核电厂培训模拟器软件的特征

一、概述用模拟器培训核电厂运行人员在许多有核电国家日趋普及。特别是三哩岛事故后,核电厂模拟器成为培训和考核操纵员的必要工具。我国的两座核电厂正在建设中。由国家核安全局引进、清华大学负责安装、调试和运行的我国第一台全尺寸核培训模拟器已于今年     

采用漂移流模型的U形管蒸汽发生器动态仿真

使用漂移流模型建立U形管蒸汽发生器瞬态分析模型。在瞬态方程的基础上 ,得到稳态工况的计算方程 ,提出了一个计算速度快 ,精度高的稳态方程求解方法 ;其分析结果与大亚湾核电站蒸汽发生器静态工作特性符合得很好。在瞬态分析过程中 ,使用了自动变步长的非线性多步法 ,在保证计算精度的前提下 ,计算速度得以改善 ;其分析结果与经实验验证的FRAMATOME对大亚湾核电站蒸汽发生器分析结果符合得很好。     

大亚湾核电站凝汽器热力性能分析及改进

利用HEI规范和实际运行的数据对大亚湾核电站凝汽器的热力性能进行了分析和评价，找出了影响其性能的主要因素，并借鉴岭澳核电站凝汽器的结构特点，提出了对大亚湾核电站凝汽器进行改进的建议。     

K—FIX程序在喷放事故中的应用

Ｋ－ＦＩＸ程序是美国洛斯－阿拉莫斯实验室研制的在ＣＤＣ机上运行的三维两流体瞬态计算程序。国内现有的微机化版本只能计算压力堆的壁面喷放事故，本文参考了该微机化版本及在ＣＤＣ机上运行的Ｋ－ＦＩＸ（３Ｄ，ＦＬＸ）版本，增加了喷管计算程序，计算了带有喷放管的反应堆压力容器的喷放事故，结果与实验值符合很好本文还介绍了Ｋ－ＦＩＸ程序应用于氦气作工质的高温气冷堆环型腔室的喷放计算。     

COBRA程序数学模型的特点

本文评述COBRA系列各程序数学模型的特点。比较COBRA两相流方程与经典流体力学方程的差异,指出了COBRA—Ⅳ两相流模型的优缺点及其发展趋势。     

用AC-600非能动余热排出系统实验评估RELAP5程序

利用RELAP5程序对先进堆二次侧非能动堆芯余热排出系统实验的瞬态过程进行数值模拟。在微循环启动,有注水的工况下,比较了RELAP5程序的计算结果和实验数据,计算结果与实验基本一致。由此可见,利用RELAP5程序分析此类问题是可行的。瞬态计算结果还为先进压水堆非能动余热排出系统的设计提供参考。     

AC600核电厂断电事故分析(英文)

Today, nuclear power plays an important role in the human life.But the accident of Three Miles Island Nuclear Power Plant in1979 and the accident of Chernobyl' Nuclear Power Plant in1986 exerted negative influence over the development of nuclearpower. Hence what people are concerned about are the safetyproblems of nuclear power plants. This is the key to whether thenuclear energy undertakings can be developed smoothly.AC600 Nuclear Power Plant is a concept design of advancedpressurized w…     

非能动安注箱的设计与分析

介绍了非能动安注箱的设计与实验,并用CATHENA程序分析其特性:注入流量的峰值,高注入流量的持续时间,最低注入流量等。计算结果表明非能动安注箱设计满足主要的性能要求,CATHENA程序计算结果与实验数据基本一致,可用于概念设计与事故分析。     

压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究

堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较.     

COBRA程序系列中的一个新版本：COBRAIIIC／MIT—2

一、前言二十多年来,在反应堆设计和安全分析领域内,随着计算机的普及和实验研究工作的开展,各种计算机程序应运而生。分析堆芯行为的程序更是层出不穷。其中美国太平洋西北实验室发展的COBRA程序系列是较好的一个。第一个版本COBRA-Ⅰ自1967年发表至今已二十多年,中间不断公布了改进的版本,如COBRA-Ⅱ,COBRA-Ⅲ等。1973年发表的COBRA-ⅢC采用了先进的横向动量方程,较逼真地描述了物理过程,还加强