采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价 被引量：6

1

作者 于雷 谢海燕 +1 位作者 桂学文 蔡章生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第8期678-684,共7页

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换... 利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。 展开更多

关键词 非能动余热排出 relap5程序 凝结换热 原理性实验

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RELAP5与CFX程序耦合研究 被引量：7

2

作者 刘余 张虹 贾宝山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期304-308,共5页

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦... 以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。 展开更多

关键词 relap5程序 CFX程序 relap5/CFX耦合程序

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基于RELAP5程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析 被引量：6

3

作者 刘新凯 刘建阁 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1088-1096,共9页

直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了... 直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了节点划分个数、计算时间步长、不同算法和分析方法对计算结果的影响,研究了系统程序RELAP5在分析存在有剧烈相变问题时需注意的不确定性因素。结果表明:应适当增加控制体的划分个数、降低计算时间步长;注意两相流模型的选择使用;注意两种算法的使用场合;同时应选择多通道的分析方法。 展开更多

关键词 直流蒸汽发生器 relap5/MOD3.4程序 相变

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基于RELAP5和FLUENT的多尺度耦合分析方法研究 被引量：1

4

作者 赵鹏程 刘紫静 于涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第9期1598-1608,共11页

基于二次开发得到的铅冷快堆一维系统程序RELAP5_LEAD和三维计算流体力学程序FLUENT,利用动态链接库技术和FLUENT用户自定义函数,开发了多尺度耦合分析程序RELAP5/FLUENT。在单相范围内,分别利用耦合程序RELAP5/FLUENT开展简单铅冷串联... 基于二次开发得到的铅冷快堆一维系统程序RELAP5_LEAD和三维计算流体力学程序FLUENT,利用动态链接库技术和FLUENT用户自定义函数,开发了多尺度耦合分析程序RELAP5/FLUENT。在单相范围内,分别利用耦合程序RELAP5/FLUENT开展简单铅冷串联管道的瞬态流动和传热模拟、简单铅冷闭式回路的瞬态流动模拟,并与RELAP5_LEAD计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明,RELAP5/FLUENT计算结果与RELAP5_LEAD模拟结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析铅冷快堆堆内的复杂三维热工水力现象。 展开更多

关键词 多尺度耦合 系统程序 计算流体力学程序 relap5程序 FLUENT程序 铅冷快堆

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基于RELAP5的单通道自然循环流动不稳定性分析 被引量：6

5

作者 邢立淼 郭赟 曾和义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期958-963,共6页

针对某一自然循环实验,利用RELAP5程序对其建模,并进行数值分析,得出了该系统的流动不稳定性边界。对不同压力和不同上升段结构尺寸下的流动不稳定性边界及流量振动曲线进行了比较,分析了原因。最后,讨论了欠热沸腾对自然循环流动不稳... 针对某一自然循环实验,利用RELAP5程序对其建模,并进行数值分析,得出了该系统的流动不稳定性边界。对不同压力和不同上升段结构尺寸下的流动不稳定性边界及流量振动曲线进行了比较,分析了原因。最后,讨论了欠热沸腾对自然循环流动不稳定性的影响。研究结果可为自然循环系统的工程设计提供一定的借鉴。 展开更多

关键词 单通道 自然循环 流动不稳定性 relap5程序

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移动式气冷堆电源关键安全特性研究

6

作者 马信荣 杨夷 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期127-134,共8页

为了对布雷顿氦氙气冷堆系统的稳态和事故工况进行研究,本文依据系统设计参数,使用RELAP5/MOD程序对系统进行建模与仿真计算。对系统的稳态工况进行了计算,结果与设计值的最大相对偏差为3.08%,验证了模型的准确性,为后续系统优化打下基... 为了对布雷顿氦氙气冷堆系统的稳态和事故工况进行研究,本文依据系统设计参数,使用RELAP5/MOD程序对系统进行建模与仿真计算。对系统的稳态工况进行了计算,结果与设计值的最大相对偏差为3.08%,验证了模型的准确性,为后续系统优化打下基础。对反应堆系统可能发生的3种事故工况进行了研究分析,分别为控制系统故障、一回路风机故障和涡轮机故障。对3种事故中堆芯冷却剂出口温度、堆芯热点温度、反应堆功率等关键参数进行计算,并研究了事故发生后各关键参数的变化趋势,对反应堆系统的安全特性进行了分析和验证。结果表明,本文所建立的模型可较准确地对布雷顿氦氙气冷堆系统的各工况进行仿真,在保护系统生效时反应堆系统是安全的。对于控制系统故障导致以0.001 s^(-1)增加了0.02的反应性的反应性引入事故,当保护系统失效时,在事故发生9 s后,堆芯热点温度为2493.061 K,堆芯将会损毁;当保护系统正常时,系统将在保护系统的作用下安全停堆。对于一回路风机故障导致一回路流量下降至50%和涡轮机故障导致其中一条二回路流量下降至60%的事故,反应堆系统均可保持安全状态。 展开更多

关键词 relap5/MOD程序 布雷顿循环 氦氙气冷堆 安全特性

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基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

7

作者 邵舸 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1786-1791,共6页

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔... 采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。 展开更多

关键词 堆腔注水 SCDAP/relap5程序 熔融池冷却分析

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RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证 被引量：6

8

作者 张家心 王成龙 +4 位作者 赵寒冰 张大林 苏光辉 秋穗正 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第7期1260-1267,共8页

