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核动力工程 2018年第2期39卷 101-103页

作者：张勇李松蔚王玮中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

利用核设计给出的棒位-功率分布及relap5/mod3程序的202表、205卡,得到了在relap5/mod3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在relap5/mod3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的... 详细信息

利用核设计给出的棒位-功率分布及relap5/mod3程序的202表、205卡,得到了在relap5/mod3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在relap5/mod3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明,由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。

关键词： relap5/mod3 变功率分布提棒事故

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AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

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原子能科学技术 2015年第6期49卷 1057-1061页

作者：叶杰蔡伟陈文虎深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

利用relap5／mod3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通... 详细信息

利用relap5／mod3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降，不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开，堆芯也从未出现裸露，仍保持可冷却状态。

关键词： AP1000 relap5/mod3 多根蒸汽发生器传热管破裂蒸汽发生器

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CARR热工水力与安全分析程序TSACC的开发与验证

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核动力工程 2009年第1期30卷 40-44页

作者：田文喜秋穗正苏光辉贾斗南刘兴民张建伟西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 中国原子能科学研究院北京102413

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR)。TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故... 详细信息

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR)。TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故工况及其他堆型的分析计算。基于程序验证的基本思想,分别利用TSACC和商用程序relap5/mod3对CARR丧失厂外电源事故工况进行了计算。得到了堆芯平均通道以及最热通道内冷却剂流量、温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)等参数的瞬态响应。将TSACC计算结果与relap5/mod3计算结果进行比较、分析后发现:除冷却剂发生倒流前后二者计算结果相差较大外,总体吻合较好。局部值差别较大的主要原因是两个程序在低流速区域选用的换热公式不同。程序验证结果表明了TSACC的准确性和适用性。

关键词： CARR 热工水力安全分析程序验证丧失厂外电源事故 relap5/mod3 TSACC

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针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用

针对非能动大型先进压水堆小破口失水事故的整体模化研究与应用

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作者：孔浩铮上海交通大学

学位级别：硕士

在整体性试验系统设计过程中,开展比例模化分析是其核心技术和关键,它关系到整体试验最终结果的可靠性。比例分析的目的是实现在缩小比例的整体试验台架上准确模拟原型系统在事故瞬态过程中的各种重要的热工水力物理现象,确保试验结果... 详细信息

在整体性试验系统设计过程中,开展比例模化分析是其核心技术和关键,它关系到整体试验最终结果的可靠性。比例分析的目的是实现在缩小比例的整体试验台架上准确模拟原型系统在事故瞬态过程中的各种重要的热工水力物理现象,确保试验结果具有可信的原型系统代表性。因此,作为整体试验的设计基础,比例分析是一个系统的分析过程,它包含原型系统在各体系层面上的重要的热工水力物理现象,通过比例分析得到相似准则,进一步得到比例化试验系统的设计准则,通过在设计中保证这些设计准则来保证试验模拟的可靠性。非能动技术的应用,为核电站的设计、验证及安全审评都带来了新的挑战。在对大型非能动先进压水堆进行设计和安全审评过程中,需要针对非能动堆芯冷却系统建造专有试验台架,并开展多项整体性能试验,这就需要应用比例模化分析方法。本文首先以大型非能动核电厂AP1000为原型,采用relap5/mod3系统程序计算其小破口失水事故进程,为后面的比例模化分析及其应用实践奠定了基础。其次,基于H2TS方法对SBLOCA事故进程分别进行了自上而下与自下而上的比例模化分析,识别出整体试验台架相对于原型核电厂进行整体试验验证需要满足的模化条件。然后,将比例模化分析结果应用于试验装置整体比例的确定以及该装置模拟真实反应堆事故工况适宜性的验证。通过计算整体试验装置及真实电厂相应参数代入无量纲关系式后得到的比值,从比例模化角度证明该试验装置能够合理地代表真实反应堆非能动堆芯冷却系统在事故下的响应,即台架试验数据是可信的。进一步地,本文将真实反应堆***小破口失水事故relap5程序预测值与整体试验装置相应事故模拟试验值进行对比评估,从程序计算的角度确认了该试验台架所做试验能够较好地模拟验证真实电厂小破口事故进程。最后,将比例模化分析结果应用于AP1000核电厂小破口失水事故QPIRT的建立。传统AP1000核电厂PIRT表是建立在专家知识和经验的基础上的,不具有量化判断的能力,因此为了支持和检验传统PIRT表,本文通过使用AP1000核电厂堆芯部分程序模拟结果对程序场方程进行无量纲分析生成部分无量纲组(n组),形成非能动压水堆小破口失水事故堆芯部分的量化PIRT表(QPIRT),从而验证传统PIRT表识别事故中重要事件及物理现象的正确性以及最佳估算程序分析的准确性。

关键词： SBLOCA 比例模化分析 relap5/mod3 QPIRT

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稠密栅堆芯底部再淹没特性介绍及模拟方法研究

稠密栅堆芯底部再淹没特性介绍及模拟方法研究

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作者：吴丹余红星

稠密栅堆芯相比普通压水堆堆芯具有棒束排列更加紧密、转换比高、经济性好的特点。但是,稠密栅堆芯流道变窄使得其在破口事故下的应急冷却成为我们应该关注的问题,尤其是再淹没过程中的流动传热问题。稠密栅堆芯再淹没过程相比将通压水... 详细信息

稠密栅堆芯相比普通压水堆堆芯具有棒束排列更加紧密、转换比高、经济性好的特点。但是,稠密栅堆芯流道变窄使得其在破口事故下的应急冷却成为我们应该关注的问题,尤其是再淹没过程中的流动传热问题。稠密栅堆芯再淹没过程相比将通压水堆的再淹没过程具有包壳峰值温度更高、骤冷更加缓慢、棒束上方先驱冷却过程相对较长等特点。本文以瑞士PSI的NEPTUN-LWHCR稠密栅堆芯再淹没实验为基础,介绍了稠密栅堆芯再淹没的一些现象和特性,分析用relap5/mod3程序对其进行模拟,指出了程序在模拟稠密栅堆芯再淹没特性方面的不足,为今后深入研究打下了基础。

关键词：稠密栅再淹没 NEPTUN-LWHCR relap5/mod3

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