ATHLET 程序及其在低温供热堆中的应用

ATHLET 程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序.它可分析除堆芯熔化事故之外的其他设计基准事故,可应用于美欧传统和先进的压水堆和沸水堆,原苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK),以及加拿大的CANDU堆等反应堆系统的热工分析.介绍了微机版ATHLET程序,并用它对5 MW低温供热堆自然循环稳态运行工况进行了计算,结果和试验数据符合很好.     

ATHLET程序低压下过冷沸腾模型评价和修正

针对低压下过冷沸腾流动提出一种新模型,该模型考虑了一维热工水力模型程序中对空泡份额影响较大的本构关系,如壁面蒸发模型和漂移流模型。将新模型应用于ATHLET/MOD2.1A版本,新修改的程序与公开发表的一系列低压过冷沸腾实验数据和ATHLET原程序进行对比验证,对比结果显示与实验数据符合很好。     

两相流不稳定性的建模与分析

因为两相流流动不稳定性的实际重要性，特别是为了沸水堆(BWR)的运行和安全，已经作出很大努力来理解导致流动不稳定的物理现象，并开发出计算工具来模拟动态沸腾系统的稳定与不稳定边界、本文的目的就是对以下内容做一个回顾：两相流动力学建模；流致不稳定性的分析方法；一个大类系统中模型和方法的选择对预测结果的影响，包括BWR中的中子耦合脉动。     

NHR—5负荷自跟随特性与机理的分析

用带有高过冷沸腾模型的ＲＥＴＲＡＮ－０２程序对５ＭＷ核共热核负荷增加５０％和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析,其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加３０％和失去全部负荷两种工况的安全性进行了分析,结果表明反应无所作为理安全的。     

用FLICA3分析自然循环实验特性

ＦＬＩＣＡ３是由法国核研究中心发展的反应堆堆芯热工水力子通道分析研究，并在法国用于压水堆堆芯热工水力设计及安全分析。该文采用ＦＬＩＣＡ３程序对一个两项自然循环进行了分析计算并给出了有关结果。特别给出了堆芯内各段压降的程序计算值和实测值之间的比较。在计算中，通过调整有关参数，使计算结果和实验结果很好地吻合，获得了在不同的质量流速范围内计算空泡分额应该选取的分布系数和漂移速率。此外，还对ＦＬＩＣＡ不能     

冷段10英寸破口实验与CATHARE—Ⅱ程序验证分析

法国原子能委员会的热工水力与两相流实验室在BETHSY实验台架上做了一个冷段10英寸破口实验，并以此实验来验证瞬态热工水力程序CATHARE—Ⅱ用于失水事故分析的准确性和可靠性。通过使用CATHARE—II程序对冷段10英寸破口实验的验证分析表明：CATHARE—Ⅱ程序模拟计算的结果与实验结果是比较一致的，因此，CATHARE—Ⅱ程序用于失水事故分析是准确和可靠的。     

CATHARE—2／V1．5程序简介

CATHARE－2／V1．5程序是一个具有50万余行的大型瞬态热工水力计算程序。该程序使用最佳估算方法。利用汽液两相流体6方程求解流体的质量、能量和,同时具有CCFL模型、SGTR模型、三维流体模型和非冷凝气体模型。在工程上具有比较宽的使用范围,但主要适用于LOCA分析。CATHARE－2／V1．5是在实验验证和运行经验反馈的基础上不断改进和完善的最新版本,通过适当的工作之后,该程序特别适用于设计长寿期换料型反应堆。     

R134a卧式螺旋管内沸腾两相流型与传热特性实验研究

在蒸发温度为5～15 ℃、热流密度范围为5～20 kW·m^-2、工质质量流速变化范围为50～500 kg·m^-2·s^-1和干度范围为0.01～0.9的条件下,对R134a在卧式螺旋管内的沸腾两相流型及传热特性进行了实验研究。利用可视化技术对流型进行了观察分析,发现在相同工况条件下,卧式螺旋管上升段和下降段的流型有所不同,特别是形成环状流之前存在明显不同的过渡流型,分别为波环状流型和超大气弹流型,因此,对上升段和下降段分别建立了流型图。获得了传热系数随工质的干度、质量流速和热流密度等参数的变化关系,发展了R134a在卧式螺旋管内流动沸腾传热系数的计算关联式。     

采用BETHSY自然循环实验数据对CATHARE2 V1.5qR6程序的评价

采用BETHSY自然循环实验数据对CATHARE2 V1.5qR6进行了评价.结果表明CATHRE2V1.5程序能较好地预测试验装置单相自然循环条件下的热工水力现象,对单相自然循环向两相自然循环的转变以及两相自然循环向回流冷凝运行方式的转变发生时的一回路水装量预测也比较准确,但对于两相自然循环及回流冷凝运行方式下系统的一些主要热工水力参数预测欠佳.评价结果表明,与许多国际性大型热工水力分析程序一样,CATHARE2V1.5qR6程序对剧烈两相流动的预测能力仍有待改进和完善.     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用

DINROS是应用于多环路、多回路快中子反应堆装置瞬态工况分析计算的系统程序,也可以用于快中子反应堆动态特性及安全性能的研究.给出了DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用.