RELAP5程序相关论文
为估算低温核供热堆的第一类密度波不稳定(Type-ⅠDWO)边界,以确定其微沸腾运行模式的参数区间,本文建立了低温核供热堆NHR200相似......
先进压水堆的一个重要特点是其非能动特性.非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.使用RELAP......
用RELAP5程序分析了中国先进研究堆(CARR)高温高压试验回路的小破口失水事故。结果表明，在安注系统可正常投入的情况下，回路在所有工......
利用某类型核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统原理性实验台架的实验结果，对RELAP5/MOD3.0、RELAP5/MOD3.2程序的数学模......
利用已有反应堆程序之间的联接或耦合,进行反应堆安全分析,正受到越来越多的关注.反应堆系统分析程序和堆芯子通道分析程序的联接......
本文利用SCDAP/RELAP5计算机程序模拟了秦山一期核电站全厂断电(SBO)事故进程,并对全厂断电事故情况下的缓解措施进行了研究.计算......
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......
本文以船用反应堆为研究对象,利用RELAP5/MOD3.2程序建立一维系统模型,对蒸汽发生器给水故障引起的反应堆温度不对称偏环路运行进......
为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金(LBE)物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CI......
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......
基于FLUENT的多物理场耦合分析是当前核安全分析的热点问题.本文运用6组缓发中子的点堆动力学模型(PKM)编写了反应堆核功率计算程......
本文采用RELAPS程序详细模拟了旋启式止回阀的结构，计算了某核电厂水力系统含串联止回阀的水锤情况，通过对比国外某公司的计算结果，本......
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......
热工水力程序RELAP5/MOD3具有比较广泛的应用,文章基于RELAP5/MOD3.2与RELAP5/MOD3.3两个程序版本,对某反应堆冷段3.5in小破口失水......
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......
并联通道的不稳定性是两相流学科中的重要研究方向。本文针对强迫循环并联环隙窄缝通道系统,使用RELAP5/MOD3.4程序进行分析,研究......
基于二次开发得到的铅冷快堆一维系统程序RELAP5_LEAD和三维计算流体力学程序FLUENT,利用动态链接库技术和FLUENT用户自定义函数,......
本文应用RELAP5程序模拟AP1000核电厂阶跃升负荷运行瞬态工况并进行分析。该分析模拟了反应堆功率控制系统，以验证核电厂在预期运行......
本文调研总结了RETRAN-3D和RELAP5程序的特点,分析了两个程序选择壁面换热模型的根本出发点,比较了两个程序所选用的壁面换热模型......
为研究系统分析程序中临界流模型的准确性和喷放过程动态趋势,采用RETRAN-3D和RELAP5/MOD4.0程序对高温高压喷放实验进行了模拟计......
期刊
本文采用RELAP5程序的四种不同流体动力学模型计算了蒸汽产生过程的热工水力特性,比较了四种模型之间的差异,采用直流蒸汽发生器实......
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......
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......
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#......
为衡量压水堆偏离泡核沸腾的程度,已通过试验开发了专门的临界热流密度关系式来与堆芯实际热流密度测量后计算值进行比较,得到堆芯......
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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程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题。中国原子能科学研究院围绕......
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......
