高温堆设计SM-FHR（Small Modular Fluoride salt cooled High temperature Reactor）。SM-FHR使用Flibe作为反应堆的冷却剂,燃料为TRISO包覆燃料颗粒。燃料元件采用棱柱型燃料元件,反应堆功率150MWth,预期堆芯寿期2年。本文首先从单组件水平,分析碳/重金属比和燃料核尺寸对燃耗深度、寿期、反应性温度系数的影响,确定组件的参数。结果表明,为了保证堆芯寿期可以达到2年的预期目标,同时保证冷却剂温度系数为负,整体温度系数为负,要求碳/重金属比低于500和燃料核直径为350～750μm。SM-FHR参考堆芯选取碳/重金属比为260,燃料核直径425μm。此时,堆芯寿期可达到927天,燃耗深度为99 MWd/kgU,温度系数为负。SM-FHR堆芯初始剩余反应性达到34000 pcm,为了降低控制棒布置的复杂性,首先考虑在堆芯组件内布置可燃毒物,最大化降低堆芯寿期内反应性摆幅。对不同可燃毒物装载量、不同可燃毒物颗粒大小及不同可燃毒物空间分布下的反应性摆幅及换料周期进行了优化,并分析了可燃毒物消耗规律。分析表明,在组件内燃料与可燃毒物的装载体积比为52,可燃毒物颗粒大小200μm,边缘组件内的可燃毒物装载量降低的情况下,可将剩余反应性压低到2500 pcm,燃耗深度有所降低,燃耗天数降到776天,但仍能满足2年的设计预期。可燃毒物布置后堆芯各组件燃耗深度和功率峰因子都有所展平,有利于提高堆芯安全性。进一步采用布置控制棒方式来调节临界并控制SM-FHR的升降功率运行,并最大化降低其对堆芯物理参数的影响。控制棒布置考虑两种方案:堆芯反射层内布置与堆芯中心集中布置。研究发现,反射层内布置控制棒的反应性价值较低,不适合作为控制棒的布置方案;而中心组件交界位置布置6根控制棒可以满足各工况的反应性控制需求。通过CFD对1/12堆芯建模,获取了SM-FHR堆芯流场、温度场分布情况并分析了TRISO颗粒的失效概率。分析表明,堆芯燃料温度未超过运行限值;TRISO包覆燃料颗粒堆芯局部最大失效概率为6.5×10-5,平均失效概率为2.0×10-7,证明在当前设计下具有较高的安全特性;燃耗深度分布、堆芯TRISO失效概率分布等仍存在较大的不均匀性,主要由控制棒对轴向功率分布的影响造成。通过对SM-FHR建立单通道模型,分析一回路完全采用自然循环驱动的可能性。模型建立了自然循环高度与反应堆功率、冷却剂温度差、冷却剂通道尺寸和换热器压损的关系。在150 MW功率下,若想建立完全自然循环的一回路,需要适当提高冷却剂的温度差和冷却剂通道直径,在保证换热的前提下,尽可能降低换热器的压损。可考虑将功率降到30 MW,实现一回路的全自然循环,换料周期可达10年。
胡加永[4]（2020）在《核级DCS应用软件V&V方案设计与应用》文中认为核电作为一种清洁能源,在其快速发展的同时,核电安全问题也日益引起国内外的关注。仪控系统是核电厂的中枢神经,尤其是安全级仪控系统,对确保核电厂的安全运行起着至关重要的作用。随着计算机技术的快速发展,基于计算机的数字化控制系统（DCS）已经逐步取代了模拟仪控系统。安全级DCS系统的最大特点是通过软件来实现核电厂的安全保护功能。如何保证软件开发过程及最终产品满足预期需求,同时又不引入非预期特征,是确保安全级DCS系统可靠性和安全性的关键。软件验证与确认（V&V）技术作为保证安全级DCS软件质量和可靠性的重要手段,是安全级DCS系统软件开发过程中必不可少的活动,受到了国家监管机构与用户的高度关注。因此,对软件V&V技术开展研究具有重要意义。核电厂安全级DCS系统中所包含的软件按照其所执行的功能可分为平台软件和应用软件。平台软件是指系统软件、算法块软件、工程应用软件开发工具等,应用软件是指基于核电厂运行需求,在安全级DCS系统平台上开发的满足核电厂功能要求的软件。安全级DCS应用软件V&V活动与应用软件开发过程同步开展,贯穿应用软件开发全生命周期。本文将对国内外核电相关标准法规进行梳理,如核安全法规HAF、核安全导则HAD、IEC系列标准、IEEE系列标准等,明确软件V&V活动的要求,建立软件V&V标准体系架构,确定软件V&V活动执行所需遵循的主要标准。并进一步对软件V&V活动所遵循的标准进行分析,识别出软件V&V活动的技术要点,如V&V独立性、软件完整性等级、V&V过程控制等,为后续应用软件V&V活动方案的设计与应用奠定基础。此外,本文以阳江核电厂5号机组安全级DCS供货项目作为工程实例,结合软件V&V技术要点,进行安全级DCS应用软件V&V方案设计,如V&V独立性方案、软件完整性等级方案、V&V过程控制方案等,并在项目中进行应用,确保应用软件V&V方案与活动执行满足标准法规的相关要求。经过实践证明,软件V&V活动在安全级DCS应用软件开发过程中发现并解决了大量的应用软件异常,有效地提高了DCS系统应用软件质量,取得了良好的应用效果,阳江5号机组安全级DCS应用软件V&V活动也顺利通过了国家监管机构与业主的严格审查,证明了软件V&V技术方案与活动执行符合标准法规的相关要求。该方案也在后续的田湾核电站5&6号机组、红沿河核电站5&6号机组、防城港3&4号机组等DCS供货项目中得到了推广应用。
杜芸[5]（2020）在《风险指引的安全裕度特性分析方法论的研究与应用》文中研究说明现行的核能安全分析方法,包括确定论分析方法和概率论分析方法,均存在自身的局限,尤其是面对有限幅度设计变更时,传统的安全分析方法很难敏感的捕捉其风险响应。为了帮助核电厂业主做出更符合经济性和安全性的决策,本文通过对风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法论的深入研究,整合两种现有的安全分析技术,开发并成功执行了以此理论为基础的计算风险评估方法（CRA）。该新的安全分析方法可提供三类主要的应用,其分别为（1）量化风险指引的安全裕度,（2）从风险的角度优化核能电厂各重要系统的设计,以及（3）量化系统老化或设计变更对系统所造成的风险响应。本论文着眼于讨论CRA方法在有限幅度功率提升对系统的风险响应问题中的应用。通过对一个传统三环路压水堆全厂断电事故特定风险显着序列的分析、对认知性参数和随机性参数不确定性的同时量化、以及量化过程中对抽样区间和样本数合理有效的缩小,本方法改进了传统PSA技术,提高了风险评估的效率和敏感性。最终计算得到了新方法下的堆芯损伤频率,并且成功量化出小幅功率提升对电厂风险的影响。本论文的主要内容包括:（1）通过对风险指引安全裕度特性分析方法的研究,阐述新一代安全分析技术所需具备的能力和预期达到的目标。以此为指导,将确定论BEPU方法和概率论PSA技术有机结合,开发新一代的安全分析方法——计算风险评估（CRA）方法,并且制定基本实施步骤。该方法需要整合的技术包括PSA建模技术、核能电厂事故动态模拟与分析技术、不确定性分析技术、高效的抽样技术和数据统计技术等。（2）将本文开发的计算风险评估（CRA）方法应用于在运典型三环路压水堆核电厂全厂断电事故中的风险显着序列。内容包含:对真实电厂的最佳估算建模;对传统PSA模型关键事件的细化分析处理;对电厂状态参数和随机性参数同时随机抽样;运用统计学方法量化不确定性对结果的影响等。最终计算得到新的堆芯损伤频率被有效减小,从而挖掘出了更大的安全裕度空间。（3）运用CRA方法量化功率小幅提升对典型压水堆核电厂全厂断电事故风险显着序列的堆芯损伤频率的影响。从该分析方法中,可以清晰的看到当电厂小幅功率提升时（5%）,电力恢复时间的有效抽样区间会因此发生左移,确定失效的概率增大,同时抽样范围内的条件失效概率也发生微幅提高。由此,功率小幅提升对全厂断电事故中的风险显着序列的风险响应得以量化。将丧失热阱为主因的序列和轴封失效为主因的序列合并起来,得到:额定功率时,两者的堆芯损伤频率和为1.234E-5/堆年;功率提升5%时,两者的堆芯损伤频率和为1.389E-5/堆年,升高了12.56%。本文以风险指引的安全裕度特性分析方法论为指导,旨在发展出一套整合确定论与概率论分析方法的全新的具备新一代分析能力的安全分析方法,在国际和国内均属领先。更重要的是,本文将停留在理论上的展望成功实践于我国典型压水堆核电厂小幅功率提升的风险响应量化评估。该尝试为电厂中更广泛的小幅设计变更和设计优化等问题的风险量化奠定了良好基础。不仅为电厂业主提供了务实的决策依据,同时也为核电监管部门提供了许可审核的新思路和新方法,具有重要的工程意义。
