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热工水力分析软件的验证是安全审查重点关注的问题。为了实现不同设计软件间的对比验证,本工作开发出具有自主知识产权的钠冷快堆堆芯子通道分析程序SSCFR,进行中国实验快堆(CEFR)全堆芯稳态分析、子通道稳态分析及全堆芯瞬态分析,并将分析结果与CEFR运行和设计值进行对比。结果表明,SSCFR程序的计算结果与CEFR运行值及安全分析报告中的设计计算值符合较好,可用于钠冷快堆后续的软件对比验证及设计计算工作。 相似文献
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以欧洲铅冷堆(ELSY)水平螺旋管式蒸汽发生器(HST-SG)为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):34-39
为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。 相似文献
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在核电厂的安全分析中,系统程序能够对多种事故瞬态进行瞬态分析。随着我国快堆技术的发展,在快堆系统程序的开发和应用等方面也做了一些工作。本文运用法国原子能委员开发的快堆系统分析程序DYN4G建立了中国实验快堆(CEFR)的系统模型,包括堆芯、一回路、二回路、汽水回路和事故余热排出系统,并计算了满功率下的稳态,与设计值进行了比对,同时完成了超功率事故的瞬态分析,并与《CEFR最终安全分析报告》中的计算进行了对比验证。计算结果表明程序能较好的模拟CEFR的稳态和超功率情况,为进一步开展CEFR的安全研究及钠冷快堆的安全分析打下了基础。 相似文献
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本工作开发了PARCS的先进热工水力求解器PATHS,可对沸水堆进行热工水力稳态模拟。与RELAP5的计算结果进行验证,结果表明,PATHS的计算结果与RELAP5的基本一致。将PATHS与PARCS进行耦合,对SMART反应堆及Peach Bottom 2 OECD Turbine Trip基准题进行计算,结果表明,PARCS/PATHS耦合程序计算结果准确有效,能用于沸水堆的稳态物理热工耦合计算。 相似文献
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SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论. 相似文献
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针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。 相似文献
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为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法(NEM)和格林函数节块法(NGFM),热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。 相似文献
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TANG Long WANG Bin 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1):8-8
The coolant of the primary loop and secondary loop of CEFR is sodium. The reaction of sodium with water during the leakage of SG will induce the water hammer in the secondary loop. The water hammer in the loop would cause the pipeline to swing, the support of the pipeline to snap, the pipeline to break, even the nuclear power station to shutdown directly. The water hammer is an important issue of the design and safe analysis of CEFR. 相似文献
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反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏了一种有效的优化手段。为解决上述问题,采用热工水力学第一性原理与空间离散化方法,建立了一套用于分析冷却剂温度系统特性的铅基冷却反应堆热工水力传递函数模型。该模型与RELAP5-HD模型的对比计算结果表明,当控制变量发生阶跃时,传递函数模型与RELAP5-HD模型的输出特性能较好地吻合,准确反映了系统的动力学特性,能够利用控制理论对铅基冷却反应堆冷却剂温度系统的特性进行分析研究。 相似文献