人类自开发利用核能以来的70年历史中，发生的核事故中，比较惨痛的核事故有三哩岛事故、切尔诺贝利事故和日本的福岛核事故，这些事故发生后，引起了核能界对反应堆严重事故[1]的深入研究，虽已取得诸多研究成果[2,3]，但多是对核电站严重事故中放射性物质释放的研究（常称源项研究），而对船用堆严重事故及事故中的放射性物质释放研究不多，商学利[4]对船用堆事故下放射性核素的累积规律进行了研究，张帆[5]对船用堆严重事故源项做了较多研究，这仅是船用堆严重事故研究的起步，而在核应急工作过程中需要掌握严重事故发展进程及放射性物质的释放量、滞留量及排放量，为核应急过程中的事故缓解和应急决策提供技术支持。

对船用压水堆，若全船断电，船上应急电源无法投入情况下，即使反应堆立即停堆，也很可能发展为严重事故，造成反应堆芯熔化、支撑结构坍塌、下封头失效、舱底熔穿。本研究针对某船用堆核设施，建立船用堆模型，仿真全船断电事故进程，记录关键时间节点，为后期的事故缓解提供依据；同时计算了放射性物质滞留量和舷外排出量，为研究应急计划区划分提供数据支持。

在利用适应度函数计算各染色体的适应度后，针对已有选择机制的优缺点改进欧氏距离，提出综合匹配度的个体选择算子。设Xi={xi1,xi2,,xin}，Xj={xj1,xj2,,xjn}为种群中的任意两个染色体，适应度分别为F(Xi)和F(Xj)，基因匹配度Mg、适应度匹配度Mf定义为：

1 计算模型

1.1 船用堆模型

以某新型船用双环路压水堆为研究对象，采用MELCOR[6]严重事故计算程序对该船用堆主系统进行建模，主系统建模如图1所示，其中压力容器划分为9个控制体，即压力容器上封头2个（CV124、CV122）、压力容器上环形通道部分1个（CV100）、堆芯上腔室1个（CV118）、堆芯活性区1个（CV108）、堆芯下降段环形通道1个（CV101）、堆芯旁路1个（CV113）、下支撑板区域1个（CV105）、堆芯下腔室 1个（CV103），各控制体之间有流道连接；堆芯区域按径向划分为7个同心圆环，轴向分为14层，即堆芯活性区12层，下腔室2层划分。经验证，该模型适合船用堆严重事故进程仿真及源项计算。

  

图1 主系统节块划分Fig.1 Nodalization of primary system

1.2 堆芯源项计算模型

堆芯燃料内放射性核素以元素态释放，释放后，会与其他物质发生化学反应生成化合物，同时考虑了核素的质量输运限制，所以本研究采用CORSOR-Booth 模型[7]。

对Cs的释放率计算中，采用带有经验扩散系数的Booth模型，其他核素的释放率基于Cs的释放率修正计算得到。燃料基体中Cs的扩散系数公式为：

 

式中：D0为燃耗系数，Q为激活能，R为通用气体常数，T为堆芯单元温度。程序中，D0有两个默认值可供选择，高燃耗时D0的默认值为5.0×10-8m2/s，低燃耗时 D0的默认值为 2.5×10-7m2/s，因船用堆一般都是低功率运行，故选取后者。

在t时刻，Cs的释放份额通过把燃料芯块等效为球形燃料颗粒后利用菲克定律近似计算求得：

远远的，我看见了吴小红。吴小红一见我眼圈就红了。原来，在我住院这段时间，吴小哥病情出现了反复，天天吵着要回古家庄，说古大富是不是一个人跑回古家庄了。就在前几天，吴小哥情绪有所平静，说想吃煮玉米。吴小红听了很高兴，就去街上买玉米。等她回来，吴小哥的轮椅已经从楼梯上摔了下来。

 

本研究中，作了以下事故假设：① 反应堆寿期末100%满功率运行；② 全船停电，船上应急备用电源无法投入；③ 事故触发后0 s，反应堆立即停堆；③ 稳压器喷雾阀失效、蒸汽释放阀无法工作，系统仅靠稳压器安全阀调节压力；④专设安全系统无法投入；⑤ 稳压器安全阀起跳13次失效。