任董国[6]（2020）在《基于整体性效应实验的余热排出系统失效事故研究》文中进行了进一步梳理余热排出系统（RHRS）作为先进核能系统的专设安全设施之一,其在冷停堆工况下失效所导致的核安全事故将会引发一系列非常严重的后果,甚至带来堆芯熔化的风险。目前国际上对于在运行核电机组冷停堆工况下RHRS丧失事故进程中系统热工水力现象的研究比较缺乏。此外,由于开展该事故工况相关的实验研究比较少且需要消耗很大的成本,因此验证系统程序针对该事故的模拟准确性和适用性十分必要。针对上述研究现状,本论文基于德国整体性效应实验装置PKL-III开展的冷停堆状态3/4–Loop-Operation工况下RHRS失效事故实验,采用RELAP5程序对该事故开展了模拟计算研究,进行了计算结果与实验结果的对比以及与ATHLET程序计算结果的对比,验证了该程序在该事故工况下的模拟适用性及准确性,可以为后续采用该程序进行仿真安全分析以及将程序应用到更广泛堆型的RHRS丧失事故研究中提供理论指导;深入分析了事故进程中的关键热工水力现象,如蒸汽发生器一次侧蒸汽冷凝回流对堆芯余热排出进程的影响等,并对事故发生后堆芯裸露的时刻、应急堆芯注入启动时刻、安注水量等一系列重要动作序列参数进行了定量计算分析,评估了RHRS丧失后两种紧急堆芯安注措施对事故的缓解能力。该工作可以为压水堆核电站相关系统设备的安全改进、紧急事故条件下操作人员应急措施规范的制定、数值模拟计算程序预测能力的提升提供必要的参考。
田野[7]（2019）在《概念转喻视角下科技英语汉译策略研究 ——以《梅波特海军基地最终环境影响报告》（4-6章）为例》文中提出科学文本包含有大量复杂而抽象的科学技术概念。因此,将概念转喻应用于科技文本之中能够帮助读者理解其中的专业知识。通常说来,某一概念实体通过概念转喻的认知过程,在同一理想化认知模型中为另一概念实体提供心理可及,以此帮助读者理解某一概念实体所包含的陌生概念。然而,英汉语言文化之间的认知差异同样在概念转喻中有所体现,因此对于英汉语言中的转喻翻译而言存在着一定的挑战。基于上述观点,本文以《梅波特海军基地最终环境影响报告》第4、5、6章为翻译材料,以概念转喻作为研究对象,试图探究科技英语中概念转喻的汉译策略。基于源语文本的翻译实践,本文归纳总结了文本中出现的概念转喻现象,分析了源语和目的语在表达方式和认知方式上的异同,借鉴转喻翻译策略,进而将概念转喻在科技英语中的翻译策略归纳为四类:采用目的语对应喻体;采用目的语特有喻体;采用“源语喻体+喻标”;舍弃源语喻体。对于具有高度跨语言共性的源语言转喻,可以使用直译法,也就是说,可以直接使用目的语言的对应喻体;对于两种语言之间使用不同喻体表达同一喻标的情况,译者需要通过目的语喻体翻译源语言喻体;对于具有鲜明民族文化特征的转喻,为了保留源语中的特有文化,同时将源语的文化内涵传达给目的语读者,译者可以直接翻译源语言喻标;由于英汉认知和表达的差异,两种语言中的转喻存在不对称性,即目的语没有与源语对应的转喻形式,因此可以舍弃源语喻体。综上所述,译者应当仔细分析概念转喻在源语和目的语中的映射。结合英汉语言在认知方式和表达方式上的差异选取相应的翻译策略,增强读者对科技文本的理解。
甘露茜[8]（2019）在《核能行业放射性废物安全管理法律制度研究》文中指出核电是当今人类社会对核能进行和平利用的一种重要方式。作为世界上少数几个拥有完整核电工业体系的国家之一,发展核能是我国选择的应对当前急迫的能源需求、落实环境保护以及改善能源结构等问题的战略方向。因而核能行业是目前我国战略性的新兴产业。我国的核能工业自上世纪五十年代开始相关探索,自此之后不断发展。尤其是在自上世纪八十年代改革开放以来,国家“军转民”的相关方针使得核能行业的发展重点由国防建设转向为社会经济建设。其后以秦山核电站、大亚湾核电站、红沿河核电站等为代表的一系列商业性核电站先后开始建设并投入使用,使得我国逐渐建立起了比较完整的一套核能行业体系。但同时我们必须清醒的认识到,现有整个核能行业链条中,除核设施建设、运营、研究设计、建筑安装、设备制造、技术服务、人才培养等领域之外,对放射性废物的管理和处置也是核能行业中十分关键的一环,更是体现核能行业发展真正水平的试金石。在我国核能行业不断发展的同时,相应的一系列的核能应用过程中已经产生并且将进一步逐渐累积起来更多的放射性废物。这些放射性废物以固态、液态乃至气态的形式存在,对我国的环境存在着较大的潜在危险。如何对放射性废物进行科学、合理且高效的监督与管理,这其中包括处理、运输、贮存和处置等各个环节以确保它们的安全,不仅对于核能行业的健康发展具有关键作用,更是实现我国环境保护目标所必须确保的要求。针对核能行业中放射性废物的安全管理,我国目前已经颁布了《中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》等基本法律以及我国国务院各个部委所颁布的部门规章、国家核安全局发布的导则等一系列相关法律、法规、部门规章及标准。同时,国家核安全局、环境保护部下属核与辐射安全中心以及各地核与辐射安全监督站等相关机构也对放射性废物的安全进行着持续的监督与管理。为了对核能行业所产生之放射性废物安全进行有效的监督和管理,当前国际社会层面已经在一些基本的准则上达成共识,即由国际原子能组织（“IAEA”）颁布的于2001年起生效的《乏燃料和放射性废物管理安全联合公约》。截止2017年7月,该公约已有42个国家签署加入。在此公约基础之上,跟随国际原子能机构先后所发布的一系列与安全标准,构成了目前全球放射性废物安全管理的基本法律框架。此外,国际放射防护委员会（“ICRP”）也对于辐射剂量防护等事宜发布了一系列体系原则性文件作为指导。目前各个拥有核能行业的国家也在结合IAEA、ICRP等国际组织有关公约、导则或建议后,根据各个国家其自身实际的政治结构、经济状况及社会发展的情况,去详细的制定符合国情的放射性废物安全管理所相应的放射性废物管理战略政策、管理法制以及标准体系、处置体系等系统。其中不乏一些具有借鉴参考意义的各国实践可作为我国的参考案例。本论文从比较研究的角度通过对具有代表性的核能国家中放射性废物的法律安全管理进行研究,借此对我国放射性废物安全管理的法律管理制度进行相应的思考并提出建设性的意见。文章内容主要包含以下部分:引入本文研究内容的绪论、核能行业中放射性废物安全管理法律制度的理论分析、核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据、核能行业放射性废物安全管理法律制度各主要组成部分之研究、我国核能行业中放射性废物安全管理法律制度目前之现状审视与不足之处,以及对于我国核能行业放射性废物安全管理法律制度进行完整构建的具体建议。目前全球对于核能行业放射性废物的安全管理仍然较多的从物理学、工程学、地质学、环境学乃至项目管理等角度加以研究,而对于相关的战略以及政策,到具体的各项法律制度,其仍然处于一个较为初级的阶段。相信随着核能在人类社会经济生活中作用的不断增强,相关的安全管理法律制度研究也必将越来越完善。在结合国内外相关研究的基础之上,本文研究的目的在于对国内外相关信息之收集与总结,再结合目前我国相关制度的现状,做进一步的比较、分析以最终实现对如何促进我国核能行业放射性废物安全管理法律制度提出意见与建议。文章的研究思路,则是首先对于相关法律制度所涉及的理论基础作深入探讨,再对相应的系列概念进行界定并对核能行业的发展历程及现状进行介绍。在对所探讨的主体做了学术研究准备及理论分析准备后,本文开始了对于核能行业放射性废物法律制度的各个构成部分通过单独的章节进行了单独的讨论。每个相应章节中包含了对域外数个具有代表性的国家在核能行业放射性废物安全管理战略与政策依据及相关法律制度本身主要构成的各个制度进行的比较分析与研究,并且对于这些域外国家之相关战略与政策依据与具体管理法律制度之发展趋势与特点进行了归纳与总结。同时,在每个章节中对我国相关制度所对应的具体情况也做了介绍,并进一步的通过比较研究的方法,对我国相关制度做深入分析。比较分析研究的目的是为了对我国相关法律制度的进步与发展提供对比与参考的资料。最后,再基于已经获得的研究成果,专门聚焦于我国核能行业放射性废物安全管理法律制度上目前所存在的问题与可能的改善路径。整体来讲,本文的研究主要基于国际法学理论、环境法学理论,以目前现有的国际公约、国际惯例等为理论依据,以文献研究为主,大量搜集、阅读文献报刊资料,同时借助媒体网络,广泛收集与放射性废物安全管理有关的资料。通过理论和实践相结合,思辨和实证相互运用,重在实证研究,在文章中提出自己的见解,以期对我国相关法律制度的构建及实践操作形成更为合理的指导与改善。在研究内容方面,文章研究的内容是针对人类社会较为新兴的行业与面临的较为新颖的问题所开展的,文中专门针对核能行业放射性废物之安全管理进行归纳、分析与归纳。研究角度方面,从“安全管理”角度出发,对核能行业放射性废物安全的相关管理与监督活动进行总结,并从其安全管理制度之法律渊源、法律运行、法律监督等角度通过对现有相关各国安全管理法律制度及国际安全管理法律制度进行比较与借鉴。研究方法方面,则是分别应用了实证研究、比较研究与历史研究等方法对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行了研究。为充分的对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行研究,文章专门设立了章节就相关理论问题进行讨论。在对基础概念进行厘定后,可以确定本文的研究对象是指来源于核能行业（“Nuclear Power Industry”）的放射性废物,根据组成核能行业的各环节,其中包括对核燃料的地质勘探开采、核燃料的提炼精制、核燃料元件的制造、核燃料循环产生的放射性废物以及核设施退役产生的放射性废物等。