RELAP5程序相关论文
反应堆热工系统分析程序是开展热工水力计算与安全评价的重要工具.为开发适用于氦氙气冷空间堆的热工系统分析程序,本文在RELAP5/M......
热工水力数值模拟是反应堆系统设计和安全分析的重要内容,以RELAP5为代表的系统程序可对瞬态或事故工况进行快速分析,同时以FLUENT......
事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事......
本文应用RELAP5程序进行AP1000核电厂典型的运行瞬态分析,该分析模拟核电厂主要的控制系统,包括反应堆功率控制、反应堆快速降功率......
第三代核电厂是国际上最新型的核电厂，设计上均加强非能动冷却机制的应用。非能动自然对流冷却技术在AP1000核电厂非能动堆芯冷却系......
利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟,并与实验工况进行比较,结果表明：RELAP5程序的非平衡态两流体......
以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管......
针对超临界水堆特殊的水物性参数和独立的慢化剂通道设计,对堆芯计算程序PARCS和热工水力程序RELAP5进行了适应性改造。使用改造后......
本文针对套管式直流蒸汽发生器传热管环隙窄缝通道的流动,采用RELAP5程序对强迫循环并联通道的流动不稳定现象进行研究,指出在进口......
针对某一自然循环实验,利用RELAP5程序对其建模,并进行数值分析,得出了该系统的流动不稳定性边界。对不同压力和不同上升段结构尺......
以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算......
本文采用RELAP5最佳估算程序对我国建造的先进热工水力试验(ACME)台架进行了小破口失水事故模拟,并开展了不确定性定量化评估,包括......
非能动安全方面的研究是确保和平、安全利用核能以及进一步发展核能的重要课题。本论文将在这方面进行初步的探讨。 本文首先对......
DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATW......
针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计......
为了补充非能动余热排出系统运行过程中蒸汽发生器二次侧流体的损失量,设置了补水箱。采用RELAP5程序进行建模分析,评估不同补水箱......
利用非能动余热排出系统1：10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据，对RELAP5／MOD3．2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统，RE......
采用添加力学计算模型的RELAP5程序对小型堆的压力安全系统(释放阀、安全阀)排放过程进行瞬态计算分析。论证释放阀、1#安全阀和2#......
回 回 产卜爹仇贱回——回 日E回。”。回祖 一回“。回干 肉果幻中 N_。NH lP7-ewwe--一”＄ MN。W;- __._——————》 砧叫]们......
商业化运行的核反应堆，为提高电厂的市场竞争力和发电成本最低化，核燃料组件的平均卸料燃耗越来越深。燃料组件的燃耗加深给核电厂带......
RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能，但是，由于该程序采用文本输入方式进行建模，编写复杂，可读性不强，小适合于对大型复......
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......
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......
根据核动力装置二回路系统一种新的结构设计方案,结合RELAP5/MOD3.4程序,建立了二回路汽轮机、冷凝器、给水泵及预热器等主要部件......
在规模因子为1／45的海水淡化堆综合模拟实验装置上，开展海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究。验证海水淡化堆非能动安全系统......
参考压水堆回路模型，基于次临界能源堆（SER）概念设计建立其系统模型，利用RELAP5／MOD3．3程序进行初始稳态运行验证，并对功率突升事故、冷却......
采用COBRA-TF程序对加速驱动次临界洁净核能系统(ADS)原理验证装置的堆芯子通道进行了稳态热工分析,并通过RELAP5程序对COBRA程序......
采用RELAP5程序对蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出系统进行计算分析,研究液柱初始高度、液柱初始温度、系统阻力系数、加热功......
核电的快速发展,对核动力装置的安全性和经济性提出了更高的要求。仿真在核电领域发挥着越来越重要的作用,它广泛地应用于反应堆设......
加速器驱动的次临界系统（ADS）项目是“973项目”之一，旨在解决ADS的关键技术问题。其中，“原理验证装置的设计”课题可为ADS关键技术的......
核动力装置非能动安全方面的研究是确保核能的安全利用及其进一步发展的重要课题。本文介绍了世界上正在研究的新一代核动力堆的非......
根据组成气液两相流基本场方程数量所反映的流动与传热特性的不同,两相流方程分为三方程、四方程、五方程和六方程模型,结合流动压......
压力容器外部冷却（ERVC）作为严重事故管理策略中压力容器内熔融物滞留（IVR）的一部分已得到了广泛应用。ERVC措施是通过压力容器外的保......
介绍了AP1000核电站仿真分析平台的结构及设计方案。基于RELAP5程序开发了热工水力模型,采用Matlab/Simulink仿真建模软件和工业组......
使用RELAP5程序对垂直并联环隙窄缝通道流量漂移现象进行研究,分析了强迫循环并联通道流量漂移现象的形成过程及其原因,研究了主要......
以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了1种二次侧非能动余热排出系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了该系统在主系统正常......
