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题名非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究
被引量:3
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作者
贾斌
马帅
史强
高新力
靖剑平
石兴伟
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机构
环境保护部核与辐射安全中心
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2018年第5期763-773,共11页
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基金
国家科技重大专项资助项目(No.2013ZX06002001)
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文摘
本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。
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关键词
非能动压水堆
RELAP5
cobra-ⅳ
FLUENT
多尺度耦合
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Keywords
Passive PWR
RELAP5
cobra ⅳ
FLUENT
Multi-scale Coupling
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分类号
TL331
[核科学技术—核技术及应用]
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题名流道阻塞后的流场模型的开发及应用
被引量:1
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作者
史国宝
唐家欢
王杨定
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机构
上海核工程研究设计院
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出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2000年第2期117-122,141,共7页
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文摘
在大破口失水事故进程中 ,燃料包壳可能发生的破裂将导致流道部分阻塞 ,在事故分析中必须考虑由此产生的影响。用COBRA Ⅳ Ⅰ子通道程序详细分析了流道阻塞后的流场 ,改进了大破口失水事故分析软件包中燃料棒包壳温度分析程序FRAP T6 。
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关键词
流道阻塞
大破口失水事故
cobra-ⅳ-Ⅰ程序
流场
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Keywords
flow blockage
flow redistribution
LBLOCA
Chashma NPP
cobra-ⅳ-Ⅰ computer code
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分类号
TL364.4
[核科学技术—核技术及应用]
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