与此同时,在综合各种对于放射性废物安全管理相关的定义及概念后,本文认为核能行业放射性废物的安全管理,是指:为实现核能行业中上述各种活动相关放射性废物的安全,依据相关的法律战略与政策依据,通过相关许可制度、应急制度等途径,由相应管理主体所执行的,针对这些放射性废物的一系列监督管理活动。从核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性来说,其本身还应当具有合理性、必要性以及可行性。核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性是其能够从根本上促进人的自由解放与全面发展的特质。如果说正当性是对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行研究的前提,那么理论基础则是对核能行业放射性废物安全管理法律制度的基石。针对核能行业放射性废物安全管理法律制度,主要有可持续发展理论、环境权理论以及风险控制理论作为对其开展研究之理论基础。这些理论从不同的角度构成了核能行业放射性废物安全管理法律制度的基础。通过对核能行业放射性废物安全管理法律制度的一系列理论分析之后,可以确定本文所讨论的核能行业放射性安全管理法律制度正是从实证的角度,主要是指基于相关的战略、政策,通过具体的立法框架,对来源于核能行业中的放射性废物之安全进行监督与管理所相关各领域之法律规范、措施与方法的总称。通过上文中对于核能行业放射性废物安全管理法律制度内涵之专门的解析,再结合目前实践的可以看到该制度主要由相应的主体法律制度、许可法律制度、退役法律制度、应急法律制度以及信息交流与磋商制度所构成。此外,在相关法律制度的内涵与主要构成之外,相关法律制度的价值与功能及构建原则等也应当被纳入相应研究的范畴。针对核能行业所产生之放射性废物的安全管理,相关国家都会根据自身情况从国家层面制定相应的战略、政策与策略以作为整个安全管理法律制度之基石与出发点。一个国家核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据是由该国相应的放射性废物安全管理的战略、原则、政策所支撑的,具体来说主要包括:技术路线、选址准则、决策程序、资金模式等。目前我国核能行业放射性废物安全管理法律制度相关战略与政策理据在技术方面与国外并明显差异,主要不同存在于决策过程透明化程度、资金保障机制等。对于核能行业放射性废物的安全管理,除基本的国家战略政策以外。还必须针对此相关的法律制度设置科学合理的立法体系。由于核能行业放射性废物的特殊性质,使得对其的安全管理不仅要从一国国内加以严格要求,并且也必须要从国际社会的尺度进行合作落实。因此如何妥善的处理相关国际立法与国内立法之间的关系也就显得尤为重要。对于核能行业放射性废物安全管理相关的国际法体系,本身就是不断从领先国家的核能行业实践中汲取经验和教训以总结归纳而成。并且在相关国际法具体的实施过程中,也必须由相应的国内法律提供支撑与协调,从而有效的对这些国际性的法律文件加以实施。同时,对于核能行业放射性废物安全管理相关之国内法律而言,相关国际法律或规范性文件也对世界上绝大多数相关的国家提供了良好的引导。基于研究目的,本文的主要内容之一便是对中外核能行业放射性废物安全管理法律制度的各种构成部分进行比较研究,通过对主体法律制度、许可法律制度、退役法律制度、应急法律制度以及信息公开与公众参与法律制度的中外比较,可以总结出目前域外各代表性国家所拥有的相关法律制度各主要构成部分的特点。亦可以在结合我国核能行业反射性废物法律制度现状后,看到目前相关法律制度主要有以下不足之处,即:相关立法框架存在缺失、相关管理主体职能设定分散不清、相关管理机制缺乏保障、应急准备与响应制度缺乏可操作性、相关信息公开、公众参与制度亟待发展。借鉴域外国家相关法律制度中的有益经验,可对我国核能行业放射性废物安全管理的法律制度作出相应的建议。首先,应当对我国核能行业放射性废物安全管理立法框架加以完善。我国目前我国的放射性废物管理的法规标准体系还不够完善,原子能法是我国法律体系中基本而又迫切需要的法律,构建相对独立的原子能法律是核能安全发展的必要前提,因此急需出台。我国在不断完善核燃料循环、核设施退役和放射性废物处置的管理政策,建立健全相关准入和执业资格制度的同时,还应加强“三废”处置经费筹措和使用的管理,制定核设施退役管理办法,研究并制定废旧放射源和核技术利用废物处理处置相关管理办法等。其次,应当对我国核能行业放射性废物安全管理主体制度加以完善。要完善此方面,需要进一步清晰划分各参与主体之具体职能并加强放射性废物管理主体之权威性与独立性。再次,应当对我国核能行业放射性废物安全管理运行制度加以完善,实现对放射性废物产生及处置活动中的全过程管理并保障相关管理活动之资金需求。之后,还应当对我国核能行业放射性废物安全管理应急准备、信息公开与公众参与制度加以完善。本文认为:对核能行业产生的放射性废物安全进行有效管理并建立与之对应的科学和完善的管理法律制度,是保障核能行业不断进步的重要基石。本文采用了理论与实证、归纳与演绎互相融合的研究方式。在分析核能行业放射性废物安全管理一般概念、定义基础上,对目前国际中核能行业发展的几个代表国家有关核能行业放射性废物的安全管理法律制度进行了总结与分析,同时也对我国核能行业的相关国际管理制度、公约等国际法环境进行了归纳和借鉴。通过对于各国之间以及中外之间对于核能行业放射性废物管理制度之比较,以及对于相关国际性规定与公约的分析,从中提取出对我国相关安全管理法律制度具有价值的启示。最后再结合对我国核能行业中放射性废物安全管理的法律制度之历史沿革、现实状态以及未来展望之分析,对我国目前相关安全管理法律制度的完善与发展提出有益的意见与建议。
叶潜[9]（2019）在《小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析》文中指出小型模块堆（SMR）由于其灵活性、安全性及经济性等特点受到了核能领域的广泛关注。由于小型模块堆一体化设计的固有安全特性,事故过程中的现象与常规压水堆有所不同,因此还需要对其进一步分析验证。本文以IRIS（International Reactor Innovative and Secure）小型堆为研究对象,使用RELAP5/MOD3.3程序建立了分析模型,对多种典型失水事故（LOCA）进行了研究,深入分析了其瞬态过程中的热工水力现象及非能动安全特性,并基于2英寸SBLOCA工况的计算结果进行了不确定性分析研究。首先,基于对国内外小型堆研究现状的调研以及RELAP5程序中部分重要模型的初步评价及适用性分析,建立了IRIS小型堆RELAP5程序分析模型。对所建立模型进行了稳态运行调试,在稳态运行的基础上进行了直接注入管线（DVI）双端断裂LOCA瞬态模拟计算,分析了事故瞬态过程中的重要热工水力现象及安全特性,并将模拟结果与其他同类研究结果进行了对比验证,证明了本文所建模型的合理性。在此基础上,通过对1英寸、0.5英寸SBLOCA工况及化学与容积控制系统（CVCS）SBLOCA工况的模拟计算,分析比较了不同破口尺寸及破口位置对小型堆的安全特性影响,结果表明破口尺寸较小,最小堆芯坍塌液位出现分别推迟约600s（1in.）及1200s（0.5in）;破口位置提高,破口处转化为两相喷放时间由1625s提前至400s。其次,通过对基准SBLOCA叠加部分部件失效研究了IRIS小型堆非能动安全系统对事故后果的缓解能力,分别模拟了SBLOCA叠加非能动余热排除系统（EHRS）失效,SBLOCA叠加自动卸压系统（ADS）失效,SBLOCA叠加应急补水系统（EBT）失效等几种工况,对瞬态过程中的重要热工水力过程及现象进行了分析,分析结果表明EHRS对于反应堆事故条件下的降温降压最为重要。最后,对IRIS小型堆DVI双端断裂事故工况进行了不确定性量化分析。首先基于SNAP交互界面上建立了RELAP5最佳估算热工水力程序与DAKOTA统计分析程序耦合的不确定性计算平台;然后根据IRIS小型堆SBLOCA的PIRT（Phenomena Identification and Ranking Table）及相关文献,选取重要的不确定性输入参数,并确定其分布范围和分布概率,通过DAKOTA软件对不确定性输入参数进行随机抽样组合得到不同的输入工况,各种工况在RELAP5程序中自动化批量并行计算,得到重要参数的不确定性包络带,结果表明不同输入参数的不确定性对输出参数的不确定性包络带在不同时刻的影响不同;并基于Spearman秩相关系数进行全局敏感性分析得到重要影响参数,其中RWST初始温度为最重要影响参数;然后定量化分析各参数变化对最小堆芯坍塌液位的影响,结果表明RWST初始温度变化±3.3%,最小堆芯坍塌液位变化为（-2.9%,+5.2%）。本文对IRIS小型堆进行了多种典型的SBLOCA事故工况模拟,并对瞬态计算结果进行了不确定性分析,分析结果可为小型堆设计及最佳估算不确定性（BEPU）分析应用提供一定的参考和指导。
