基于修改后RELAP5/MOD3.2的氟盐高温堆实验回路分析 被引量：1

1

作者 许荣栓 刘利民 +4 位作者 王宁 张大林 王成龙 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期828-835,共8页

大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种... 大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。 展开更多

关键词 氟盐冷却高温堆 CIET relap5/mod3.2

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RELAP5/MOD3.2竖直管束外大容积沸腾换热模型适用性分析 被引量：1

2

作者 李亚 曹夏昕 +1 位作者 王开元 孙中宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2269-2273,共5页

以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了... 以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了沸腾换热回路节点划分模型。将计算结果与实验数据进行对比,发现沸腾换热系数的计算值与实验值最大相对偏差在50%以上,且沸腾换热系数随热流密度变化的趋势明显不同。由此判断,Chen关系式并不适合计算竖直管束外大容积沸腾的情况。通过与已有的大容积沸腾换热计算关系式对比,发现Kutateladze"new"公式或Rohsenow公式计算值与实验值符合较好。 展开更多

关键词 relap5/mod3.2 大容积沸腾换热 竖直管束 实验验证

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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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移动式气冷堆电源关键安全特性研究

4

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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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

5

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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气举试验井两相流动特性分析 被引量：2

6

作者 卓文彬 彭云康 +1 位作者 李颖川 郑海峰 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第3期51-54,共4页

用RELAP5/MOD3.2程序计算分析试验井的气举启动与卸载过程,探讨不同气举方式下油井内气液两相流流型分布规律,为下一步试验研究提供理论依据.由计算结果可见,在适当的气举参数组合下,可以实现稳定的气水产量;对所研究的气举参数,两相流... 用RELAP5/MOD3.2程序计算分析试验井的气举启动与卸载过程,探讨不同气举方式下油井内气液两相流流型分布规律,为下一步试验研究提供理论依据.由计算结果可见,在适当的气举参数组合下,可以实现稳定的气水产量;对所研究的气举参数,两相流流型随气举启动与卸载过程的变化规律是从泡状流过渡到环雾状流;如果气水产量达到稳定,沿油井高度的两相流流型均为环雾状流. 展开更多

关键词 气举 两相流 relap5/mod3.2程序

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基于密度锁的非能动余热排出系统设计及验证分析

7

作者 陈薇 严春 +1 位作者 阎昌琪 谷海峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第10期1203-1207,共5页

提出了一种新型非能动余热排出系统设计方案,该方案以密度锁技术作为基础,采用改变压力调节回路流量,并保持循环回路内有高温工质流动的方式,建立密度锁内水力平衡关系,维持主回路和余热排出回路的隔离。以AP1000主冷却剂系统为载体,用R... 提出了一种新型非能动余热排出系统设计方案,该方案以密度锁技术作为基础,采用改变压力调节回路流量,并保持循环回路内有高温工质流动的方式,建立密度锁内水力平衡关系,维持主回路和余热排出回路的隔离。以AP1000主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了正常工况下,非能动余热排出系统的运行特性。结果表明:以密度锁内流体温度作为控制变量对调压泵转速进行调节,可逐渐建立密度锁内水力平衡关系,实现非能动余热排出系统的启动;稳态运行期间,反应堆运行参数改变时,在控制系统反馈作用下,密度锁仍能维持"封闭"状态,保证主回路和余热排出回路隔离。 展开更多

关键词 非能动余热排出系统 密度锁 relap5/mod3.2程序

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CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析 被引量：15

8

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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辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究 被引量：9

9

作者 张往锁 曹夏昕 +1 位作者 阎昌琪 陈薇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期565-569,共5页

以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发... 以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。 展开更多

关键词 CPR1000 relap5/mod3.2 全厂断电 辅助给水

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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

10

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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套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析 被引量：6

11

作者 刘建阁 彭敏俊 +2 位作者 张志俭 徐文奇 成守宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期175-182,共8页

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套... 新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。 展开更多

关键词 套管式直流蒸汽发生器 动态特性 负荷跟随 PID控制器 SCDAP/relap5/mod3.4程序

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船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析 被引量：2

12

作者 陈玉清 杨磊 刘俊腾 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期376-380,共5页

船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分... 船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案。本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值。 展开更多

关键词 船用堆 堆舱 失水事故 控制体 relap5/mod3.2

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CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析 被引量：2

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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AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析 被引量：2

14

作者 靖剑平 张春明 +2 位作者 孙微 安婕铷 贾斌 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期541-546,共6页

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对... AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。 展开更多

