共查询到20条相似文献,搜索用时 125 毫秒
1.
2.
针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。 相似文献
3.
4.
5.
倾斜与摇摆条件下一体化反应堆自然循环特性研究 总被引:1,自引:1,他引:0
通过建立海洋条件下的附加力模型与控制体空间坐标求解模型,开发了基于RELAP5/MOD3.1程序的海洋条件热工水力分析程序。研究了海洋条件下一体化反应堆IP200的自然循环特性,分析倾斜与摇摆条件对自然循环的影响。计算结果表明:倾斜会降低堆芯流量,导致左右侧环路冷却剂流量不一致,影响直流蒸汽发生器的换热特性;摇摆情形下,环路的附加压降主要由切向力贡献;摇摆轴偏离中心位置以及倾斜和摇摆的叠加运动均会打破环路间的热工水力对称性,增大堆芯流量的波动幅度。 相似文献
6.
7.
本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。 相似文献
8.
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
9.
10.
研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。 相似文献
11.
池式快堆系统瞬态分析软件开发 总被引:3,自引:3,他引:0
为实现快堆系统分析软件国产化,在已开发的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR的基础上,进一步开发了系统各部件的瞬态模型、控制系统和保护系统模型、瞬态工况热工水力学的求解逻辑,完成瞬态计算功能的开发。通过对日本文殊快堆45%功率汽机跳闸工况进行建模分析,验证了SAC-CFR用于系统瞬态分析的有效性,为进一步开发非能动余热排出系统分析模型打下了基础。 相似文献
12.
There are many differences between the flow and heat transfer characteristics of nuclear reactors under ocean and land-based conditions for the effects of ocean waves. In this paper, thermal hydraulic characteristics of a passive residual heat removal system (PRHRS) for an integrated pressurized water reactor (IPWR) in ocean environment were investigated theoretically. A series of reasonable theoretical models for a PRHRS in an IPWR were established. These models mainly include the core, once-through steam generator, nitrogen pressurizer, main coolant pump, flow and heat transfer and ocean motion models. The flow and heat transfer models are suitable for the core with plate-type fuel element and the once-through steam generator with annular channel, respectively. A transient analysis code in FORTRAN 90 format has been developed to analyze the thermal–hydraulic characteristics of the PRHRS under ocean conditions. The code was implemented to analyze the effects of different ocean motions on the transient thermal-hydraulic characteristics of PRHRS. It is found that the oscillating amplitudes and periods of the system parameters are determined by those of the ocean motions. The effect of rolling motion is more obvious than that of pitching motion when the amplitudes and periods of rolling and pitching motions are the same. The obtained analysis results are significant to the improvement design of the PRHRS and the safety operation of the IPWR. 相似文献
13.
针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。 相似文献
14.
针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。 相似文献
15.
16.
17.
W. Van Hove K. Van Laeken L. Bartsoen B. Centner L. Vanhoenacker 《Nuclear Engineering and Design》1997,177(1-3)
To enable a more realistic and accurate calculation of the radiological consequences of a steam generator tube rupture (SGTR), a fission product transport model was developed. As the radiological releases strongly depend on the thermal-hydraulic transient, the model was included in the RELAP5 input decks of the Belgian Nuclear Power Plants. This enables the coupled calculation of the thermal-hydraulic transient and the radiological release. The fission product transport model tracks the concentration of the fission products in the primary circuit, in each of the SGs as well as in the condenser. This leads to a system of six coupled, first order ordinary differential equations with time dependent coefficients. Flashing, scrubbing, atomisation and dry out of the break flow are accounted for. Coupling with the thermal-hydraulic calculation and correct modelling of the break position enables an accurate calculation of the mixture level above the break. Pre- and post-accident spiking in the primary circuit are introduced. The transport times in the FW-system and the SG blowdown system are also taken into account, as is the decontaminating effect of the primary make-up system and of the SG blowdown system. Physical input parameters such as the partition coefficients, half life times and spiking coefficients are explicitly introduced so that the same model can be used for iodine, caesium and noble gases. 相似文献
18.
《Journal of Nuclear Science and Technology》2012,49(1):90-99
ABSTRACTAn accurate analysis model for transient reactor behavior is necessary to keep sufficient safety margins of nuclear power plants to prevent cliff edge effects. In this study, the direct response matrix (DRM) method is applied to the kinetic domain and the transient analysis is enabled based on the transport equation. The kinetic DRM model introduces the time delay to four sub-response matrices. The time delay can be evaluated by a Monte Carlo calculation. The model is evaluated in homogeneous and heterogeneous problems. The Doppler feedback is considered in the heterogeneous problem and the calculation results are compared with the experimental data. The calculation results indicate that the calculation step 1.0E-7 s is sufficient for the model and the model provides results in good agreement with the experimental data. It is concluded that the present model with the DRM method can be used for transient analysis. 相似文献
19.
20.
基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。 相似文献