余恒[10]（2019）在《CMRR堆额定功率工况下内部事件一级概率安全分析》文中研究表明在反应堆安全分析中,针对严重事故的分析通常侧重于概率论分析方法。概率安全分析方法的发展和成熟,为研究反应堆严重事故提供了重要的手段。为了提高研究堆的安全水平,我国核安全监管单位出台了法律法规措施,推动PSA技术在研究堆安全分析领域的实施。因此,中国绵阳反应堆CMRR计划开发全范围PSA模型,而额定功率工况下内部事件一级PSA分析是其他层面PSA分析的基础。针对CMRR堆,本研究共识别了 40个始发事件并分组得到了 10个始发事件组,并通过建立始发事件故障树、通用数据和CMRR堆运行历史对其发生频率进行了计算。在对CMRR堆安全相关系统的故障树建模工作中,本研究采用了“标准化故障子树”的建模理念,充分考虑部件独立失效、部件共因失效和人因失效的影响,共得到了 11棵系统故障树和169棵设备部件故障子树。为了反映事故后果的严重程度,本研究针对堆芯损伤CD这一事故后果,定义了 8个事故终态。在事件树建模中,得到了 9棵事件树和相应的62个事故序列。堆芯损伤频率CDF的计算结果表明,CMRR堆在额定功率工况下的内部事件一级PSA的堆芯损伤频率CDF的点估计值为1.22E-07/堆年,小于现行的针对严重堆芯损伤事故的发生频率1.00E-04/堆年,也小于国际原子能机构IAEA提出的更加先进的指标1.00E-05/堆年,证明了 CMRR堆在设计运行中具有极高的安全性。各始发事件组对应的CDF计算结果表明,始发事件组一回路部分失流LOFA和过剩反应性引入IOER对整堆CDF的贡献最大,分别为80.5%和10.9%。各事故终态对应的CDF计算结果表明,后果最为严重的发生在停堆失败的高功率平台下的堆芯损伤对整堆CDF的贡献仅为0.4%,满足风险控制理论的基本要求。反应性控制手段的系统可靠性分析结果表明,当CMRR堆的反应性控制手段仅由常规棒控停堆系统组成时,反应性控制手段的失效概率点估计值为9.78E-07/需求,此时整堆CDF的点估计值为1.63E-07/堆年,仍满足上述两个指标的要求,证明CMRR堆作为池式研究堆,具有较高的固有安全性。当CMRR堆的反应性控制手段加入ATWS缓解系统后,反应性控制手段的失效概率点估计值为7.70E-07/需求,系统可靠性提升了 21.3%。此时,整堆CDF的点估计值为1.54E-07/堆年,CMRR堆的堆芯损伤风险降低了 5.5%:同时,发生在停堆失败的高功率平台下的堆芯损伤所对应的CDF由4.15E-08/堆年降低到3.26E-08/堆年,后果最为严重的堆芯风险降低了 21.4%。当CMRR堆的反应性控制手段加入重水停堆系统后,反应性控制手段的失效概率点估计值为1.16E-08/需求,系统可靠性提升了 98.5%。此时,整堆CDF的点估计值为1.22E-07/堆年,CMRR堆的堆芯损伤风险降低了 20.8%;同时,发生在停堆失败的高功率平台下的堆芯损伤所对应的CDF降低到4.92E-10/堆年,后果最为严重的堆芯风险降低了98.5%。结果证明了 ATWS缓解系统和重水停堆系统不仅能提高反应性控制手段的可靠性以及降低整堆堆芯损伤风险,也能降低事故后果的严重程度。
二、美国核管会详细介绍反应堆问题（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、美国核管会详细介绍反应堆问题（论文提纲范文）
（1）铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 中子屏蔽理论与分析方法 |
| 1.2.1 中子输运计算理论 |
| 1.2.2 中子输运方程求解方法 |
| 1.2.3 材料中子屏蔽性能评价方法 |
| 1.3 硼铝中子屏蔽材料 |
| 1.3.1 碳化硼 |
| 1.3.2 硼铝合金 |
| 1.3.3 铝基碳化硼复合材料 |
| 1.3.4 硼铝中子屏蔽材料比较 |
| 1.4 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 样品制备与材料物性 |
| 2.1 材料样品制备 |
| 2.2 材料样品的物性测量 |
| 2.2.1 B_4C/Al样品的密度测量 |
| 2.2.2 B_4C/Al样品的物相测量 |
| 2.2.3 B_4C/Al样品的微观形貌和元素测量 |
| 2.3 B4C/Al复合材料的耐辐照性能 |
| 2.3.1 B_4C/Al复合材料受γ辐照影响分析 |
| 2.3.2 B_4C/Al复合材料受中子辐照影响分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 中子屏蔽性能理论与模拟分析 |
| 3.1 计算方法与模型 |
| 3.1.1 中子屏蔽计算理论与公式 |
| 3.1.2 中子屏蔽计算软件与模型 |
| 3.2 B_4C/Al复合材料对不同能量中子的屏蔽性能 |
| 3.3 B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响因素分析 |
| 3.3.1 碳化硼含量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.2 硼-10 丰度对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.3 材料密度对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 3.3.4 热中子注量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.4 散射对B_4C/Al复合材料热中子屏蔽性能影响分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 中子屏蔽性能实验验证 |
| 4.1 中子测量装置 |
| 4.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量 |
| 4.3 测量结果与分析 |
| 4.3.1 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.3 实验测量与模拟计算结果对比分析 |
| 4.3.4 碳化硼颗粒尺寸对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用 |
| 5.1 熔盐堆与燃料盐排放罐介绍 |
| 5.2 熔盐堆燃料盐中子 |
| 5.2.1 燃料盐自发衰变和裂变中子 |
| 5.2.2 燃料盐(α,n)反应中子 |
| 5.2.3 燃料盐(γ,n)反应中子 |
| 5.3 燃料盐排放罐中子屏蔽材料对比 |
| 5.4 燃料盐排放罐中子屏蔽设计 |
| 5.5 燃料盐排放罐运输过程中的中子屏蔽 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核能系统PSA |
| 1.2.2 核能系统RAMI分析 |
| 1.2.3 核能系统物项安全分级 |
| 1.2.4 核能系统可靠性指标分配 |
| 1.3 本文主要内容与结构 |
| 1.3.1 主要内容 |
| 1.3.2 主要结构 |
| 第2章 基本方法简介 |
| 2.1 PSA方法简介 |
| 2.1.1 概述 |
| 2.1.2 始发事件分析 |
| 2.1.3 事件树分析 |
| 2.1.4 故障树分析 |
| 2.1.5 事故序列分析 |
| 2.2 RAMI方法简介 |
| 2.2.1 概述 |
| 2.2.2 功能分析 |
| 2.2.3 故障模式、影响以及危害性分析 |
| 2.2.4 可靠性框图分析 |
| 2.2.5 风险消除措施 |
| 2.3 反应堆物项安全分级方法简介 |
| 2.3.1 概述 |
| 2.3.2 IAEA50-SG-D1物项安全分级 |
| 2.3.3 NRC risk-informed物项安全分级 |
| 2.3.4 IAEA SSG-30物项安全分级 |
| 2.4 可靠性指标分配方法简介 |
| 2.4.1 概述 |
| 2.4.2 无约束条件的可靠性分配 |
| 2.4.3 有约束条件的可靠性分配 |
| 2.4.4 可靠性再分配 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法研究 |
| 3.1 聚变堆PSA与RAMI分析简介及其对比分析 |
| 3.1.1 聚变堆PSA方法简介 |
| 3.1.2 聚变堆RAMI方法简介 |
| 3.1.3 聚变堆PSA与RAMI方法对比分析 |
| 3.2 基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法 |
| 3.2.1 基于PSA与RAMI的聚变堆安全评价方法总体架构 |
| 3.2.2 聚变堆事故的事件树分析 |
| 3.2.3 聚变堆系统的FTA-based RAMI分析 |
| 3.2.4 聚变堆事故序列分析 |
| 3.3 案例应用分析 |
| 3.3.1 聚变堆真空室内破口事故分析 |
