RELAP5相关论文
一回路的自然循环能力直接影响失流、失水等事故下反应堆的安全运行,从安全角度考虑,压水堆核电厂在对设备和系统设计时无一例外地......
为实现对CPR1000核电汽轮机控制系统快速且安全的现场调试,建立了基于RELAP5程序的汽轮机仿真模型以替代实际汽轮机设备。计算结果......
以浸没在大水箱内的C型换热管束为研究对象,采用RELAP5对其换热过程进行模拟计算.C型管束外围设置了虚拟套管和径向流动接管,用于......
余热排出系统（RHRS）作为先进核能系统的专设安全设施之一,其在冷停堆工况下失效所导致的核安全事故将会引发一系列非常严重的后果,甚......
以圆柱形堆芯试验装置(CCTF)为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序(RELAP5)和自主化堆工设计与安全分析......
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......
海洋的开发,对核能有很大的需求空间.相较于陆基堆,海洋小堆在堆形的结构设计、设备及系统布置等,有着不同的特征.为适应船舶舱室......
反应堆安全是核电厂运行的关键,在核电厂事故中冷却剂丧失事故（Loss Of Collant Accident,LOCA）极有可能导致堆芯熔融甚至放射性物质......
空间核反应堆电源因为具有较高的功率密度、较长的使用寿命,以及不受空间应用外部条件影响等优势,成为一种重要的空间电源选择,正......
为保证核动力装置安全稳定地运行,避免重大事故的发生,需要预先对其进行仿真分析。RELAP5是轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳......
船用一体反应堆直流蒸汽发生器在启动过程中,其负荷随着反应堆功率的提升而增加,在实际运行中,规定当反应堆功率达到一定值时蒸汽......
为分析采取不同Courant条件计算方法对反应堆热工水力系统分析程序计算速度和计算准确性的影响,研究了 2种Courant条件计算方法:综......
熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、在线后处理和可实现钍铀循环等特点,在第四代核能系统国际论坛上被评选为六种先进核能......
本文介绍了构架于美国Idaho国家工程实验室(INEL)开发的轻水反应堆(LWR)瞬态分析程序RELAP5之上的核电站仿真系统的实时处理.早期......
基于两流体六方程的热工水力系统程序在计算蒸汽即将从控制体中消失或水即将充满控制体工况时,由于空泡份额较小的两相混合物和纯......
临界热流密度(CHF:Critical Heat Flux)是指因加热表面偏离泡核沸腾或产生干涸,导致换热面发生传热恶化,引起传热表面温度突升的现......
在磁约束聚变堆中,包层是实现能量转换和氣增殖的关键部件,为有效提高氣增殖比和能量放大倍数,课题组提出了一种采用天然铀作为中......
小型压水堆(SmallModularReactor,SMR)具有高安全性、布置灵活等优点,近年来成为了国际核工程界的研究热点之一。本文介绍了小型堆......
对用于水堆的热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3.2进行适应性改造,使其可用于铅铋快堆热工水力分析。保留原程序的所有功能,添加铅......
大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑.本文采用最佳估算程序RE......
直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关.采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽......
自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响.本文通过理......
BETHSY装置是法国建造的一个体积比为1/100的三环路压水堆整体模拟台架。ISP-27是OECD原子能机构组织的一次以BETHSY装置上的一个......
在用RELAP5程序进行轻水堆系统各种热工水力瞬态与事故分析计算时,首先需要建立一套自洽的基本稳态数据以描述系统的初始状况。由......
PELAP5程序是进行核电厂系统热工水力瞬态及事故分析的重要工具。为保证秦山和广东核电厂事故分析审核计算的顺利进行,充分发挥RE......
压水堆核电站反应堆高位堆顶排气系统用于排出严重事故后期压力容器顶盖内聚集的不凝性气体,由于其上下游压差巨大导致排气阀开闭......
以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明......
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......
基于经验证的单相和两相大空间自然对流管束传热模型,对RELAP5进行了改进,使得程序具备了模拟单相和两相大空间自然对流管束传热的......
针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进......
为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合.并采用了主系统压力边......
采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行......
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......
将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模......
针对一体化自然循环试验装置OSU-MASLWR开展的实验,采用系统分析程序RELAP5/MOD3.3进行分析计算。失水事故瞬态计算结果表明,堆芯......
为将RELAP5程序应用于液态燃料熔盐堆的建模分析,需要对RELAP5的模型进行扩展。基于RELAP5原有的点堆模型和热工水力模型,新增了液......
华龙一号核电厂中,在蒸汽发生器二次侧设置了非能动余热排出系统(PRS系统),可排出72 h内的堆芯剩余发热。为验证PRS系统能力,建立......
基于二阶Godunov方法对压水堆系统最佳估算分析程序RELAP5的一维硼追踪模型进行改进,在原有模型的基础上进一步考虑湍流扩散引起的......
利用RALAP5/MOD3.2程序对蒸汽发生器(SG)倒U型管单相倒流实验进行建模计算。计算结果表明,已有的按管长对倒U型管进行分类建模会使......
,Thermal-hydraulic design and transient analysis of passive cooling system for CPR1000 spent fuel st
...
,Integrity control of an RBMK-1500 fuel rod locally oxidized under a bounding reactivity-initiated a
In 2007, the license for the second reactor unit of the Ignalina nuclear power plant was renewed considering the safety-......
钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块......
本文采用RELAP5/MOD3对全高度非能动的压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)一维传热与流动特性试验装置REPEC......
A nuclear power plant real-time engineering simulator was developed based on general-purpose thermal-hydraulic system si......
