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RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究 被引量:4
1
作者 徐财红 史国宝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期291-297,共7页
AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。 展开更多
关键词 APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 relap5 mod3 3 小破口失水事故
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基于修改后RELAP5/MOD3.2的氟盐高温堆实验回路分析 被引量:1
2
作者 许荣栓 刘利民 +4 位作者 王宁 张大林 王成龙 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期828-835,共8页
大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种... 大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。 展开更多
关键词 氟盐冷却高温堆 CIET relap5/mod3.2
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基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究 被引量:6
3
作者 靖剑平 乔雪冬 +3 位作者 贾斌 庄少欣 孙微 张春明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页
基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果... 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 展开更多
关键词 relap5/mod3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴 蒸汽发生器传热管破裂 直接注射管线双端断裂
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基于TPTF的高压水平分层流实验数据对Relap5/Mod3.2的改进
4
作者 何双骥 解衡 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期41-44,共4页
基于Relap5/Mod3.2程序计算结果与日本的两相流试验装置(TPTF)实验数据进行比较,显示出Relap5程序在计算水平管道分层流的空泡份额分布方面,与实验数据有一定偏差。分析认为,Relap5程序在水平分层流的过渡区域及过渡区域相间曳力公式的... 基于Relap5/Mod3.2程序计算结果与日本的两相流试验装置(TPTF)实验数据进行比较,显示出Relap5程序在计算水平管道分层流的空泡份额分布方面,与实验数据有一定偏差。分析认为,Relap5程序在水平分层流的过渡区域及过渡区域相间曳力公式的设置上存在问题,导致程序错误地将部分水平分层流工况预测为其他流型。在修改过渡流型判定准则及过渡流型平均公式后,新的计算结果表明:采用本文修改后的计算结果能更好地与实验结果相符合。 展开更多
关键词 relap5/mod3.2程序 TPTF实验 水平分层流 流型过渡区域 相间曳力
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RELAP5/MOD3.2竖直管束外大容积沸腾换热模型适用性分析 被引量:1
5
作者 李亚 曹夏昕 +1 位作者 王开元 孙中宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2269-2273,共5页
以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了... 以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了沸腾换热回路节点划分模型。将计算结果与实验数据进行对比,发现沸腾换热系数的计算值与实验值最大相对偏差在50%以上,且沸腾换热系数随热流密度变化的趋势明显不同。由此判断,Chen关系式并不适合计算竖直管束外大容积沸腾的情况。通过与已有的大容积沸腾换热计算关系式对比,发现Kutateladze"new"公式或Rohsenow公式计算值与实验值符合较好。 展开更多
关键词 relap5/mod3.2 大容积沸腾换热 竖直管束 实验验证
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Validation of RELAP5/MOD3.2 Code for Flashing-Induced Instabilities in a Single Channel
6
作者 Hamed Atajafari Mohammadreza Nematollahi +1 位作者 Mehdi Hashemi-Tilehnoee Nasim Rafiee 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2015年第1期6-17,共12页
This paper reports on the modeling and simulation of flashing-induced instabilities in naturalcirculation systems, with special emphasis on simplified boiling water reactors (SBWRs). In this work, flashing-induced osc... This paper reports on the modeling and simulation of flashing-induced instabilities in naturalcirculation systems, with special emphasis on simplified boiling water reactors (SBWRs). In this work, flashing-induced oscillations have been studied by using an experimental test facility (SIRIUS-N) and RELAP5/MOD3.2 thermal hydraulic code. The behavior of the test facility is investigated for different values of core inlet temperature value. The results of the simulations have been compared qualitatively and quantitatively with experiments. In general, deviations are found between the numerical and experimental results, in spite of the close similarity between the SIRIUS-N facility and the definition of the system in the RELAP code. This result indicates that predictions regarding experimental facility, based on modeled system, should be carefully considered. 展开更多
关键词 SBWR Flashing-Induced INSTABILITIES START-UP Condition relap5/mod3.2 Experimental Test Facility
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基于RELAP5程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析 被引量:6
7
作者 刘新凯 刘建阁 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1088-1096,共9页
直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了... 直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了节点划分个数、计算时间步长、不同算法和分析方法对计算结果的影响,研究了系统程序RELAP5在分析存在有剧烈相变问题时需注意的不确定性因素。结果表明:应适当增加控制体的划分个数、降低计算时间步长;注意两相流模型的选择使用;注意两种算法的使用场合;同时应选择多通道的分析方法。 展开更多
关键词 直流蒸汽发生器 relap5/mod3.4程序 相变
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低压自然循环间歇泉流动不稳定性实验研究与RELAP5程序验证 被引量:3
8
作者 朱晓桐 曹夏昕 +2 位作者 丁铭 高力 郑云涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第8期1406-1410,共5页
对低压条件下自然循环回路内的两相间歇泉流动不稳定性进行了实验研究。同时,对RELAP5/MOD3.2程序计算低压自然循环间歇泉流动不稳定的可行性进行了验证分析。实验结果表明,低压条件下,间歇泉流动不稳定产生的根本原因在于有效驱动压头... 对低压条件下自然循环回路内的两相间歇泉流动不稳定性进行了实验研究。同时,对RELAP5/MOD3.2程序计算低压自然循环间歇泉流动不稳定的可行性进行了验证分析。实验结果表明,低压条件下,间歇泉流动不稳定产生的根本原因在于有效驱动压头的周期性变化,与加热段内气液两相流动的形成-消失周期密切相关。下降段内流体温度越高,波动周期越短。实验数据与RELAP5/MOD3.2程序模拟计算结果符合较好,说明RELAP5/MOD3.2程序对模拟计算低压条件下自然循环间歇泉流动不定稳性具有较好的适用性。 展开更多
关键词 自然循环 间歇泉 不稳定性 relap5 mod3 2 验证
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基于RELAP5/MOD3变功率分布的提棒事故分析方法研究
9
作者 张勇 李松蔚 王玮 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第2期101-103,共3页