| 3.3.2 聚变堆真空室内破口事件树分析 |
| 3.3.3 聚变堆VVPSS的FTA-based RAMI分析 |
| 3.3.4 聚变堆真空室内破口事故序列分析 |
| 3.3.5 结果分析与讨论 |
| 3.4 聚变堆在线风险监测方法研究 |
| 3.4.1 平均风险模型向实时风险模型的转化方法研究 |
| 3.4.2 监测方法研究 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 基于PSA的聚变堆物项安全分级方法研究 |
| 4.1 聚变堆物项安全分级简介 |
| 4.1.1 概述 |
| 4.1.2 聚变堆物项安全分级方法步骤 |
| 4.2 基于PSA的聚变堆物项安全分级方法 |
| 4.2.1 基于PSA的聚变堆物项安全分级方法总体架构 |
| 4.2.2 相关概念与判断准则 |
| 4.2.3 确定并分解安全功能 |
| 4.2.4 功能分级 |
| 4.2.5 部件分级 |
| 4.3 案例应用分析 |
| 4.3.1 CN HCCB TES简介 |
| 4.3.2 CN HCCB TES的物项安全分级现状 |
| 4.3.3 基于PSA的CN HCCB TES的物项安全分级 |
| 4.3.4 结果分析与讨论 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 基于PSA与AHP的聚变堆可靠性指标分配方法研究 |
| 5.1 聚变堆可靠性指标分配简介 |
| 5.2 基于PSA与AHP的聚变堆可靠性指标分配方法 |
| 5.2.1 基于PSA与AHP的聚变堆可靠性指标分配方法总体架构 |
| 5.2.2 确定聚变堆总体层的概率安全目标 |
| 5.2.3 聚变堆的总体层概率安全目标分解至系统可靠性指标 |
| 5.2.4 聚变堆的系统可靠性指标分解至部件可靠性指标 |
| 5.3 案例应用分析 |
| 5.3.1 案例简介 |
| 5.3.2 可靠性指标分配步骤 |
| 5.3.3 结果分析与讨论 |
| 5.4 基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用之间的关系分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 内容总结 |
| 6.1.2 创新点总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（3）小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 氟盐冷却高温堆 |
| 1.1.2 小型模块化反应堆(SMR) |
| 1.2 SMR国内外发展现状 |
| 1.2.1 NuScale |
| 1.2.2 SmAHTR |
| 1.2.3 MK1 PB-FHR |
| 1.2.4 Thor Con |
| 1.3 本文的研究内容 |
| 第2章 计算方法与软件 |
| 2.1 中子输运与燃耗计算 |
| 2.2 包覆燃料颗粒失效概率计算 |
| 2.2.1 TRISO颗粒失效机制 |
| 2.2.2 TRISO颗粒失效概率计算模型 |
| 2.3 热工水力分析 |
| 2.3.1 计算流体力学(CFD)基本原理 |
| 2.3.2 Fluent软件 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 SM-FHR堆芯设计 |
| 3.1 堆芯选型 |
| 3.1.1 组件结构 |
| 3.1.2 堆芯物质材料 |
| 3.2 单组件分析 |
| 3.2.1 燃耗深度 |
| 3.2.2 反应性温度系数 |
| 3.2.3 小结 |
| 3.3 全堆芯中子分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 SM-FHR反应性控制 |
| 4.1 可燃毒物布置方案研究 |
| 4.1.1 可燃毒物模型及计算方法 |
| 4.1.2 可燃毒物装载量 |
| 4.1.3 可燃毒物颗粒大小 |
| 4.1.4 可燃毒物堆芯空间分布 |
| 4.1.5 可燃毒物分布对功率及燃耗影响 |
| 4.1.6 可燃毒物方案布置小结 |
| 4.2 控制棒布置方案研究 |
| 4.2.1 控制棒布置原则 |
| 4.2.2 控制棒结构 |
| 4.2.3 控制棒的空间布置 |
| 4.2.4 控制棒棒位变化下的堆芯参数优化 |
| 4.2.5 控制棒布置小结 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 SM-FHR热工水力与安全特性研究 |
| 5.1 SM-FHR堆芯热工水力分析 |
| 5.1.1 堆本体结构及计算模型 |
| 5.1.2 堆芯流场及温度分布 |
| 5.2 TRISO包覆燃料失效概率分析 |
| 5.3 SM-FHR主回路初步自然循环建立分析 |
| 5.3.1 单通道模型 |
| 5.3.2 结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间论文发表和获奖情况 |
（4）核级DCS应用软件V&V方案设计与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 符号对照表 |
| 缩略语对照表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外软件V&V技术研究现状 |
| 1.2.2 国内软件V&V技术研究现状 |
| 1.3 论文内容及章节安排 |
| 1.3.1 本文主要内容 |
| 1.3.2 本文章节安排 |
| 第二章 标准体系架构建立 |
| 2.1 概述 |
| 2.2 基本概念 |
| 2.2.1 应用软件 |
| 2.2.2 应用软件V&V |
| 2.3 软件V&V相关标准 |
| 2.3.1 总体说明 |
| 2.3.2 中国核电标准 |
| 2.3.3 欧洲核电标准 |
| 2.3.4 美国核电标准 |
| 2.4 软件V&V标准体系架构 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章V&V技术要点识别 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 技术要点 |
| 3.2.1 V&V过程模型 |
| 3.2.2 软件完整性等级 |
| 3.2.3 V&V独立性 |
| 3.2.4 V&V过程控制 |
| 3.2.5 配置管理 |
| 3.2.6 异常处理 |
| 3.2.7 系统有效需求筛选 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 工程项目V&V方案设计与应用 |
| 4.1 概述 |
| 4.2 项目方案设计与应用 |
| 4.2.1 V&V过程模型 |
| 4.2.2 软件完整性等级 |
| 4.2.3 V&V独立性 |
| 4.2.4 V&V过程控制 |
| 4.2.5 配置管理 |
| 4.2.6 异常处理 |
| 4.2.7 系统有效需求筛选 |
| 4.2.8 V&V报告 |
| 4.2.9 V&V任务回归 |
| 4.3 V&V活动执行 |
| 4.3.1 总体情况 |
| 4.3.2 V&V执行过程 |
| 4.3.3 SVVP编制 |
| 4.3.4 V&V管理 |
| 4.3.5 概念V&V |
| 4.3.6 需求V&V |
| 4.3.7 设计V&V |
| 4.3.8 实现V&V |
| 4.3.9 测试V&V |
| 4.3.10 安装和检验V&V |
| 4.4 V&V活动审查 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 结论 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（5）风险指引的安全裕度特性分析方法论的研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 缩略词对照表 |
| 主要数学符号对照表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 确定论分析方法 |
| 1.2.1 最佳估算加不确定性分析方法(BEPU) |
| 1.2.2 CSAU不确定性分析方法 |
| 1.2.3 确定论分析方法现阶段发展 |
| 1.3 概率论分析方法 |
| 1.3.1 概率安全评价(PSA)方法概述 |
| 1.3.2 一级PSA的实施办法 |
| 1.3.3 概率论分析方法现阶段发展 |
| 1.4 风险指引的安全裕度分析方法 |
| 1.4.1 风险指引的安全裕度的概念 |
| 1.4.2 风险指引的安全裕度特性分析方法发展的必要性 |
| 1.4.3 风险指引的安全裕度特性分析方法论的发展 |
| 1.4.4 国外RISMC方法论研究现状 |
