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1.
为了确保安全,核工业和其它一些工业要求某些参数的计算值只能取正的相对误差且不大于5×10-3,这是它们对数值计算的基本要求.例如,反应堆带功率运行时,功率增长总是随时间上升,功率曲线是向下凹的.传统的龙格-库塔法计算值总是小于真实值,并且随着时间的增加,计算值越来越小于真实值.按计算值分析,反应堆是安全的,但实际上反应堆是不安全的.这对反应堆的安全极为不利.为此,本文开拓了一个全新的数值计算方法.与龙格-库塔法相比,该方法计算工作量小,与预测一校正法相比,该方法没有启动问题.更值得指出的是计算值高于真实值,这样,反应堆计算结果总是偏于安全的. 相似文献
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3.
综合应用事件树分析和确定论分析方法,建立船用蒸汽发生器传热管破损事故动态分析模型;基于运行安全分析研究选用典型事件序列,并利用仿真应用平台对该模型进行了仿真计算分析;明确了故事的发展过程和处置措施,以及多重故障和人工干预等因素对事故的影响结果.该研究结果对该事故操作规程的制定有一定的指导意义. 相似文献
4.
建立高温气冷堆核电厂示范工程( HTR-PM)反应堆堆外探测器空间响应函数的计算模型.基于共轭输运理论,分别使用蒙特卡罗程序( MCNP)和三维离散纵标(SN)程序TORT计算高温气冷堆堆外探测器空间响应函数.对堆外探测器空间响应函数主要特性的分析及对2种计算结果的比较表明:SN程序TORT的计算结果和MCNP的计算结果一致;基于共轭中子输运理论建立堆外探测器读数和堆芯功率分布的映射关系(探测器空间响应函数)可行;MCNP的计算效率较低,得到三维分布的空间响应函数存在较大的统计误差;堆外探测器读数主要由正对探测器的堆芯局部区域的高能中子产生. 相似文献
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8.
小型堆非能动安全系统初步设计 总被引:1,自引:0,他引:1
非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。 相似文献
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