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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程序(LOCUST),开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2(Run54)试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故(LBLOCA)中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。 相似文献
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采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故(SA)分析程序的方法,对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应,当满足耦合条件时,系统程序停止计算,切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡,以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例,主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型,选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故(SBLOCA)模型,使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明,过渡参数的选取是正确的,该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数,还保证了后续计算的准确性。 相似文献
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基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N,利用并行虚拟机(PVM)平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序,用以更新截面;SKETCH-N执行物理计算,并将功率分布反馈给热工程序;最后,应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后,功率迅速升高,在1.42?s后达到最大值;5?s后包壳温度达到峰值1264℃,超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后,均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁,故该堆芯应采用分区布置。 相似文献
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中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验(SCWR-FQT)的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验证。本文应用修过后的系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行建模,同时结合堆芯中子物理的计算结果,对由于压力管进口管破裂形成的失水事故进行热工水力和中子物理的耦合分析,并讨论了物理耦合中停堆棒的负反应性、冷却剂温度系数等参数对结果的影响。计算结果表明,进行了中子物理耦合的结果得到的最高包壳温度比未进行中子耦合的结果要低15℃,同时停堆棒引入的负反应性是该事故过程中影响燃料棒最高包壳温度的一个主要因素。 相似文献
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物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明:在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。 相似文献
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用RELAP5分析RD-14装置的破口实验 总被引:1,自引:0,他引:1
用RELAP5 /MOD3 .2程序模拟了在RD 1 4实验装置上进行的两个CANDU反应堆临界破口实验。对破口出现以后 ,冷却剂系统压力、堆芯压降和元件包壳温度的变化趋势进行了研究 ,计算结果和实验数据符合较好 ,表明用RELAP5程序模拟CANDU反应堆在LOCA事故后系统瞬变是可行的 相似文献
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大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析 总被引:1,自引:0,他引:1
大亚湾核电站18个月换料的设计中,堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高,通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证,得出了在18个月换料运行方式下,堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的结论。在此基础上重新建立了LOCA包络限制线。 相似文献
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压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。 相似文献
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针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。 相似文献