| 1.4.5 国内RISMC方法论研究现状 |
| 1.5 本文的主要思路和具体工作 |
| 第二章 基于 RISMC 方法论的计算风险评估(Computational Risk Assessment)方法的开发 |
| 2.1 风险指引安全裕度特性分析方法论的要素 |
| 2.2 传统压水堆核电厂的PSA分析 |
| 2.2.1 丧失外电事故的事件树 |
| 2.2.2 全厂断电事故重要序列的PSA模型 |
| 2.2.3 传统PSA方法的不足 |
| 2.3 先进的计算风险分析(Computational Risk Assessment)方法开发思路 |
| 2.3.1 结合先进的确定论分析方法和概率论分析方法 |
| 2.3.2 量化两类不确定性 |
| 2.3.3 提高分析的效率和敏感性 |
| 2.3.4 条件失效概率的求取 |
| 2.3.5 抽样数目的确定 |
| 2.4 计算风险分析(Computational Risk Assessment)方法的实施步骤 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 CRA方法在传统压水堆SBO事故中的应用 |
| 3.1 全厂断电事故的确定论建模 |
| 3.1.1 传统三环路压水堆 |
| 3.1.2 建模工具 |
| 3.1.3 传统三环路压水堆全厂断电事故最佳估算程序建模 |
| 3.1.4 额定工况的计算 |
| 3.2 重要参数的选择和抽样范围的确定 |
| 3.2.1 重要参数的选择 |
| 3.2.2 参数抽样函数和范围 |
| 3.3 改进PSA模型的建立 |
| 3.4 重要不确定性参数抽样 |
| 3.4.1 蒙特卡罗方法 |
| 3.4.2 拉丁超立方抽样方法 |
| 3.4.3 丧失热阱为主因的事故序列不确定性参数抽样 |
| 3.4.4 轴封失效为主因的事故序列的不确定性参数抽样 |
| 3.5 SBO丧失热阱为主因的事故序列 |
| 3.5.1 序列发生概率的计算 |
| 3.5.2 失效概率的三种计算方法与比较 |
| 3.5.3 堆芯损伤频率的计算 |
| 3.6 SBO轴封失效为主因的序列 |
| 3.6.1 序列发生概率的计算 |
| 3.6.2 失效概率的计算 |
| 3.6.3 堆芯损伤频率的计算 |
| 3.7 计算结果对比 |
| 3.8 本章小结 |
| 第四章 小幅功率提升对电厂SBO事故风险影响的量化评估 |
| 4.1 本章分析对象 |
| 4.2 随机性参数抽样范围的确定 |
| 4.3 丧失热阱为主因的事故序列 |
| 4.3.1 条件失效概率的计算 |
| 4.3.2 堆芯损伤频率的计算和比较 |
| 4.4 轴封失效为主因的事故序列 |
| 4.4.1 条件失效概率的计算 |
| 4.4.2 堆芯损伤频率的计算和比较 |
| 4.5 功率提升前后的比较 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 本文的主要内容与结论 |
| 5.2 本文的创新点 |
| 5.3 后续研究工作 |
| 参考文献 |
| 附录1 |
| 附录2 |
| 附录3 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间已发表或录用的论文 |
（6）基于整体性效应实验的余热排出系统失效事故研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 相关领域研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 论文主要工作及意义 |
| 1.4 论文结构及内容安排 |
| 第二章 实验装置PKL-Ⅲ及其子系统 |
| 2.1 余热排出系统设计方案综述 |
| 2.2 PKL-III实验装置 |
| 2.2.1 装置概述 |
| 2.2.2 实验装置构成 |
| 2.3 PKL-III应急堆芯冷却系统以及余热排出系统 |
| 2.3.1 余热排出系统(RHRS) |
| 2.3.2 高压安注系统(HPSI) |
| 2.3.3 安注箱系统(ACCU) |
| 2.3.4 低压安注系统(LPSI/ECC) |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 PKL-Ⅲ系统建模 |
| 3.1 模拟计算程序及计算模型 |
| 3.2 RELAP5 系统建模 |
| 3.2.1 压力容器 |
| 3.2.2 旁流及下降段 |
| 3.2.3 主回路管道 |
| 3.2.4 蒸汽发生器 |
| 3.2.5 稳压器及波动管 |
| 3.2.6 应急堆芯冷却系统及余热排出系统 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 RHRS失效事故及模拟计算 |
| 4.1 RHRS失效事故实验介绍 |
| 4.2 初始条件及稳态模拟计算 |
| 4.3 RHRS失效事故模拟计算研究 |
| 4.3.1 RHRS失效事故研究 |
| 4.3.2 RHRS及 ACCU失效事故研究 |
| 4.4 ATHLET与 RELAP5 模拟计算对比 |
| 4.4.1 ATHLET程序介绍 |
| 4.4.2 两程序计算结果对比 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 全文总结 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（7）概念转喻视角下科技英语汉译策略研究 ——以《梅波特海军基地最终环境影响报告》（4-6章）为例（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 1. 引言 |
| 2. 翻译任务描述 |
| 2.1 翻译任务背景介绍 |
| 2.2 翻译任务文本分析 |
| 2.3 翻译材料选择标准 |
| 2.4 翻译工具、参考文献的准备 |
| 2.4.1 翻译工具的选择 |
| 2.4.2 参考文献的选择 |
| 2.5 翻译计划 |
| 3. 概念转喻理论介绍 |
| 3.1 概念转喻理论的发展 |
| 3.2 概念转喻的分类 |
| 3.2.1 空间和物质认知域中的邻近性 |
| 3.2.2 时间域中的邻近性 |
| 3.2.3 行为、事件和过程域中的邻近性 |
| 3.2.4 集合域中的邻近性 |
| 3.3 概念转喻的认知运作机制 |
| 4. 翻译方法和技巧 |
| 4.1 采用目的语对应喻体 |
| 4.2 采用目的语特有喻体 |
| 4.3 采用“源语喻体+喻标” |
| 4.4 舍弃源语喻体 |
| 5. 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 附录1 原文: |
| 附录2 译文: |
（8）核能行业放射性废物安全管理法律制度研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| 英文摘要 |
| 1 绪论 |
| 1.1 选题背景与研究意义 |
| 1.1.1 选题背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 选题的国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.2.3 国内外研究现状评析 |
| 1.3 论文的研究目的与思路 |
| 1.3.1 论文的研究目的 |
| 1.3.2 论文的研究思路 |
| 1.4 论文的研究方法与创新 |
| 1.4.1 论文的研究方法 |
| 1.4.2 论文的创新之处 |
| 2 核能行业放射性废物安全管理法律制度之理论分析 |
| 2.1 核能行业放射性废物安全管理的基本概念厘定 |
| 2.1.1 放射性废物与核能行业放射性废物的界分 |
| 2.1.2 核能行业放射性废物安全管理的含义厘析 |
| 2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性 |
| 2.2.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的合理性 |
| 2.2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的必要性 |
| 2.2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的可行性 |
| 2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的理论基础 |
| 2.3.1 可持续发展理论 |
| 2.3.2 环境权理论 |
| 2.3.3 风险控制理论 |
| 2.4 核能行业放射性废物安全管理法律制度内涵与构成 |
