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RELAP5 Code Study of ROSA/LSTF Experiments on PWR Safety System Using Steam Generator Secondary-Side Depressurization 认领 引用 被引量：1
1
作者 Takeshi Takeda Akira Ohnuki Hiroaki Nishi 《Journal of Energy and Power Engineering》 CAS 2015年第5期426-442,共17页
RELAP5 （reactor excursion and leak analysis program, version 5） code analyses were performed on two ROSA/LSTF （rig of safety assessment/large scale test facility） experiments on PWR （pressurized water reactor） s... RELAP5 （reactor excursion and leak analysis program, version 5） code analyses were performed on two ROSA/LSTF （rig of safety assessment/large scale test facility） experiments on PWR （pressurized water reactor） safety system that simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 8-in. or 4-in. diameter break using SG （steam generator） secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves in both SGs immediately after a safety injection signal. In the 8-in. break test, loop seal clearing occurred and then core uncovery and heatup took place by core boil-off. Core collapsed liquid level recovered after the initiation of accumulator coolant injection, and long-term core cooling was ensured by the actuation of low-pressure injection system. In the 4-in. break test, on the other hand, there was no core uncovery and heatup due to smaller break flow rate than in the 8-in. break test. Adjustment of Cd （break discharge coefficient） for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code well predicted the overall trend of the major thermal-hydraulic response observed in the two LSTF tests by the Cd adjustment. The code, however, overpredicted the peak cladding temperature because of underprediction of the core collapsed liquid level due to inadequate prediction of the accumulator flow rate in the 8-in. break case. 展开更多
关键词 PWR safety system ROSAILSTF small-break loss-of-coolant accident SG depressurization RELAP5 code.
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基于RELAP5的氮气稳压系统建模及适用性分析 认领 引用
2
作者 姜濛 刘梦娟 +3 位作者 赵萌 黄丽 杨燕华 赵剑刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2025年第5期30-36,共7页
为探究氮气稳压系统的运行特性,本研究采用RELAP5进行计算模拟,对程序模拟氮气稳压系统进行了适用性分析。结果表明,RELAP5在模拟氮气稳压系统时主要存在以下误差:归一化稳压器压力、水位偏高;水空间控制体温度梯度过大;气空间温度偏高... 为探究氮气稳压系统的运行特性,本研究采用RELAP5进行计算模拟,对程序模拟氮气稳压系统进行了适用性分析。结果表明,RELAP5在模拟氮气稳压系统时主要存在以下误差:归一化稳压器压力、水位偏高;水空间控制体温度梯度过大;气空间温度偏高。分析可知,导致RELAP5计算误差的原因可能为:能量方程未引入轴向热扩散项;高组分不凝气体分压超出模型适用范围;换热模型的有限适用性;材料物性参数缺失等。结合已有研究结果,模型的修改方向为加入热扩散表征项、修正氮气-水热交换模型,且重点应解决对结果影响更大的氮气-水热交换问题。 展开更多
关键词 氮气稳压 系统程序 RELAP5 适用性分析
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热离子空间堆典型事故分析 认领 引用
3
作者 曾治云 徐晓晨 +2 位作者 文青龙 刘志鹏 胡文军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2026年第1期7-17,共11页
基于二次开发的RELAP5程序建立了TOPAZ-Ⅱ空间堆系统瞬态分析方法并构建了分析模型。所建模型涵盖堆芯动力学、热离子燃料元件结构、NaK-78液态金属冷却回路及辐射散热器等核心部件,并引入各材料的温度反应性反馈。模型在稳态下与TOPAZ... 基于二次开发的RELAP5程序建立了TOPAZ-Ⅱ空间堆系统瞬态分析方法并构建了分析模型。所建模型涵盖堆芯动力学、热离子燃料元件结构、NaK-78液态金属冷却回路及辐射散热器等核心部件,并引入各材料的温度反应性反馈。模型在稳态下与TOPAZ-Ⅱ设计参数对比相对偏差仅为1%,并通过V 71台架非核试验数据验证了瞬态响应。完成了反应性引入与冷却剂完全丧失事故分析。结果表明,在0.01$扰动下功率峰值达到180kW,燃料与发射极温度分别达2600K与2100K;冷却剂完全丧失事故后86s会触发功率上限停堆,不锈钢温度峰值接近1600K,但均未超过设计限值,具备一定的安全裕度。本研究构建了一套多物理场耦合的热离子空间堆瞬态分析方法,为后续仿真平台开发与分析评估提供了基础。 展开更多
关键词 热离子空间堆 TOPAZ-Ⅱ RELAP5程序 热工水力分析 典型事故分析
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超临界水氧化反应器瞬态事故特性分析 认领 引用
4
作者 吴先茂 任丽霞 胡文军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2026年第1期30-37,共8页
超临界水氧化(SCWO)反应器处理放射性有机废液过程中,压力边界管道一旦出现破口事故,高温高压流体将瞬间喷射至环境,形成放射性物质释放通道。本研究针对中国原子能科学研究院设计面向工程化应用的SCWO双壳式反应器进行管道破口事故瞬... 超临界水氧化(SCWO)反应器处理放射性有机废液过程中,压力边界管道一旦出现破口事故,高温高压流体将瞬间喷射至环境,形成放射性物质释放通道。本研究针对中国原子能科学研究院设计面向工程化应用的SCWO双壳式反应器进行管道破口事故瞬态特性分析,基于改进的RELAP5程序构建破口事故分析模型,并设置破口敏感性研究矩阵(位置:顶部/底部;破口尺寸比例:0.1%~1.5%)。系统模拟压力边界管道破裂,破口位置流量突变、压力振荡以及速度变化情况。研究结果揭示了破口尺寸与位置对管道破口事故后果的定量影响,量化了多物理场耦合下反应器泄漏瞬态特征。本研究为工程化SCWO反应器的安全设计优化提供了数据支撑,同时为其放射性风险评估提供了理论依据。 展开更多
关键词 双壳式反应器 混合喷放 RELAP5程序 破口瞬态
