TRAC-PF1在大破口LOCA分析中的应用

文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,指出为实际得到秦山核电厂大破口LOCA分析结果,在此基础上尚需获得并核实的关键数据。本文的意义在于介绍了一种应用TRAC-PF1进行大破口LOCA分析的方法。

TRAC-PF1程序简介及其移植

ＴＲＡＣ－ＰＦ１程序是压水堆系统安全分析的最佳估算程序［１］。它采用两流体模型处理两相流动，是目前核反应堆系统分析软件中模型比较完善、简化较少的少数软件之一。为了充分利用国外这一先进的系统软件和国内现有的计算设备，将从美国引进的ＩＢＭ版ＴＲＡＣ－ＰＦ１程序经修改移植到了ＣＤＣＮＯＳ／ＶＥ系统及ＳＵＮ工作站上，对不同机器在ＦＯＲＴＲＡＮ语言及汇编语言上的差别进行了修改。对随程序带来的所有标准例题进行了校核计算，结果表明移植是成功的。

压水堆最佳估算程序TRAC-PFI——流体动力学模型及特点

本文在简介了TRAC-PF1程序的基础上,着重论证和讨论了TRAC-PF1的流体动力学模型和数值解方法,分析了该模型的特点和应用范围。最后简述了TRAC-PF1在流体动力学模型上对TRAC-PD2的改进及其结果。

缩放喷嘴监界流量计算的改进模型研究

研究了压水堆安全分析程序ＴＲＡＣ－ＰＦ１中滞止状态为饱和及欠热水流过缩放喷嘴时临界流量计算模型，发现现有模型项测的临界流量偏高，因而使计算的时间进程往往快于实测的时间进程．研究表明，减压速率Σ对临界流量预测值影响很大，而Σ是喷嘴收缩段轴向位置Ｚ的函数．将按不同轴向位置ｚ计算的减压速率及临界流量与实验数据比较，发现当取喉口上游１．０ｍｍ处计算减压速率、取排放系数ＣＤ为０．９４时，改进的临界流量模型预测值与实验数据符合良好．

PWR再淹没骤冷前沿温度场分析程序

为满足压水堆大破口LOCA分析的需要,在移植和开发TRAC-PF1程序中,应用了一种新颖的进行再淹没骤冷前沿处燃料元件温度场分析的方法。本文对这种方法及与之相关的燃料元件热传导数值模型、锆水反应和气隙传热计算进行了简要的描述。