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。

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。

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。

SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述

SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。

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。

RELAP5程序耦合接口的开发

以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现。两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发是成功的,可以作为与其他程序耦合的基础。

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。

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RELAP5程序分析压力容器喷放过程

压力容器实验；ＲＥＬＡＰ５；热工水力数值模拟摘 要：利用 Ｉｄａｈｏ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ（ＩＮＥＬ）开发的 ＲＥＬＡＰＳ程序模拟压力容器事故卸压实验的热工水力过程。ＲＥＬＡＰ５程序的计算结果与实验数据相比，空泡份额变化与实验一致，压力和温度偏低，剩余水的质量偏大。程序预测的卸压过程比实验测量偏快．经过比较，认为ＲＥＬＡＰＳ程序可以对一般受压流体失压瞬态问题进行预测估算。

REPEC非加热实验的RELAP程序模拟

为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过改变体积流量大小、注气方式和进出口面积对自然循环流率和外部冷却两相流动现象进行分析.结果表明,模拟结果与实验结果的一致性较好;循环流量随体积流量的提高呈现先增强后降低的趋势;进出口面积增大可以提高自然循环流量,但出口面积变化对循环流率和流动稳定性的影响更为显著.

用OECD/NEA堆芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种程序进行比较,结果表明:RELAP5-TDNK程序模拟结果较好,能够分析事故或瞬态过程中堆芯内局部功率和热工参数的相互作用,具有分析强反馈现象的能力。

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。

基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。

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。

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。

基于RELAP5/MOD3.2的铅铋堆热工水力系统分析程序改造及验证

对用于水堆的热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3.2进行适应性改造,使其可用于铅铋快堆热工水力分析。保留原程序的所有功能,添加铅铋合金的物性参数以及换热模型,并添加流体类型选择接口。使用NACIE装置基准题对程序进行验证,计算输出热源进出口铅铋合金温度、热源表面温度、质量流量与参考文献变化趋势相符,相对误差最大为5%,初步验证改造后程序的可靠性。改造之后的程序可以对铅铋快堆进行热工水力分析。

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。

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。

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。