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基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。 相似文献
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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。 相似文献
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对低压条件下自然循环回路内的两相间歇泉流动不稳定性进行了实验研究。同时,对RELAP5/MOD3.2程序计算低压自然循环间歇泉流动不稳定的可行性进行了验证分析。实验结果表明,低压条件下,间歇泉流动不稳定产生的根本原因在于有效驱动压头的周期性变化,与加热段内气液两相流动的形成-消失周期密切相关。下降段内流体温度越高,波动周期越短。实验数据与RELAP5/MOD3.2程序模拟计算结果符合较好,说明RELAP5/MOD3.2程序对模拟计算低压条件下自然循环间歇泉流动不定稳性具有较好的适用性。 相似文献
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大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。 相似文献
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以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了沸腾换热回路节点划分模型。将计算结果与实验数据进行对比,发现沸腾换热系数的计算值与实验值最大相对偏差在50%以上,且沸腾换热系数随热流密度变化的趋势明显不同。由此判断,Chen关系式并不适合计算竖直管束外大容积沸腾的情况。通过与已有的大容积沸腾换热计算关系式对比,发现Kutateladze “new”公式或Rohsenow公式计算值与实验值符合较好。 相似文献
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Patrícia A.L. Reis Antonella L. Costa Claubia Pereira Clarysson A.M. Silva Maria Auxiliadora F. Veloso Amir Z. Mesquita 《Nuclear Engineering and Design》2012
The main aim of this work is to identify how much the code results are affected by the code user in the choice of, for example, the number of thermal hydraulic channels in a nuclear reactor nodalization. To perform this, two essential modifications were made on a previously validated nodalization for analysis of steady-state and forced recirculation off transient in the IPR-R1 TRIGA research reactor. Experimental data were taken as reference to compare the behavior of the reactor for two different types of modeling. The results highlight the necessity of sensitivity analysis to obtain the ideal modeling to simulate a specific system. 相似文献
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用RELAP5分析RD-14装置的破口实验 总被引:1,自引:0,他引:1
用RELAP5 /MOD3 .2程序模拟了在RD 1 4实验装置上进行的两个CANDU反应堆临界破口实验。对破口出现以后 ,冷却剂系统压力、堆芯压降和元件包壳温度的变化趋势进行了研究 ,计算结果和实验数据符合较好 ,表明用RELAP5程序模拟CANDU反应堆在LOCA事故后系统瞬变是可行的 相似文献
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先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序(如RELAP5等)的计算能力是非常重要的,中国核动力研究设计院设计建造了原理性的非能动堆芯应急冷却系统实验装置,并完成了相关实验研究,取得一批有价值的数据,本文用RELAP5/MOD3.2程序对实验过程进行了模拟分析。通过计算结果与实验结果的比较,初步评价了RELAP5/MOD3.2程序的计算能力。 相似文献
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RELAP5程序耦合接口的开发 总被引:2,自引:0,他引:2
以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现.两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发足成功的,可以作为与其他程序耦合的基础. 相似文献