基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发 被引量：16

1

作者 谭长禄 张虹 赵华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期53-56,62,共5页

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,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环... 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,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的。 展开更多

关键词 海洋条件 relap5程序 两流体 系统分析程序

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基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究 被引量：14

2

作者 夏庚磊 郭赟 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第6期694-700,共7页

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模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳... 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模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳定性的影响。结果表明:入口欠热度对管间脉动的影响并非线性关系;系统压力的增加可提高系统的稳定性并减小管间脉动的振幅;进口节流增加,系统的稳定性明显提高;入口不均匀节流时两管总的极限热负荷升高;不均匀加热时两管总的极限热负荷降低。 展开更多

关键词 并行通道 流动不稳定性 relap5程序

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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能 被引量：10

3

作者 侯东 林萌 +2 位作者 许志红 杨燕华 陈智 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期112-116,共5页

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,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 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,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。 展开更多

关键词 Simulink程序 relap5程序 程序耦合 核电站控制与保护系统 核电站仿真

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RELAP5与CFX程序耦合研究 被引量：7

4

作者 刘余 张虹 贾宝山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期304-308,共5页

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,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦... 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,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。 展开更多

关键词 relap5程序 CFX程序 relap5/CFX耦合程序

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AP1000核电厂典型的运行瞬态分析 被引量：9

5

作者 刘立欣 郑利民 周全福 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第11期869-876,共8页

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、稳压器压力控制、稳压器液位控制、蒸汽发生器液位-给水控制以及主蒸汽旁排控制系统等,验证在预期运行... 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、稳压器压力控制、稳压器液位控制、蒸汽发生器液位-给水控制以及主蒸汽旁排控制系统等,验证在预期运行瞬态下核电厂依靠控制系统就可达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。计算结果与美国西屋分析结果基本吻合,表明AP1000核电厂运行瞬态响应可满足相关设计准则的要求。 展开更多

关键词 核电厂运行瞬态 阶跃 线性负荷变化 控制系统 relap5程序

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基于RELAP5的单通道自然循环流动不稳定性分析 被引量：6

6

作者 邢立淼 郭赟 曾和义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期958-963,共6页

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寸下的流动不稳定性边界及流量振动曲线进行了比较,分析了原因。最后,讨论了欠热沸腾对自然循环流动不稳... 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寸下的流动不稳定性边界及流量振动曲线进行了比较,分析了原因。最后,讨论了欠热沸腾对自然循环流动不稳定性的影响。研究结果可为自然循环系统的工程设计提供一定的借鉴。 展开更多

关键词 单通道 自然循环 流动不稳定性 relap5程序

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49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析 被引量：7

7

作者 岳芷廷 刘兴民 +3 位作者 郭春秋 邹佳讯 尹皓 张焱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第8期1426-1432,共7页

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)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温... 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)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。 展开更多

关键词 泳池堆 relap5程序 低温供热堆 自然循环 全厂断电叠加紧急停堆系统失效

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基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析 被引量：7

8

作者 周磊 郗昭 +2 位作者 熊万玉 闫晓 肖泽军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期72-75,87,共5页

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、加热功率和初始水装量等因素对自然循环特性的影响。

关键词 非能动余热排出系统 relap5程序 计算分析

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用AC-600非能动余热排出系统实验评估RELAP5程序 被引量：7

9

作者 白楠 臧希年 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第2期125-128,共4页

利用RELAP5程序对先进堆二次侧非能动堆芯余热排出系统实验的瞬态过程进行数值模拟。在微循环启动,有注水的工况下,比较了RELAP5程序的计算结果和实验数据,计算结果与实验基本一致。由此可见,利用RELAP5程序分析此类问题是可行的。瞬态... 利用RELAP5程序对先进堆二次侧非能动堆芯余热排出系统实验的瞬态过程进行数值模拟。在微循环启动,有注水的工况下,比较了RELAP5程序的计算结果和实验数据,计算结果与实验基本一致。由此可见,利用RELAP5程序分析此类问题是可行的。瞬态计算结果还为先进压水堆非能动余热排出系统的设计提供参考。 展开更多

关键词 relap5程序 余热排出 自然循环 瞬态分析 数值模拟 反应堆设计

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“华龙一号”小破口事故充排研究

10

作者 詹经祥 郑云涛 +1 位作者 黄树亮 杨长江 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期142-147,共6页

小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀... 小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀个数、辅助给水失效时间、安注流量等做了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解该事故,操作员应及时打开三个稳压器安全阀执行充排冷却;辅助给水启动后30 min后丧失会大量增加充排冷却操作时间窗口;SG水装量、稳压器安全阀流量、中压安注流量等对充排冷却操作时间窗口影响较小。该分析结果能为风险指引的安全裕度分析方法研究提供参考。 展开更多

关键词 “华龙一号” relap5程序 小破口事故 充排冷却 堆芯损伤 风险指引

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小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析 被引量：6

11

作者 邓程程 常华健 陈炼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1224-1231,共8页

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,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结... 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,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结果进行了不确定性和敏感性分析。计算得到关键参数的95/95不确定性包络带,其中最小堆芯液位的下限仍保持在堆芯活性区以上,表明堆芯有95%的置信度未发生裸露。通过敏感性分析判别出对最小堆芯液位影响较大的输入不确定性参数。 展开更多

