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中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型;采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型,各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估,为中国示范快堆的事故分析提供参考。 相似文献
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堆芯解体事故已成为钠冷快堆安全分析的主要关注点之一。COMMEN程序是中国原子能科学研究院开发的钠冷快堆堆芯解体事故分析程序。该程序耦合了二维的时空中子动力学模块,主要用于计算堆芯丧失原有几何形状之后的事故进程。为改进COMMEN程序,须在现有的中子学模块中添加热膨胀模型。改进后的COMMEN程序计算严重事故时考虑的反应性反馈更全面。为验证该模型,使用改进后的COMMEN程序对中国实验快堆(CEFR)进行建模计算,并将计算结果和SAS4 A程序进行对比。结果表明:添加了热膨胀模型后,COMMEN程序的计算结果得到了很大改善,其结果与SAS4 A符合的很好。 相似文献
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为验证中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS,对美国钠冷快堆EBR-Ⅱ的SHRT-45R无保护失流试验进行了计算分析。利用FASYS程序对试验的堆芯和一回路进行建模,以两台一回路主泵的转速、中间热交换器二次侧入口流量和温度作为计算边界条件。通过对比分析计算值与试验值发现,以堆芯功率为输入数据时,泵流量和XX09测量组件冷却剂温度计算值与试验值吻合良好,由于采用点模型模拟堆芯上腔室温度,Z形管道进口温度计算值变化较试验值快。在堆芯功率和温度耦合计算情况下,堆芯功率的计算值与实测功率总体上吻合良好,堆芯相对功率低于10%后计算值略有偏大。FASYS程序对SHRT-45R试验的分析,验证了该程序的堆芯热工水力模型、一回路热工水力模型、点堆模型,特别是反应性反馈模型。 相似文献
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本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。 相似文献
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介绍了高通量工程试验堆 (HFETR)堆芯三维稳态物理热工计算程序系统的验证结果。该程序系统由 6个部分组成 :基于WIMS D4的栅元均匀化少群参数计算程序、基于SIXTUS 3的三维堆芯燃料管理程序S3BURN、节块精细注量率重组程序HFETRPPC、堆芯流量分配计算程序HFETRFD、燃料元件流场和温场三维数值计算程序CASH以及基于COBRA 1V的燃料考验组件热工水力分析程序。通过程序计算值与实测值广泛范围的比较 ,对程序系统进行了验证。从结果可以看出 ,该程序系统功能强、性能好、计算速度快 ,可以完成HFETR及配套设施的堆芯运行方案设计计算。 相似文献
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基于计算流体力学方法进行了三维氢气安全分析软件CYCAS的自主研发,采用隐式连续欧拉-任意拉格朗日欧拉方法求解三维、可压、非定常的Navier-Stokes方程组。CYCAS通过求解多组分的质量守恒方程描述多组分气体的扩散和混合,气流中的水蒸气相变行为采用均相平衡模型模拟,而壁面上的相变行为采用Chilton-Colburn相似假设,湍流模拟选用了代数湍流模型和k-ε湍流模型。采用喷射实验HYJET和国际标准测试题ISP23对CYCAS进行了初步验证,计算结果与实验值吻合良好。 相似文献
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ACME台架程序建模及试验初始条件确定方法研究 总被引:1,自引:1,他引:0
先进热工水力试验(ACME)台架是以CAP1400核电厂为原型、采用1/3高度的比例进行设计的非能动堆芯冷却系统整体性试验台架。本工作采用NOTRUMP程序完成了对试验台架的建模,制定了不同试验工况下初始条件的确定方法。利用所建立的ACME台架NOTRUMP程序模型及初始条件,针对冷段5.08 cm破口工况和平衡管线(PBL)双端断裂工况进行了模拟,并与CAP1400核电厂对应工况的计算结果进行了对比。结果表明,ACME台架NOTRUMP程序模型设置合理,初始条件确定方法恰当,台架能正确反映原型电厂不同失水事故工况下的系统响应。 相似文献
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双环路压水堆非对称入口条件下物理-热工特性研究 总被引:2,自引:0,他引:2
双环路压水堆存在反应堆入口流量、温度不对称的非正常运行工况。本文建立了基于CFD方法的反应堆整体三维流场模型,并耦合中子动力学计算程序和RELAP5程序,对这种非对称入口条件下的反应堆物理-热工特性进行了数值模拟。结果表明:反应堆入口流量不对称会加剧堆芯入口流量分配的不均匀性,并进一步导致局部功率变化,对反应堆安全不利;在入口温度不对称的条件下,冷却剂在下腔室的混合非常不充分,并导致堆芯入口温度分布不均匀,引起局部功率变化较大,对反应堆安全不利。 相似文献
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Jae Jun Jeong Seung Wook Lee Jin Young Cho Bub Dong Chung Gyu-Cheon Lee 《Annals of Nuclear Energy》2010
A coupled system thermal-hydraulics (T-H) and three-dimensional reactor kinetics code, MARS/MASTER, was developed to attain more accurate predictions for nuclear system transients that involve strong interactions between neutronic and T-H phenomena. In this paper, a 12-finger control element assembly (CEA) drop event in a two-loop pressurized water reactor (PWR) plant under a full power condition was analyzed, where the 12-finger CEA that is nearest to the hot leg of Loop 2 is assumed to incidentally drop. This instantaneously results in an asymmetric radial power distribution and, in turn, asymmetric loop behavior, which may lead to a reactor trip due to a low departure from nucleate boiling (DNB) ratio at the intact side of the core or an excessive difference between the cold leg coolant temperatures. This event clearly requires a coupled calculation of system T-H and three-dimensional reactor kinetics to realistically investigate the thermal-hydraulic behavior of the reactor core. A simple theoretical modeling is also devised to evaluate the cold leg temperature difference under a quasi-steady state. 相似文献
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VSOP程序广泛用于球床式高温气冷堆的工程设计,需对VSOP程序进行验证与确认。针对相同的高温气冷堆堆芯定义,比较了VSOP程序和蒙特卡罗程序采用特殊形状的重复结构来模拟随机分布的球床堆芯的建模结果。对VSOP模型中的侧反射层孔道进行均匀化处理,对球床顶锥和底锥的几何进行等效处理,用蒙特卡罗模型详细比较了近似处理为有效增殖因数keff带来的偏差。结果表明,VSOP模型中不同的近似处理方法会带来不同的偏差。但最终VSOP模型与最精细的蒙特卡罗模型在有效增殖因数方面差别不大,进一步说明VSOP模型的可用性和合理性。当然,VSOP程序和模型的验证还需要进一步深入研究。 相似文献
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ATHLET-SC程序的开发及适用性分析 总被引:1,自引:1,他引:0
由于超临界水堆(SCWR)在系统简化、降低成本和提高热效率上的优势,SCWR的研究在全球范围内得到广泛关注。在众多有关超临界水堆的研发工作中,开发适用于SCWR的系统分析程序是进行SCWR系统设计和安全评估的关键技术难题之一。本工作基于最佳估算系统分析程序ATHLET2.1A,增加了超临界热物性参数,开发出适用于SCWR的系统分析程序ATHLET-SC,将现有的ATHLET程序扩展到超临界压力状态。为评估修改后的程序的适用性,建立了混合能谱超临界水堆堆芯模型,并对该模型进行了功率瞬态计算。此外,对1个简化的超临界水冷却回路进行了稳定性分析。计算结果表明:修改过的ATHLET程序(ATHLET-SC)对SCWR系统的模拟具有良好的适用性。 相似文献
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超临界水堆系统分析程序的改进 总被引:1,自引:1,他引:0
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。 相似文献