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《核科学与工程》2018,(5)
本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。 相似文献
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针对AP1000核电站,基于两流体最佳估算系统程序RELAP5建立热工水力模型,基于Matlab/Simulink软件及工业组态软件建立相关控制系统数学模型,用于对正常给水丧失事故的计算分析。建模数据主要参考AP1000 Design Control Document(AP1000 DCD),由于建模数据不够充分、详尽,模型不够精确,文中事故分析以定性分析为主。计算结果表明:RELAP5具备计算自然循环的能力,计算结果与DCD中正常给水丧失事故结果总体趋势基本一致,非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统能够及时、有效地排出堆芯余热和堆芯衰变热,确保堆芯安全。PRHRS余热排出能力对事故发展有明显影响,模型中PRHRS余热排出能力较强,使冷却剂温度更快地降低到较低水平,导致CMT更早投入以及随后反应堆各参数响应的不同。 相似文献
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彭军 《核标准计量与质量》2019,(3)
热工水力程序RELAP5/MOD3具有比较广泛的应用,文章基于RELAP5/MOD3.2与RELAP5/MOD3.3两个程序版本,对某反应堆冷段3.5in小破口失水事故进行计算分析,初步探讨不同临界流模型对计算结果的影响,相关结果可为分析类似小破口失水事故提供一定的参考。 相似文献
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《原子能科学技术》2019,(6)
由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。 相似文献
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通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。 相似文献
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介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛(MC)抽样的风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。 相似文献
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