 

从t到tt+D时间段内，Cs的释放率为：

 

式中：Release-RateCs为Cs的释放率，r为燃料摩尔密度，V为燃料体积，F为燃料颗粒中未释放的Cs的份额。

CORSOR-Booth模型中，释放率会受到气相质量输运的限制。对于任意x类放射性核素，燃料棒中气相质量输运的释放率由下式计算得到：

 

式中： fuelD 为球形燃料颗粒的当量直径，R为通用气体常数，T为堆芯单元温度， fuelA 为燃料棒流通面积，Nu为努谢尔数， ,gasxD 为第x类放射性核素在气相混合物中的扩散率， ,eqxP 为第x类放射性核素在T时的平衡蒸汽压力。

由式（4）和式（5）得到Cs的实际释放率：

黎明时分，艾莉从梦里醒来。梦里的秦川变成充气娃娃，脚趾间，五个小小的淡紫色伤疤。身边不见秦川，爬起来去书房，秦川手捧一个大纸袋，看着她笑。

 

对于其他k类别的核素的扩散率，用Cs的实际释放率乘以一个修正因子得到：

 

质量输运和扩散率组合得到的释放率可由下式计算的得到：

 

图10是稳压器及波动管内的放射性物质滞留量-时间变化曲线图，可以看出：因稳压器的安全阀从起跳、合上到卡开，大量的含有放射性物质的蒸汽从安全阀排出至舷外，致使稳压器及稳压器波动管内具有较多的放射性滞留物，最多时刻多达近2.0 kg。图11是压力容器内的放射性物质滞留量-时间变化曲线图，压力容器内的滞留量为0.956 kg。

 

2 事故进程仿真

2.1 事故假设

当时：

2.2 事故进程分析

事故发生后，控制棒在重力作用下下插入堆芯，反应堆立即停堆，备用电源无法投入，主泵停转，余热排出系统无法工作，堆芯存有大量的衰变热并无法导出，堆内环境逐步恶化，此时燃料温度、冷却剂温度、回路系统压力逐渐升高。当稳压器压力达到安全阀起跳阀值后，安全阀开始起跳卸压，此时蒸汽通过安全阀排出（类似破口事故）。随着事故继续发展，反应堆芯水位持续下降，燃料温度、燃料包壳温度持续升高，最终导致燃料芯块熔化、燃料包壳破损，堆芯坍塌形成的熔融物形成熔融池。紧接着是堆芯支撑结构失效，高温熔融物进入到下腔室，不断加热下封头，导致下封头失效，熔融物高压进入堆坑，随着事故进程的发展，因无冷却剂补充，堆坑内高温熔融物对堆坑底部的船底进行加热，最终导致舱底熔穿，计算完毕。表1给出了事故进程中关键时间节点值。

 

表1 事故主要进程Table 1 Primary time of the accident

 

图2为稳压器内压力-时间变化曲线图，可以看出：停堆后，主冷却剂系统不能正常工作，堆芯大量余热无法排出，稳压器内压力升高，当达到安全阀值后起跳卸压（起跳时间：367 s，约6.1分），连续起跳13次后，安全阀卡开失效（失效时间：3 276.30 s，约54.6分），将一直处于卡开状态。

  

图2 稳压器压力Fig.2 Pressures in pressurizer

图3为稳压器安全阀蒸汽流量-时间变化曲线图，可以看出：安全阀在起跳闭合的13次过程中，经安全阀泄露蒸汽流量随安全阀的启跳、合上而震荡，当安全阀卡开失效后，泄露蒸汽流量随稳压器压力的下降而下降，直至为0。

  

图3 安全阀卸压蒸汽流量Fig.3 Depressurising flow rate of safe valve

图4和图5分别是堆芯水位-时间和稳压器水位-时间变化曲线图，可以看出：安全阀失效后，大量蒸汽排出，在3 296.96 s（约55分）堆芯水位开始下降，在9 070.35 s（2时31.2分）堆芯水位降为0，堆芯完全处于裸露，稳压器此时的水位为虚假水位。

  

图4 堆芯水位Fig.4 Core liquid level

  

