RELAP5程序对AP1000核电厂SGTR事故的分析能力研究

蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是压水堆核电厂需要评价的一个重要的设计基准事故。先进非能动1000 MW核电厂(简称AP1000)在执照申请时使用专门的程序LOFTTR2对SGTR事故进行热工水力分析。为了验证RELAP5程序对AP1000 SGTR事故的分析能力,建立AP1000的RELAP5模型并进行计算分析。分析结果表明,无论是热工水力进程还是场外放射性剂量后果,RELAP5程序的计算结果都与安全分析报告中的结果符合得很好。RELAP5程序和所建立的模型能够用于其他SGTR相关的分析。     

基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。     

国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。     

用RELAP5程序分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果

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。     

基于RELAP5-3D的全范围模拟机CPR1000反应堆SGTR影响分析

以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h不干预和1.5 h内依照事故规程进行干预分别进行计算,并通过与文献的对比对仿真结果的准确性进行验证,研究主要参数的变化趋势并分析其变化原因,给出完整的事件序列和操作员干预的措施。     

基于RELAP5的二次侧非能动余热排出系统敏感性研究

应用RELAP5/MOD3.3程序对二次侧非能动余热排出系统(PRS)的启动方式、换热器换热面积、流动阻力等参数进行敏感性分析。结果表明:补水启动和液柱启动2种启动方式对PRS系统瞬态运行特性的影响不大;37.5%传热面积工况下,补水箱的排放流量较标准工况会相应增大,排空时间也会相应缩短;2倍局部阻力工况下,补水箱的排放流量较标准工况小,排空时间延长了近1000 s。     

RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。     

基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。     

cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性.研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系...     

核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因．不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序、RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。     

RELAP5程序与三维时空中子动力学模型的耦合以及改进研究

引入堆芯物理计算的两群三维时空中子动力学模型,对RELAP5程序的点堆中子动力学模型进行了改进,同时设计了可视化界面,可方便地实现人.机交互操作.计算结果与实际应用表明,改进后的RELAP5程序计算功能和精度得到提高,使用更加方便,在核动力装置的仿真方面有很好的应用前景.     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上，应用应急操作规程，对蒸汽发生器传热管破裂事故（ＳＧＴＲ）进行了实验研究，总结了处理ＳＧＴＲ事故的体会，介绍了ＳＧＴＲ事故停堆后，操纵员最紧要的干预操作，以及如何干预，何时干预等问题。作者还对ＳＧＴＲ事故处理中，是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自已的看法。     

核电站工程模拟器中的RELAP5建模

文章涉及数值反应堆系统(DRS)组成部分之一的核电站热工水力模块的PELAP5建模方法。建模分为:RELAP5源程序的改造;利用原始RELAP5进行电厂的常规建模;利用改造后的RELAP5进行电厂的特殊建模。该电厂模型构造方法不仅可动态采集RELAP5模型节点上的参数,且可动态控制节点上的部分参数,满足核电站工程模拟器的要求。     

核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。     

基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发

研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型.通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC.用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的.     

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程,堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发,实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合,并且通过例题验证了耦合的正确性。     

日本福岛核电站事故泄漏放射性核素漂移扩散状况分析

利用自主研发的放射性核素大气扩散模拟计算软件RADCES模拟计算了日本福岛第一核电站事故泄漏放射性核素的漂移扩散情况,给出了放射性核素云团的漂移扩散路径及到达CTBT国际监测系统部分核素监测台站的时间。结果表明,理论预测放射性核素云团到达时间与台站监测到异常样品的时间基本一致。