关键词 不确定性分析 ACME台架 relap5程序 敏感性分析

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采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价 被引量：6

12

作者 于雷 谢海燕 +1 位作者 桂学文 蔡章生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第8期678-684,共7页

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,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换... 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,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。 展开更多

关键词 非能动余热排出 relap5程序 凝结换热 原理性实验

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RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证 被引量：5

13

作者 张家心 王成龙 +4 位作者 赵寒冰 张大林 苏光辉 秋穗正 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第7期1260-1267,共8页

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CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明:NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对... 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CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明:NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过5%,与其他系统程序CATHARE、ATHLET、RELAP5-3D、RELAP5/MOD3.3(modified)相比,本文程序的相对偏差不超过10%;CIRCE-ICE台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过10%。本文程序满足反应堆系统热工水力分析程序精度要求,可作为铅铋快堆安全分析的有效工具。 展开更多

关键词 relap5程序 液态铅铋合金 模型拓展 验证

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AP1000核电站仿真分析平台的研发 被引量：5

14

作者 龚湛 林萌 +1 位作者 刘鹏飞 杨燕华 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第3期32-36,共5页

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态软件构建了控制系统模型和人机界面,构成了AP1000核电站仿真分析平台。机组线性降负荷和阶跃降负荷仿... 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态软件构建了控制系统模型和人机界面,构成了AP1000核电站仿真分析平台。机组线性降负荷和阶跃降负荷仿真测试结果表明,该平台能够较好地模拟系统变功率瞬态工况,可进行相关技术培训和核电站仪表控制系统的验证、参数优化等。 展开更多

关键词 AP1000核电站 仿真分析平台 分布式并行框架 relap5程序 MATLAB/SIMULINK软件 变功率瞬态

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平行通道密度波不稳定性研究 被引量：3

15

作者 夏庚磊 郭赟 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1074-1079,共6页

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,指出在进口欠热度较低的条件下,并联通道系统会发生两种完全不同的不稳定现象,即同相密度波不稳定性和管间脉动不稳... 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,指出在进口欠热度较低的条件下,并联通道系统会发生两种完全不同的不稳定现象,即同相密度波不稳定性和管间脉动不稳定性。对密度波不稳定性的发生条件进行研究,在较大的参数范围内确定了各系统参数的影响规律,最终得出流动不稳定边界。并对不同流量条件和不同压力条件下的不稳定性区间进行了比较。 展开更多

关键词 并行通道 密度波不稳定性 relap5程序

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DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析 被引量：4

16

作者 岳芷廷 刘兴民 +2 位作者 郭春秋 邹佳讯 李杨柳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1834-1839,共6页

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-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具... 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-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。 展开更多

关键词 池式低温供热堆 relap5程序 非能动 自然循环 瓣阀

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RELAP5堆芯功率计算模型的扩展 被引量：3

17

作者 林萌 陈玉清 +2 位作者 张虹 刘定明 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期16-19,共4页

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使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程... 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使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发,实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合,并且通过例题验证了耦合的正确性。 展开更多

关键词 relap5程序 热工水力 一维中子动力学 程序耦合

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RELAP5/FLUENT耦合程序的开发 被引量：3

18

作者 何帆 蔡翔舟 +3 位作者 郭威 何龙 崔蕾 赵恒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期693-703,共11页

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为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP... 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为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP5/FLUENT为基础,利用对RELAP5程序源代码的二次开发和FLUENT的用户自定义函数(UDF)进行编程,开发了RELAP5/FLUENT耦合程序。利用flibe熔盐在水平圆管流动问题验证了程序耦合的正确性;针对2 MW熔盐堆进行了稳态模拟,耦合程序能详细分析熔盐堆的热工水力行为;模拟了2 MW熔盐堆功率突变的瞬态热工水力行为,相对于单独的RELAP5,耦合程序能更好地揭示熔盐堆系统和堆芯的三维物理现象。该耦合程序可用于解决熔盐堆热工水力分析中存在的显著三维混合现象的问题。 展开更多

关键词 relap5程序 FLUENT程序 热工水力分析 熔盐堆

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事故容错燃料安全性能初步分析 被引量：3

19

作者 杨红发 巫英伟 +7 位作者 尹莎莎 刘明皓 汪宇 赖建永 廖先伟 谢海燕 王嘉瑞 欧阳斌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第8期1441-1447,共7页

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故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进... 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故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知:相较于传统UO 2芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。 展开更多

关键词 事故容错燃料 relap5程序 事故容错能力 抗高温氧化性能

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超临界水堆系统分析程序的改进 被引量：2

20

作者 胡珀 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期548-551,共4页

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。使用改造后的耦合程序PARCS/RELAP5分析了美国超临界水冷参考堆,发现了慢化剂逆向流动和最高功率组件不同于最高外... 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。使用改造后的耦合程序PARCS/RELAP5分析了美国超临界水冷参考堆,发现了慢化剂逆向流动和最高功率组件不同于最高外表面包层温度组件的现象,根据这些经验,对中国的超临界水堆分析程序的改进和研发提出了相关意见。 展开更多

关键词 超临界水堆 程序改进 relap5程序 PARCS程序

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