关键词 relap5/mod 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LOFTRAN程序

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反应堆一回路系统优化设计方案的可行性验证 被引量：1

15

作者 陈磊 阎昌琪 王建军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2326-2332,共7页

采用优选运行参数和结构参数的方法,可达到降低核动力装置尺寸的目的。在优化设计方案投入制造前,有必要研究其在设计基准事故下的响应特性,以检验优化方案的可行性。采用RELAP5/MOD3.2程序研究现有一回路系统优化方案在完全失去厂外电... 采用优选运行参数和结构参数的方法,可达到降低核动力装置尺寸的目的。在优化设计方案投入制造前,有必要研究其在设计基准事故下的响应特性,以检验优化方案的可行性。采用RELAP5/MOD3.2程序研究现有一回路系统优化方案在完全失去厂外电、主给水丧失和小破口失水事故下的响应特性,并将安全设计准则参数与母型对比。结果表明:针对所研究的3种设计基准事故,优化方案各主要安全准则参数满足设计要求;优化方案可成功抵御这3类设计基准事故。 展开更多

关键词 一回路系统 优化设计 设计基准事故 relap5/mod3.2程序

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舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性 被引量：3

16

作者 彭军 于雷 《舰船科学技术》 北大核心 2012年第7期64-67,95,共5页

用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证。重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响。结果表明:舰... 用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证。重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响。结果表明:舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时,蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行,但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流,降低了一回路主系统的自然循环能力。 展开更多

关键词 非能动余热排出系统 蒸汽发生器 自然循环 relap5/mod3.2

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AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析 被引量：2

17

作者 贾祥 安婕铷 靖剑平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页

AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过... AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。 展开更多

关键词 relap5/mod3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故 非能动核电厂

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一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析 被引量：1

18

作者 代守宝 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期34-39,共6页

根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明:余热... 根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明:余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题,从而优化了余热排出系统的设计。采用以上两种措施可使非能动余热排出系统在满足结构和安全的前提下具有较大的余热排出能力。 展开更多

关键词 一体化压水堆 非能动余热排出系统 relap5/mod3.4程序

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某天然铀重水研究堆改造设计方案研究

19

作者 乔雅馨 骆贝贝 +3 位作者 李建龙 丁丽 花晓 王玉林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期396-401,共6页

某重水研究堆设计采用天然铀作燃料,具有生产武器级钚的能力。为去除武器级钚的产出能力,本文对该堆的改造设计方案进行了研究。采用CITATION+WIMSD-4程序、MCNP程序和RELAP5/MOD3.2程序进行物理、热工计算,验证了将该堆的燃料由天然铀... 某重水研究堆设计采用天然铀作燃料,具有生产武器级钚的能力。为去除武器级钚的产出能力,本文对该堆的改造设计方案进行了研究。采用CITATION+WIMSD-4程序、MCNP程序和RELAP5/MOD3.2程序进行物理、热工计算,验证了将该堆的燃料由天然铀改为稍加浓缩铀的可行性。利用ORIGEN2程序计算分析表明,改造后的重水堆已不具备武器级钚生产堆的特性,同时民用放射性同位素辐照生产能力和科学研究技术指标亦有所提高。 展开更多

关键词 天然铀 重水研究堆 CITATION+WIMSD-4 MCNP relap5/mod3.2 ORIGEN2 改造设计方案 钚生产

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负荷跟踪运行下反应堆一回路控制系统仿真与验证 被引量：1

20

作者 李汉辰 曹欣荣 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期200-206,共7页

随着核电厂负荷跟踪运行研究的不断深入,开发针对负荷跟踪过程的仿真模型也势在必行。本文以CNP600压水堆核电厂一回路主系统为研究对象,基于RELAP5/MOD3.4程序建立系统模型,并在此基础上进行控制系统仿真。以典型日负荷跟踪运行模式、... 随着核电厂负荷跟踪运行研究的不断深入,开发针对负荷跟踪过程的仿真模型也势在必行。本文以CNP600压水堆核电厂一回路主系统为研究对象,基于RELAP5/MOD3.4程序建立系统模型,并在此基础上进行控制系统仿真。以典型日负荷跟踪运行模式、负荷线性变化以及负荷阶跃变化等工况瞬态测试对仿真系统进行验证。结果表明,瞬态过程中各参数变化范围和趋势与电厂实际运行值相符,准确反映了负荷跟踪下CNP600压水堆核电厂一回路的运行过程。仿真模型对后续的安全分析具有一定的适用性。 展开更多

关键词 负荷跟踪运行 relap5/mod3.4程序 一回路控制系统

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