Relap5相关论文
一回路的自然循环能力直接影响失流、失水等事故下反应堆的安全运行,从安全角度考虑,压水堆核电厂在对设备和系统设计时无一例外地......
为实现对CPR1000核电汽轮机控制系统快速且安全的现场调试,建立了基于RELAP5程序的汽轮机仿真模型以替代实际汽轮机设备。计算结果......
余热排出系统（RHRS）作为先进核能系统的专设安全设施之一,其在冷停堆工况下失效所导致的核安全事故将会引发一系列非常严重的后果,甚......
反应堆安全是核电厂运行的关键,在核电厂事故中冷却剂丧失事故（Loss Of Collant Accident,LOCA）极有可能导致堆芯熔融甚至放射性物质......
在利用整体效应实验装置开展核电厂事故条件下安全系统整体性能研究的过程中,受试验装置结构及运行参数的限制,试验范围一般都无法......
为保证核动力装置安全稳定地运行,避免重大事故的发生,需要预先对其进行仿真分析。RELAP5是轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳......
熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、在线后处理和可实现钍铀循环等特点,在第四代核能系统国际论坛上被评选为六种先进核能......
临界热流密度(CHF:Critical Heat Flux)是指因加热表面偏离泡核沸腾或产生干涸,导致换热面发生传热恶化,引起传热表面温度突升的现......
小型压水堆(SmallModularReactor,SMR)具有高安全性、布置灵活等优点,近年来成为了国际核工程界的研究热点之一。本文介绍了小型堆......
在核电设计以及通用设计审查(GDA)的研究中,评价破口类事故下主系统的质能释放量以及安全壳内压力和温度的响应是核电站安全分析的......
直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关.采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽......
以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明......
采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行......
安全性是核电技术得以发展的关键因素之一。在核电站的设计中，必须分析核动力系统可能出现的瞬态和事故工况，目前世界上应用最广泛的......
用 REL AP5程序对中国先进压水堆核电厂(AC6 0 0 )非能动余热排出系统进行了瞬态分析 ,在 REL AP5中补充了高翅片空气冷却器换热关......
为探究吕家坨井田地质构造格局,根据钻孔勘探资料,采用分形理论和趋势面分析方法,研究了井田7......
核电厂高精度、实时、动态仿真要求有准确的反应堆热工水力以及控制系统等模型,它除用于电厂安全分析、操纵员培训等,还可用于控制......
The HCPB concept has been a European DEMO reference concept for nearly one decade. Detailed thermal-hydraulic study on t......
蒸汽发生器是连接一、二回路的枢纽，是核电系统中的最大的换热设备，既承受一回路工作条件（高温、高压、放射性等），也承受二回路工作条件......
钍基熔盐堆（Thorium-based Molten Salt Reactor, TMSR）作为一种新的堆型，具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性，对其进行瞬......
本文依据大功率压水堆主泵及试验台架设计参数,通过RELAP5程序建立主泵试验台架模型。并依据主泵样机试验规范对热态试验、惰转试......
小型铅基堆运行于自然循环工况时为了大幅提升功率输出能力,运行工况需要由自然循环转换到强迫循环。然而在转换过程中,由于主泵的......
利用Idaho National Engineering Laboratory(INEL)开发的RELAP5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......
介绍包括RELAP5/SCDAP、MCNP-4B、MELCOR和VICT0砌A等仿真程序的程序仿真技术在世界核动力和原子核物理科学领域的广泛应用.......
先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的,用......
采用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对医院中子照射器Ⅰ型堆（IHNI-1）在事故工况下的瞬态特性进行研究,对意外大反应性引入和池水丧失事故工......
针对RELAP5汽轮机模型存在的问题，提出一种基于级组建模公式修改RELAP5汽轮机模型的方法，并对汽轮机子程序模块的计算公式进行修正，完......
使用RELAP5程序,对“华龙一号”核电厂丧失重要厂用水系统(WES)事故后通过内置换料水箱(IRWST)进行反冷操作的过程进行模拟,定量评......
本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）分析研究,研究就事故造成的最大质......
为了研究两相流自然循环特性，同时也为了验证RELAP5在这方面的可用性，该文用RELAP5程序对5Mw低温核供热堆热工水力模拟回路（HRTL一5）进......
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......
利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5，以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型，对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行......
以最佳估算程序RELAP5为基本分析工具,对自然循环系统进行数值分析,得出了不同条件下系统的不稳定性边界。研究发现自然循环对过冷......
在全场断电事故下,采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析,验证反应堆利用自然循环和......
针对AP1000直立式自然循环U型管蒸汽发生器进行建模与仿真研究。根据蒸汽发生器的热工水力特性、流体流动特性、运行状态及RELAP5......
核反应堆的自然循环可提供非能动余热排出能力，有利于提高反应堆的固有安全性。本文以一体化压水堆概念设计方案为对象，利用RELAP5／MO......
针对船用核动力装置的特点,建立了船用堆一、二回路及控制系统的RELAP5模型,用RELAP5/MOD3.2程序对典型船用堆经济巡航工况下发生......
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S......
通过搭建水平管模型,采用RELAP5程序模拟计算了冷凝管内冷凝流动不稳定性现象,程序计算的 稳定性边界与Bhatt理论稳定性公式计算结......
对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架（ACME）中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明：在ACME上开展的典型小......
反应堆的自然循环能力是其固有安全性的一项重要特征参数,利用RELAP5/Mod 3.4程序计算了JRR-3M池式研究堆在无应急冷却系统和有应......
本文针对LOFTL2．5整体试验，用先进热工水力程序RELAP5／MOD3对其进行最佳估算模拟，分析验证了程序预测事故过程的能力；同时按照美国核管......
建立了一个能准确反映级内部非等熵过程及动态运行特性的汽轮机模型,并将其加载到RELAP5程序中,完成RELAP5汽轮机模型的改进。改进......
利用RELAP5/MOD3.4对中国氦冷固态包层、氦气冷却剂回路和二次侧水冷系统进行建模和系统热工水力安全评价。依据ITER事故分析制定......
加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆......
燃料元件国产化是我国核电自主化生产及出口的重要条件。新型燃料元件的设计制造需要进行辐照考验,而堆内辐照考验回路可以为燃料......
参考韩国先进反应堆APR+非能动辅助给水系统设计了针对AP1000核电厂的二次侧非能动余热排出系统。采用relap5程序建立AP1000核电厂......
针对海上浮动核电站的非能动余热排出(PRHR)系统开展理论设计研究。研究认为,由于多重自然循环回路间排热不匹配、自然循环驱动力......