| 2.4.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的基本内涵 |
| 2.4.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的主要构成 |
| 2.5 核能行业放射性废物安全管理法律制度的价值与功能 |
| 2.5.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的价值 |
| 2.5.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的功能 |
| 2.6 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建原则与模式 |
| 2.6.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建原则 |
| 2.6.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建模式 |
| 3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据之一般分析 |
| 3.2 域外核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据的特点与趋势 |
| 3.3 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.4 中外核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据之比较 |
| 3.4.1 技术路线之比较 |
| 3.4.2 选址准则之比较 |
| 3.4.3 决策过程之比较 |
| 3.4.4 资金模式之比较 |
| 4 核能行业放射性废物安全管理法律制度的立法分析 |
| 4.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度立法之一般分析 |
| 4.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的国际立法 |
| 4.2.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度国际立法之宏观背景 |
| 4.2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度之国际法律渊源 |
| 4.2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度国际立法中的参与主体 |
| 4.2.4 国际立法对于我国核能行业放射性废物安全管理之现实意义 |
| 4.3 域外核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.1 法国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.3 英国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.4 美国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.6 韩国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.4 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.4.1 我国核能行业放射性废物安全管理相关法律 |
| 4.4.2 我国核能行业放射性废物安全管理相关行政法规 |
| 4.4.3 我国核能行业放射性废物安全管理相关部门规章 |
| 4.4.4 我国核能行业放射性废物安全管理标准及技术文件 |
| 4.4.5 国际法渊源与我国核能行业放射性废物安全管理立法之关系 |
| 4.5 中外核能行业放射性废物安全管理法律制度相关立法之比较 |
| 4.5.1 立法框架之比较 |
| 4.5.2 法律渊源之比较 |
| 5 核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.1 核能行业放射性废物安全管理主体法律制度之一般分析 |
| 5.2 域外核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度的特点与趋势 |
| 5.3 我国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.4 中外核能行业放射性废物安全管理主体法律制度之比较 |
| 5.4.1 主体设置之比较 |
| 5.4.2 主体职能划分之比较 |
| 6 核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.1 核能行业放射性废物安全管理许可法律制度之一般分析 |
| 6.2 域外核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度的特点与趋势 |
| 6.3 我国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.4 中外核能行业放射性废物安全管理许可法律制度之比较 |
| 6.4.1 许可种类划分之比较 |
| 6.4.2 许可审批流程之比较 |
| 7 核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.1 核能行业放射性废物安全管理退役法律制度之一般分析 |
| 7.2 域外核能行业放射性废物安全管理的役法律制度 |
| 7.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度的特点与趋势 |
| 7.3 我国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.4 中外核能行业放射性废物安全管理退役法律制度之比较 |
| 7.4.1 退役计划模式之比较 |
| 7.4.2 退役保障机制之比较 |
| 8 核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.1 核能行业放射性废物安全管理应急法律制度之一般分析 |
| 8.2 域外核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度的特点与趋势 |
| 8.3 我国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.4 中外核能行业放射性废物安全管理应急法律制度之比较 |
| 8.4.1 应急管理框架设定之比较 |
| 8.4.2 应急管理主导机构之比较 |
| 9 核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.1 核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度之一般分析 |
| 9.2 域外核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度的特点与趋势 |
| 9.3 我国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.4 中外核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度之比较 |
| 9.4.1 信息公开法律制度之比较 |
| 9.4.2 公众参与法律制度之比较 |
| 10 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的现状审视与完善 |
| 10.1 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的现状审视 |
| 10.1.1 相关立法框架存在缺失 |
| 10.1.2 相关管理主体职能设定分散不清 |
| 10.1.3 相关管理机制缺乏保障 |
| 10.1.4 应急准备与响应制度缺乏可操作性 |
| 10.1.5 相关信息公开、公众参与制度亟待发展 |
| 10.2 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度之完善 |
| 10.2.1 我国核能行业放射性废物安全管理立法框架之完善 |
| 10.2.2 我国核能行业放射性废物安全管理主体制度之完善 |
| 10.2.3 我国核能行业放射性废物安全管理运行制度之完善 |
| 10.2.4 我国核能行业放射性废物安全管理应急准备与响应制度之完善 |
| 10.2.5 我国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与制度之完善 |