图5 稳压器水位Fig.5 Liquid level in pressurizer

  

图6 堆坑压力Fig.6 Pressures in cavity

图6是堆坑压力-时间变化曲线图，可以看出：12 852.30（3时34.2分）下封头失效，熔融物进入堆坑，堆坑压力迅速上升。经短时波动，堆坑压力逐渐趋于稳定并接近稳压器压力（较稳压器压力略高0.019 9 MPa，堆坑压力为0.266 8 MPa，稳压器压力为0.246 9 MPa）。图7是堆芯第1径向燃料芯块各层温度-时间变化曲线图，此径向环的功率因子最高，在6 799.3 s（1时53.3分）时燃料因高温解体，下落形成熔融池，各径向环失效时间如表1所示。

  

图7 第1径向环各层燃料芯块温度Fig.7 Temperature of each layer in the first ring

3 源项滞留分析

事故下，反应堆立即停堆，堆芯仍持有大量衰变热，余热排出系统无法投入，系统压力升高，稳压器压力随之升高，稳压器安全阀续起跳、合上13次后卡开失效，高温蒸汽从安全阀大量排出，冷却剂随之大量流失。燃料包壳破损，气隙释，燃料芯块熔化，压力容器内放射性气体释放，下封头失效，压力容器外开始释放。

图8是堆芯放射性物质释放总量-时间变化曲线图，图9是回路系统中的放射性物质滞留量-时间变化曲线图，可以看出：全艇断电后，主泵停转导致回路流量基本为零，所以进入左右回路的源项物质很少，因此左右回路的放射性滞留物质也非常少，在整个事故进程中，放射性物质滞留总量不超过0.25 kg。

  

图8 堆芯放射性物质总释放量Fig.8 Total amount of radionuclides released from the core

  

图9 放射性物质回路系统滞留量Fig.9 Amount of radionuclides retained in coolant circuits

所以第k类核素释放率为：

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图10 放射性物质稳压器及波动管滞留量Fig.10 Amount of radionuclides retained in pressurizer and surge nozzle

图12是堆坑中放射性物质滞留量-时间变化曲线图，可以看出：堆舱下封头失效后，堆芯熔融物进入堆坑，整个事故进程中，堆坑内放射性物质滞留量比较少。由于船用堆坑为封闭结构，喷放的熔融物没有进入堆舱。截至舱底熔穿计算结束止，堆坑放射性物质滞留量仅为0.004 5 kg。图13是排至舷外的放射性物质质量-时间变化曲线图，因整个事故进程中未发生其他一回路压力边界失效，故释放到堆舱的放射性物质量为0。到整个事故仿真结束，释放到舷外的放射性物质总质量为6.768 01 kg，占堆芯总释放量的47.51%，而回路系统及堆坑内放射性物质总滞留质量为2.036 kg，约占堆芯总释放量的29.1%。

  

图11 放射性物质压力容器滞留量Fig.11 Amount of radionuclides retained in reactor vessel

  

图12 放射性物质堆坑内滞留量Fig.12 Amount of radionuclides retained in reactor cavity

  

图13 放射性物质舷外排放量Fig.13 Amount of radionuclides released out of shipboard

全船断电事故下各放射性核素在整个系统中滞留量也不相同，表2是事故仿真结束时各类核素具体的滞留总量，从该表可以清楚看出：惰性气体滞留比例最小，仅为0.338 2%；卤素滞留量也相对较小，为3.848%；其余核素滞留比例都较高。

  

图14 放射性物质堆芯释放总量/放射性物质滞留量Fig.14 Amount of radionuclides released from the core/Amount of radionuclides retained

图14是放射性物质堆芯释放总量及一回路系统、稳压器及波动管、压力容器、堆坑中放射性物质滞留量和舷外排放量-时间变化曲线图，可以看出：在整个事故过程中，大部分放射性物质排出舷外，稳压器及波动管内滞留量次之，压力容器内滞留量较少，堆坑内滞留量更少，回路滞留量最少。

 

表2 各类核素滞留量Table 2 Retention amount of each radionuclide class

 

