共查询到20条相似文献,搜索用时 31 毫秒
1.
2.
高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4 总被引:3,自引:1,他引:2
针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序THAS-PC4。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比(DNBR),泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等,以评价反应堆的安全性。 相似文献
3.
骆邦其 《核工程研究与设计》2004,(49):1-6
SUDO临界热流密度关系式适用于在低温低压状态下使用板状燃料元件的反应堆。如果SUDO临界热流密度关系式被应用到非低温低压状态和柱状燃料元件模型的(包括瞬态)计算机程序进行DNBR分析时,首先必须对该程序进行以满足几何条件要求的修改,以达到SUDO临界热流密度关系式要求的相关使用条件.同时必须进行与SUDO临界热流密度关系式实验数据相关的DNBR限值计算,使程序的计算值尽可能地与实验值保持一致.否则计算得到的最小DNBR值可能带来较大的误差. 相似文献
4.
骆邦其 《核工程研究与设计》2002,(40):6-11
CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性。CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15%的线功率裕量的设计方案。本文同时进行了2775MW和3150MW两种堆型的DNBR热工裕量分析。WRB-2(改进版,简称WRB-2)临界热流密度关系式是西屋公司开发,美国NRC认可的可以用于核电站设计的临界热流密度关系式。该临界热流密度关系式比较适用于带中间小交混格架的燃料元件的DNBR分析。本文采用了WRB-2临界热流密度关系式计算NCP1000核电站的DNBR热工裕量,在计算的两种堆型中,都具有URD要求的15%的DNBR热工裕量。从安全和经济的角度出发,3150MW热功率的反应堆不但满足安全性的要求,而且更经济。 相似文献
5.
管内竖直向上流动水的临界热流密度研究 总被引:1,自引:0,他引:1
在高温高压回路上,对φ10×1竖直管内临界热流密度现象进行了实验研究.实验参数范围为:压力p=6.37~14.7MPa;质量流速G=571~5466kg/(m2·s);人口欠热焓△hin=96~744kJ/kg.通过实验,得出了在上述参数范围内的临界热流密度关系式,并用实验数据对Biasi关系式和Bowring关系式进行了评价. 相似文献
6.
目前棒束通道中临界热流密度的预测多基于实验关系式,受限于特定的适用范围,无法有效外推或外推后预测精度下降。为满足不同轻水堆中临界热流密度的预测要求,有必要开发适用于不同几何尺寸及热工边界的宽范围临界热流密度预测方式。本文以子通道分析方法为基础,考虑偏离泡核沸腾和干涸两类临界现象,通过耦合子通道分析程序与临界热流密度机理模型,实现对棒束通道中临界热流密度的计算。通过与临界热流密度实验数据的对比,初步证明了耦合程序对棒束通道中临界热流密度具有较好的预测精度。 相似文献
7.
8.
从反应堆热工水力实验中能获得和临界热流密度有关的各平均参数,子通道分析程序提供了一种手段,把平均参数转化成为CHF产生处的局部参数。从而可以整理出带局部参数条件的CHF关系式。本文介绍了用FLICAⅢ-M整理局部参数CHF关系式的详细步骤。 相似文献
9.
10.
将堆芯子通道热工水力分析程序COBRAⅢC/MIT-2的水物性、临界热流关系式、泡核沸腾起始点判断公式等加以修正或扩充,使之能用于低温低压下研究堆或实验堆的分析。利用改进的COBRAⅢC/MIT-2,对日本板状元件高通量研究堆JRR-3M在不同基准流速下以及不同流道阻塞率下的热工水力特性进行了分析计算,所得结果与日本原子能研究院开发的热工水力分析软件COOLOD的相应预测结果符合良好。 相似文献
11.
12.
13.
本文介绍了国外开展低流速下临界热流密度实验研究的概况,通过对两个常用于低流速下临界热密度预测的经验关系式的分析,说明了进一步开展低流速下临界热流密度实验研究的必要性,同时对将来的研究工作提出了建议。 相似文献
14.
本文介绍了国外开展低流速下临界热流密度实验研究的概况,通过对两个常用于低流速下临界热密度(CHF)预测的经验关系式的分析,说明了进一步开展低流速下临界热流密度实验研究的必要性,同时对将来的研究工作提出了建议。 相似文献
15.
16.
利用人工神经网络分析了水在上升流均匀加热垂直圆管条件下的临界热流密度(CHF)实验数据的参数趋势。以三种观点,即固定入口条件、固定出口条件或以局部条件假设为基础进行了上述分析。采用Katto和Groeneveld等的无量纲参数和CHF实验数据来一文的ANNs;训练成功的ANNs预测的CHF结果比任何其它传统的关系式都好。其远距离监测系统(RMS)误差在固定人口条件、固定出口条件和局部条件假设下分别 相似文献
17.
骆邦其 《核工程研究与设计》2003,(45):5-9
采用不同的临界热流密度关系式、不同的DNBR子通道分析程序、不同的DNBR限值、不同的DNBR验收准则和DNBR热工裕量计算方法。得到的DNBR和DNBR热工裕量是不相同的,通过使用最新的子通道分析程序。利用EC-2000和WRB-2M临界热流密度关系式对CNP1000核电厂277MW、2895MW和3150MW热功率堆芯进行了DNBR和DNBR裕量分析。DNBR值满足验收准则的要求,反应堆是安全的。 相似文献
18.
19.
利用美国B&W公司模拟乏燃料高密度贮存,美国太平洋西北实验室模拟燃料组件运输容器及上海原子核研究所的临界实验数据,对AMPX-KENO蒙特卡罗程序进行了验证计算。绝大多数方案的keff计算值的误差小于2%,极少数方案小于3%。用该程序计算了重水零功率反应堆的临界水位。 相似文献
20.
铀氢锆堆物理计算及燃料管理软件包 总被引:3,自引:1,他引:2
建立了一套铀氢锆堆物计算软件包,首先考虑氢化锆中的热化特殊性,按WMS格式制作 了氢化锆 氢的69群群常数并入WIMS-D/4数据库中,形成了WIMS-N1库和WIMS-N2库;应用WIMS-N2库和国际通用的WIMS-D/4程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数,应用差分程序CITATION和六角形节块和SIXTUS进行扩散计算,同时在SIXTUS-2程序的基础上编制了燃料管理程序和XPR-ICF 相似文献