采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

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。

基于CIAE实验对RELAP5程序的评价

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对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现象开展了大量实验研究,包括膜态沸腾传热、临界热流密度和摩擦压降,并在此基础上对RELAP5程序模型进行评价,表明了模型的缺陷,并在一定条件下计算存在较大不确定性。

用AC-600非能动余热排出系统实验评估RELAP5程序

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。

基于RELAP5程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析

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。

RETRAN-3D和RELAP5程序壁面换热模型比较研究

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和临界热流密度计算方法,比较了水物性表的不同,简要分析了两者之间的差异。结果表明:两个程序因场方程模型构造的数量和解决核系统热工水力问题的侧重点不同,因而,在壁面换热模型的选择使用上存在着明显的差异;两个程序计算临界热流密度的选择不同,RETRAN-3D程序采用了多个可供选择的经验公式,RELAP5程序主要采用表格法;使用程序时,必须先进行程序适用性评估,在程序许可的使用范围进行建模分析,并对壁面换热关系式、临界热流密度和水蒸气物性参数的不确定性进行研究。

RELAP5程序不同流体动力学模型计算直流蒸汽发生器比较研究

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验数据进行模型的准确性比较和分析,结果表明:四种模型计算一次侧单相液流动与换热过程的热工特性趋势一致、数值大小基本吻合;四种模型计算两相过热蒸汽产生过程趋势一致,但热工参数压力、温度、含汽率、热流密度的数值存在差异。通过与实验数据的对比和分析,为准确计算直流蒸汽发生器的瞬态过程,推荐优先选用非均匀、非平衡态模型,其次为均匀、非平衡态模型,不推荐采用均匀、平衡态模型或非均匀、平衡态模型。

基于RELAP5-3D钠物性模型改造及验证

为使RELAP5-3D程序计算结果更准确,误差更小,在保证程序使用方法不变的前提下,采用新的钠物性模型对程序进行改造,并选用EBR-Ⅱ反应堆SHRT-45R基准题对改造后程序进行验证,比较两次的计算结果与试验值误差大小。结果显示:改造后程序计算结果变化趋势与试验结果相符,与改造前计算结果相比误差明显减小,初步证明了改造后程序计算结果比改造前更可靠。

基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发

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。

RELAP5与CFX程序耦合研究

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。

RELAP5/FLUENT耦合程序的开发

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。

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序,它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测,并对比分析了这2个严重事故分析程序的优缺点及相应的计算结果。

RELAP5程序预测第一类密度波不稳定边界的能力验证

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相似性实验回路HRTL200的RELAP5数值模型。通过对比模拟结果与实验结果,评价了RELAP5/MOD3.2程序模拟Type-ⅠDWO的一般特性以及预测不稳定边界的能力,分析了进、出口阻力系数、相间摩擦对模拟结果的影响。结果表明,RELAP5程序模拟Type-ⅠDWO的一般特性与实验符合较好;运行压力不高于25 bar(1 bar=10^(5) Pa)时,程序计算的不稳定边界的过冷度边界值与实验值偏差在3 K以内;运行压力大于30 bar时,采用准确的相间摩擦关系式可以改善预测结果。因此,选取与回路相匹配的相间摩擦关系式后,RELAP5程序可以用于模拟和预测Type-ⅠDWO。

RETRAN-3D和RELAP5/MOD4.0程序两相临界流模型评价

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算,获得了高压容器内空泡份额、温度、压力及剩余水装量随时间的变化趋势。计算与实验对比表明:在短期效应计算过程中,RETRAN-3D程序所用临界流模型计算出的热工水力参数趋势和大小与实验比较接近,RELAP5程序所用临界流模型计算喷放过程趋势与实验吻合,泄压速率稍快,瞬时临界流流速略偏高;在长期效应计算过程中,RETRAN-3D程序因汽液两相计算出现负压力而终止计算,RELAP5程序则可以进行长时间的瞬态计算。

用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

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。

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

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。

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

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。

基于RELAP5和FLUENT的多尺度耦合分析方法研究

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,开发了多尺度耦合分析程序RELAP5/FLUENT。在单相范围内,分别利用耦合程序RELAP5/FLUENT开展简单铅冷串联管道的瞬态流动和传热模拟、简单铅冷闭式回路的瞬态流动模拟,并与RELAP5_LEAD计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明,RELAP5/FLUENT计算结果与RELAP5_LEAD模拟结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析铅冷快堆堆内的复杂三维热工水力现象。

基于RELAP5的单通道自然循环流动不稳定性分析

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。

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。

RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证

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。