为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金(LBE)物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明:NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对... 为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金(LBE)物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明:NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过5%,与其他系统程序CATHARE、ATHLET、RELAP5-3D、RELAP5/MOD3.3(modified)相比,本文程序的相对偏差不超过10%;CIRCE-ICE台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过10%。本文程序满足反应堆系统热工水力分析程序精度要求,可作为铅铋快堆安全分析的有效工具。 展开更多

关键词 relap5程序 液态铅铋合金 模型拓展 验证

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基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证 被引量：5

9

作者 连强 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1007-1013,共7页

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HC... 由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。 展开更多

关键词 螺旋管蒸汽发生器 热工水力 模型开发 relap5 程序验证

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基于RELAP5的氦氙流动换热计算模块开发与验证 被引量：3

10

作者 周彪 孙倩 +1 位作者 孙俊 孙玉良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期1959-1966,共8页

反应堆热工系统分析程序是开展热工水力计算与安全评价的重要工具。为开发适用于氦氙气冷空间堆的热工系统分析程序,本文在RELAP5/MOD4.0程序中拓展了氦氙混合气体(He-Xe)物性计算模块,添加了适用于He-Xe的传热关系式,将拓展后程序计算... 反应堆热工系统分析程序是开展热工水力计算与安全评价的重要工具。为开发适用于氦氙气冷空间堆的热工系统分析程序,本文在RELAP5/MOD4.0程序中拓展了氦氙混合气体(He-Xe)物性计算模块,添加了适用于He-Xe的传热关系式,将拓展后程序计算值与实验值进行对比。结果表明:程序默认的Sutherlands定律用于He-Xe物性计算时将引入较大误差;Dittus-Bolter公式对He-Xe对流换热时的Nu预测偏高,将导致不保守的壁温计算结果。拓展后的程序对He-Xe压降和换热计算结果均与实验值吻合较好,验证了程序开发的正确性以及程序用于He-Xe流动换热计算的功能。本研究可为系统层面程序开发奠定基础。 展开更多

关键词 relap5程序 空间堆 氦氙混合气体 物性 传热关系式

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基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究 被引量：14

11

作者 夏庚磊 郭赟 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第6期694-700,共7页

利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟,并与实验工况进行比较,结果表明:RELAP5程序的非平衡态两流体模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳... 利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟,并与实验工况进行比较,结果表明:RELAP5程序的非平衡态两流体模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳定性的影响。结果表明:入口欠热度对管间脉动的影响并非线性关系;系统压力的增加可提高系统的稳定性并减小管间脉动的振幅;进口节流增加,系统的稳定性明显提高;入口不均匀节流时两管总的极限热负荷升高;不均匀加热时两管总的极限热负荷降低。 展开更多

关键词 并行通道 流动不稳定性 relap5程序

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49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析 被引量：8

12

作者 岳芷廷 刘兴民 +3 位作者 郭春秋 邹佳讯 尹皓 张焱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第8期1426-1432,共7页

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温... 针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。 展开更多

关键词 泳池堆 relap5程序 低温供热堆 自然循环 全厂断电叠加紧急停堆系统失效

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CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析 被引量：15

13

作者 张亚培 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第9期1056-1059,共4页

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR100... 用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。 展开更多

关键词 relap5/MOD3.4程序 CPR1000 全厂断电事故 THEMIS程序

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DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析 被引量：6

14

作者 岳芷廷 刘兴民 +2 位作者 郭春秋 邹佳讯 李杨柳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1834-1839,共6页

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具... DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。 展开更多

关键词 池式低温供热堆 relap5程序 非能动 自然循环 瓣阀

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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 被引量：20

15

作者 袁添鸿 于雷 王川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器... 利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 展开更多

关键词 relap5/MOD3.3程序 非能动余热排出系统 全厂断电 倒流

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压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析 被引量：19

16

作者 张琨 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期530-534,共5页

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂... 压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。 展开更多

关键词 900 MW压水堆核电厂 高压熔堆事故 SCDAP/relap5程序

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非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析 被引量：12

17

作者 于雷 谢海燕 蔡章生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第3期233-243,272,共12页

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP... 利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。 展开更多

关键词 非能动余热排出系统 自然循环 relap5/MOD3.2程序 原理性试验 运行特性分析

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CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析 被引量：2

18

作者 张亚培 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第10期1198-1202,共5页

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明,CPR1000在发生全厂断电事故后,PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补... 利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明,CPR1000在发生全厂断电事故后,PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。 展开更多

关键词 relap5/MOD3.4程序 CPR1000 全厂断电事故 PEFWS

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超临界水堆系统分析程序的改进 被引量：2

19

作者 胡珀 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期548-551,共4页

针对超临界水堆特殊的水物性参数和独立的慢化剂通道设计,对堆芯计算程序PARCS和热工水力程序RELAP5进行了适应性改造。使用改造后的耦合程序PARCS/RELAP5分析了美国超临界水冷参考堆,发现了慢化剂逆向流动和最高功率组件不同于最高外... 针对超临界水堆特殊的水物性参数和独立的慢化剂通道设计,对堆芯计算程序PARCS和热工水力程序RELAP5进行了适应性改造。使用改造后的耦合程序PARCS/RELAP5分析了美国超临界水冷参考堆,发现了慢化剂逆向流动和最高功率组件不同于最高外表面包层温度组件的现象,根据这些经验,对中国的超临界水堆分析程序的改进和研发提出了相关意见。 展开更多

关键词 超临界水堆 程序改进 relap5程序 PARCS程序

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压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究 被引量：2

20

作者 许国华 周润彬 +2 位作者 李凤臣 姚日琪 魏国锋 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第3期214-219,共6页

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系... 在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系统分析程序的计算结果作了比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。 展开更多

关键词 HPITF 小破口失水事故 分析程序 冷管段 压水堆

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