| 11 结语 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| A 作者在攻读学位期间发表论文目录 |
| B 作者在攻读学位期间科研情况 |
| C 学位论文数据集 |
| 致谢 |
（9）小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究综述 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 2 IRIS反应堆分析模型建立 |
| 2.1 IRIS反应堆简介 |
| 2.2 IRIS反应堆建模 |
| 2.3 本章小结 |
| 3 小破口失水事故分析及验证 |
| 3.1 稳态模拟分析 |
| 3.2 直接注入管线双端断裂事故特性研究 |
| 3.3 小破口LOCA下不同破口尺寸特性研究 |
| 3.4 小破口LOCA下不同破口位置特性研究 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 非能动安全系统失效分析 |
| 4.1 小破口叠加EHRS失效分析 |
| 4.2 小破口叠加ADS失效分析 |
| 4.3 小破口叠加EBT失效分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 小破口失水事故不确定性分析 |
| 5.1 不确定性计算 |
| 5.2 不确定性量化分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 6 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录A 攻读学位期间主要研究成果 |
| 附录B IRIS小型堆SBLOCA的 PIRT |
| 附录C DAKOTA程序输出报告 |
（10）CMRR堆额定功率工况下内部事件一级概率安全分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 三次重大核事故 |
| 1.1.2 反应堆安全与确定论 |
| 1.1.3 概率安全分析方法 |
| 1.2 文献调研情况 |
| 1.2.1 PSA技术文件 |
| 1.2.2 国内外研究现状 |
| 1.3 研究意义和目的 |
| 1.3.1 研究意义 |
| 1.3.2 研究目的 |
| 1.3.3 研究内容 |
| 1.3.4 特色与创新 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 PSA研究过程介绍 |
| 2.1 PSA的总体实施程序 |
| 2.1.1 初始信息的采集 |
| 2.1.2 系统分析 |
| 2.1.3 安全壳分析 |
| 2.1.4 放射性在环境中的迁移和后果评价 |
| 2.1.5 外部事件的分析 |
| 2.1.6 不确定性分析 |
| 2.2 一级PSA的分析流程 |
| 2.2.1 始发事件的确定和归组 |
| 2.2.1.1 确立始发事件清单 |
| 2.2.1.2 始发事件的归组及量化 |
| 2.2.1.3 安全与安全相关系统、前沿系统和支持系统 |
| 2.2.2 事件树分析方法 |
| 2.2.2.1 事件树建模 |
| 2.2.2.2 建模方法 |
| 2.2.3 故障树分析方法 |
| 2.2.3.1 概况 |
| 2.2.3.2 故障树中的符号 |
| 2.2.3.3 故障树建造规则 |
| 2.2.3.4 试验、维修与人因 |
| 2.2.3.5 相关性 |
| 2.2.3.6 故障树定性分析 |
| 2.2.3.7 故障树定量分析 |
| 2.2.4 事故序列分析 |
| 2.3 软件平台RiskSpectrum 1.3.2 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 建模过程 |
| 3.1 中国绵阳研究堆CMRR |
| 3.2 CMRR堆始发事件研究 |
| 3.2.1 CMRR堆始发事件的识别和分组 |
| 3.2.2 始发事件组发生频率的确定 |
| 3.3 CMRR堆故障树建模 |
| 3.3.1 设备和部件层面的故障子树建模 |
| 3.3.2 前沿系统的系统故障树建模情况 |
| 3.3.2.1 反应性控制手段失效 |
| 3.3.2.2 一回路主冷却全部失效 |
| 3.3.2.3 一回路应急冷却全部失效 |
| 3.3.2.4 主冷却部分失效 |
| 3.3.2.5 自然循环系统 |
| 3.3.2.6 堆池隔离系统 |
| 3.3.3 可靠性数据 |
| 3.3.3.1 部件失效率 |
| 3.3.3.2 部件需求失效概率 |
| 3.3.3.3 部件共因失效数据 |
| 3.3.3.4 人因失效数据 |
| 3.4 CMRR堆事件树建模 |
| 3.4.1 事故终态定义 |
| 3.4.2 事件树建模结果 |
| 3.4.2.1 过剩反应性引入IOER |
| 3.4.2.2 丧失冷却剂LOCA |
| 3.4.2.3 一回路部分失流LOFA |
| 3.4.2.4 二回路部分失去主给水LOFW |
| 3.4.2.5 丧失厂外电LOOP |
| 3.4.2.6 丧失最终热阱LOHS |
| 3.4.2.7 自然循环阀误开启NVEO |
| 3.4.2.8 虹吸终止阀误开启SVEO |
| 3.4.2.9 燃料组件流道堵塞FAFB |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 计算结果与讨论 |
| 4.1 堆芯损伤频率分析 |
| 4.1.1 整堆CDF |
| 4.1.1.1 点估计值和区间估计值 |
| 4.1.1.2 最小割集MCS分析 |
| 4.1.1.3 数据敏感性分析 |
| 4.1.1.4 事件重要度分析和敏感性分析 |
| 4.1.1.5 设备重要度分析和敏感性分析 |
| 4.1.2 始发事件组对应的CDF |
| 4.1.2.1 点估计值和区间估计值 |
| 4.1.2.2 最小割集MCS分析 |
| 4.1.3 事故序列分析 |
| 4.1.4 事故终态对应的CDF |
| 4.1.4.1 点估计值和区间估计值 |
| 4.1.4.2 最小割集MCS分析 |
| 4.2 系统可靠性分析 |
| 4.2.1 反应性控制手段 |
| 4.2.1.1 常规棒控停堆系统 |
| 4.2.1.2 ATWS缓解系统 |
| 4.2.1.3 重水停堆系统 |
| 4.2.2 一回路主冷却系统 |
| 4.2.2.1 停堆初期 |
| 4.2.2.2 长期停堆 |
| 4.2.3 一回路应急冷却系统 |
| 4.2.3.1 停堆初期 |
| 4.2.3.2 长期停堆 |
| 4.2.4 一、二回路主冷却系统 |
| 4.2.5 自然循环系统 |
| 4.2.6 堆池隔离系统 |
| 4.3 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 研究结论 |
| 5.2 研究展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| A 论文发表情况 |
| B 专用名词缩写 |
四、美国核管会详细介绍反应堆问题（论文参考文献）
- [1]铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究[D]. 李长园. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [2]基于PSA的聚变堆安全评价方法及其应用研究[D]. 孙明. 中国科学技术大学, 2021
- [3]小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究[D]. 刘思佳. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [4]核级DCS应用软件V&V方案设计与应用[D]. 胡加永. 西安电子科技大学, 2020(05)
- [5]风险指引的安全裕度特性分析方法论的研究与应用[D]. 杜芸. 上海交通大学, 2020(01)
- [6]基于整体性效应实验的余热排出系统失效事故研究[D]. 任董国. 上海交通大学, 2020(01)
- [7]概念转喻视角下科技英语汉译策略研究 ——以《梅波特海军基地最终环境影响报告》（4-6章）为例[D]. 田野. 哈尔滨工程大学, 2019(05)
- [8]核能行业放射性废物安全管理法律制度研究[D]. 甘露茜. 重庆大学, 2019(01)
- [9]小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析[D]. 叶潜. 华中科技大学, 2019(03)
- [10]CMRR堆额定功率工况下内部事件一级概率安全分析[D]. 余恒. 中国工程物理研究院, 2019(01)