利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的... 利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明,由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。 展开更多
关键词 relap5/mod3 变功率分布 提棒事故
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 被引量:20
10
作者 袁添鸿 于雷 王川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器... 利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 展开更多
关键词 relap5/mod3.3程序 非能动余热排出系统 全厂断电 倒流
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自然循环过渡过程UTSG一次侧倒流特性研究 被引量:5
11
作者 章德 陈文振 +1 位作者 王少明 王川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期181-186,共6页
自然循环条件下,立式倒U型管型蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响。按管长对并联倒U型传热管进行分类,建立分布式的结构模型。采用最佳评估程序RELAP5... 自然循环条件下,立式倒U型管型蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响。按管长对并联倒U型传热管进行分类,建立分布式的结构模型。采用最佳评估程序RELAP5/MOD3.3,对主泵不同转动惯量下的自然循环过渡过程进行研究,得到了转动惯量对UTSG倒U型管内非均匀流动的影响特性。研究结果表明,转动惯量的增加可以延缓倒流的发生,但对倒流的空间分布和倒流流量无影响。 展开更多
关键词 自然循环 过渡过程 relap5/mod3.3 转动惯量 UTSG 倒流
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自然循环蒸汽发生器倒U型管内单相流体倒流特性研究 被引量:14
12
作者 王川 于雷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期58-62,共5页
利用RELAP5/MOD3.3程序对某压水堆单相流体自然循环工况进行建模计算,给出了典型自然循环工况下蒸汽发生器(SG)倒U型传热管内正流和倒流的流量分布,分析了产生倒流现象的原因以及发生倒流的条件及判断依据。结果表明:SG倒U型管发生倒流... 利用RELAP5/MOD3.3程序对某压水堆单相流体自然循环工况进行建模计算,给出了典型自然循环工况下蒸汽发生器(SG)倒U型传热管内正流和倒流的流量分布,分析了产生倒流现象的原因以及发生倒流的条件及判断依据。结果表明:SG倒U型管发生倒流的条件是SG出口腔压力高于入口腔压力;传热管内流体的提升压头不足以克服流动阻力压降。对于本文描述的核动力装置,在强迫循环转自然循环过程中,如果SG水位保持正常,则较短的倒U型传热管流量下滑更快且最终发生倒流。倒U型管内倒流流体温度分布均匀,与SG二次侧温度基本相同。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 自然循环 倒流 relap5/mod3.3
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49-2泳池式反应堆非能动虹吸破坏孔方案设计及计算分析 被引量:3
13
作者 岳芷廷 宋云鹏 +2 位作者 刘兴民 邹耀 吴园园 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1601-1604,共4页
基于安全考虑,49-2泳池式反应堆一回路冷却水系统将增设1个非能动虹吸破坏孔。在确定开孔位置的基础上,利用RELAP5/MOD3.3程序分别对孔径为1.5cm和2.0cm时的虹吸破坏能力进行了计算分析。结果表明:在停堆停泵状态下,一回路大破口失水事... 基于安全考虑,49-2泳池式反应堆一回路冷却水系统将增设1个非能动虹吸破坏孔。在确定开孔位置的基础上,利用RELAP5/MOD3.3程序分别对孔径为1.5cm和2.0cm时的虹吸破坏能力进行了计算分析。结果表明:在停堆停泵状态下,一回路大破口失水事故时,两种孔径的虹吸破坏孔均能破坏回路中的虹吸作用,避免产生堆芯裸露的严重后果。为保守起见,最终选择虹吸破坏孔的孔径为2.0cm。 展开更多
关键词 泳池式反应堆 非能动 虹吸破坏孔 relap5/mod3.3
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CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析 被引量:1
14
作者 庄少欣 孙微 +1 位作者 靖剑平 安婕铷 《中国核电》 2019年第1期41-45,共5页
CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m^2的蒸汽管道破口... CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m^2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059~0.105 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106~0.15 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m^2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。 展开更多
关键词 relap5/mod3.3 CAP1400 MSLB
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AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析 被引量:2
15
作者 贾祥 安婕铷 靖剑平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页
AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过... AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。 展开更多
关键词 relap5/mod3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故 非能动核电厂
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CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析 被引量:15
16
作者 张亚培 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第9期1056-1059,共4页
用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR100... 用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。 展开更多
关键词 relap5/mod3.4程序 CPR1000 全厂断电事故 THEMIS程序
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辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究 被引量:8
17
作者 张往锁 曹夏昕 +1 位作者 阎昌琪 陈薇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期565-569,共5页
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发... 以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。 展开更多
关键词 CPR1000 relap5/mod3.2 全厂断电 辅助给水
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非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析 被引量:12
18
作者 于雷 谢海燕 蔡章生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第3期233-243,272,共12页
利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP... 利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 自然循环 relap5/mod3.2程序 原理性试验 运行特性分析
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套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析 被引量:5
19
作者 刘建阁 彭敏俊 +2 位作者 张志俭 徐文奇 成守宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期175-182,共8页
新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套... 新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。 展开更多
关键词 套管式直流蒸汽发生器 动态特性 负荷跟随 PID控制器 SCDAP/relap5/mod3.4程序
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AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析 被引量:2
20
作者 靖剑平 张春明 +2 位作者 孙微 安婕铷 贾斌 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期541-546,共6页
AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对... AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。 展开更多
关键词 relap5/mod 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LOFTRAN程序
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