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基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析 认领 引用 被引量：7
5
作者 周磊 郗昭 +2 位作者 熊万玉 闫晓 肖泽军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期72-75,87,共4页
采用RELAP5程序对蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出系统进行计算分析,研究液柱初始高度、液柱初始温度、系统阻力系数、加热功率和初始水装量等因素对自然循环特性的影响。
关键词 非能动余热排出系统 RELAP5程序 计算分析
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基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究 认领 引用 被引量：15
6
作者 夏庚磊 郭赟 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS 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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基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证 认领 引用 被引量：6
7
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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采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价 认领 引用 被引量：6
8
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 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 认领 引用 被引量：7
9
作者 刘余 张虹 贾宝山 《原子能科学技术》 EI CAS 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的氦氙流动换热计算模块开发与验证 认领 引用 被引量：5
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程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析 认领 引用 被引量：7
11
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 认领 引用 被引量：2
12
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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AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式建立与应用 认领 引用 被引量：2
13
作者 林支康 殷煜皓 梁国兴 《电力与能源》 2011年第6期457-461,共5页
建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量... 建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究。自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内的水在17 500s左右堆芯水位将无法有效覆盖燃料,说明自动降压系统对AP1000的反应堆冷却系统在小破口失水事故工况下的泄压是不可缺少的。分析结果进一步显示,在小破口失水事故下,破口面积越大,包壳峰值温度会越高,破口面积每增加0.012 26m2(5%管道面积),PCT温度上升约36K;提升功率也会使包壳峰值温度升高,分析结果显示每增加5%功率,小破口失水事故的PCT上升约42.26K。 展开更多
关键词 包壳峰值温度 自动降压 小破口失水事故 功率提升 RELAP5程式
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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 认领 引用
14
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 认领 引用 被引量：6
15
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的单通道自然循环流动不稳定性分析 认领 引用 被引量：6
16
作者 邢立淼 郭赟 曾和义 《原子能科学技术》 EI CAS 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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基于RELAP5的典型压水堆再淹没壁面蒸汽对流换热模型研究 认领 引用 被引量：2
17
作者 吕莉 于涛 +3 位作者 余红星 吴丹 谢金森 彭欢欢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期42-45,共4页
基于FLECHT SEASET再淹没实验,评价RELAP5程序再淹没模块的合理性。研究表明,现有的RELAP5程序在模拟再淹没实验低流速工况时,低估了燃料包壳的峰值温度。结合典型压水堆再淹没过程的特点,考虑蒸汽流动状态和棒束结构的影响,对壁面蒸汽... 基于FLECHT SEASET再淹没实验,评价RELAP5程序再淹没模块的合理性。研究表明,现有的RELAP5程序在模拟再淹没实验低流速工况时,低估了燃料包壳的峰值温度。结合典型压水堆再淹没过程的特点,考虑蒸汽流动状态和棒束结构的影响,对壁面蒸汽对流换热模型进行修改,建立适用于典型压水堆再淹没过程的壁面蒸汽对流换热新模型。改进前后程序对包壳峰值温度的计算结果对比,验证了新模型的合理性。 展开更多
关键词 RELAP5 再淹没 壁面蒸汽对流换热 蒸汽流动状态 棒束结构
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基于CIAE实验对RELAP5程序的评价 认领 引用 被引量：2
18
作者 陈玉宙 杨春生 邹凌 《核动力工程》 EI CAS 北大核心 2003年第S2期64-69,共6页
RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题。中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现象开展了大量实验研究,包括膜态沸腾传热、临界热流密度和摩... RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题。中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现象开展了大量实验研究,包括膜态沸腾传热、临界热流密度和摩擦压降,并在此基础上对RELAP5程序模型进行评价,表明了模型的缺陷,并在一定条件下计算存在较大不确定性。 展开更多
关键词 RELAP5程序 膜态沸腾 临界热流密度 摩擦阻力
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移动式气冷堆电源关键安全特性研究 认领 引用
19
作者 马信荣 杨夷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 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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SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述 认领 引用 被引量：10
20
作者 苏云 许以全 +1 位作者 曹学武 徐济鋆 《核动力工程》 EI CAS 北大核心 2003年第S2期51-55,共5页
SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序... SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。 展开更多
关键词 SCDAP/RELAP5 程序结构 严重事故 模型
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