通过以上分析的可以看出，全船断电事故，会造成熔堆，应考虑相应的缓解措施，尽量保证堆舱的完整性，同时在全船断电事故过程中，大量的放射性物质排出至舷外，虽对船上人员的影响较小，但泄漏的放射性物质会对环境造成影响，尤其是严重事故发生在近海岸，会对居民安全和环境造成重大影响。

4 结论

本文对船用堆全船断电事故进行了仿真研究，重点分析了严重事故进程及源项释放量、滞留量和排放量情况，结论如下：

这样的翻译方法就是归纳分析翻译法，林语堂在使用该种方式进行翻译时，先将文章中的文化进行内部消化。然后，将这样的文化使用自己的语言进行转述。经过这样翻译的英文译文在保留文化的地道程度的同时，更加方便西方读者进行理解，实现了中国文化的传递。

1）船用堆满功率运行全船断电事故，稳压器安全阀在事故后6分钟起跳，在54.6分卡开失效，大量含有放射性物质的蒸汽通过安全阀排出至舷外；

2）在事故后第55分反应堆芯水位下降，第2时31.2分堆芯水位为0，堆芯完全裸露；

综上所述，与普通超声评估相比，US-G FNAC在初步诊断甲状腺结节的良恶性方面具有更高的准确度和灵敏度，值得临床推广。

4）在整个事故过程中，放射性物质舷外排出量最多，占堆芯总释放量的47.51%；稳压器及波动管内滞留量次之，压力容器内滞留量较少，堆坑内滞留量更少，回路滞留量最少。

5）整个事故进程中，惰性气体滞留比例最小，仅为0.338 2%；卤素滞留量也相对较小，为3.848%；其余核素滞留比例都较高。

参考文献：

设K(t)=Dt/a2（t为时间，a为球形燃料颗粒的半径），当时：

3）在第1时46.3分，燃料包壳破损，放射性物质气隙释放；在第2时53.4分，堆芯下支撑板坍塌；在第3时34.2分，下封头失效；在第11时34.3分，舱底熔穿；

［1］ 房保国.船用反应堆严重事故分析与可视化仿真研究［D］.武汉：武汉海军工程大学，2010.

目前关于课堂教学管理的管理系统，市面上已经有很多比较成熟的产品，产品的种类繁多、功能不一、系统类型也有所不同。下面主要通过对基于智能手机的微信公众号类和APP类两类产品的典型案例进行分析。

［2］ 黄高峰，佟立丽，邓坚，等.核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究［J］.原子能科学技术，2009，43（7）：609-615.

2.2 2组治疗前后RDQ量表评分比较 2组治疗后反酸、反流、烧心及胸痛等RDQ量表评分比较。中年治疗组与对照组比较，χ2=4.24，P=0.039(P＜0.05)，差异具有统计学意义；老年治疗组与对照组比较，χ2=10.881，P=0.001(P＜0.05)，差异具有统计学意义；中老年治疗组比较，χ2=4.9，P=0.028(P＜0.05)，差异具有统计学意义；中老年对照组比较，χ2=0.60，P=0.438(P＞0.05)，差异无统计学意义。详见表2。

2）兼顾利益实现功能，化解改革矛盾。既实现了独立国家级管网公司“管住中间”的功能，又保留了各管道投资主体关注的相关权益，有利于投资主体多元化，避免高度集中带来的新垄断问题。

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将图形密码中的每一个点表示为数组的某一元素，用单纯的循环逻辑来为这些数组赋值，并在当满足图形密码规则所转换成的字符条件的情况下用在字符串某位追加元素的方式来表达图案排列的总情况数。

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岩溶地区桩基施工具有很大的不确定性，桩基施工过程中遇到的环境比较复杂，针对不同状况的溶洞处理方式应综合考虑安全性、可行性和经济性，如何选择即安全可靠，又经济合理的施工方案对于桩基施工的成败至关重要。本文介绍了溶洞的几种常规处理方法及各方法的操作要点和适用情况，对岩溶地区桩基础施工的常见问题做了分析，提出了一些有效保证在溶洞范围内成桩的具体措施，可供今后其他岩溶地质条件下桩基础施工参考。本工程岩溶区域内所有桩基均已施工完毕，桩基施工质量均满足要求。

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