RELAP5

摘要： 海洋的开发,对核能有很大的需求空间。相较于陆基堆,海洋小堆在堆形的结构设计、设备及系统布置等,有着不同的特征。为适应船舶舱室与海洋环境,本文参照某型模块化小堆的主要设备结构和系统布置,得到一种改进后的海洋一体化小堆设计方案和设计参数。使用添加了海洋工况计算模块的RELAP5软件,对其中一个设计方案,引入海洋工况;通过和船舶设计单位的深度合作,得知其在产品生产设计中重点关注的摇摆及倾斜工况:一般设计角度:22.5°以及极限设计角度:45°等。在强迫循环及RELAP5稳态卡中暂未加入控制模块的情形下,根据模拟结果,观察和分析关键热工水力参数的运行特性。

摘要： 以浸没在大水箱内的C型换热管束为研究对象,采用RELAP5对其换热过程进行模拟计算。C型管束外围设置了虚拟套管和径向流动接管,用于模拟水箱中的自然对流换热过程。为了考察RELAP5模拟C型管束外的沸腾换热性能,分别在给定冷凝压力和给定内壁面热流密度边界条件下进行模拟计算。通过与实验结果的对比可知,模型中加入虚拟套管是必要的,可提高数值计算计算精度,同时RELAP5可有效计算出C型管束各部分换热差异,但换热系数计算值偏小,热流密度12~120 kW/m^(2)范围内最大相差30%。

摘要： 本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。

摘要： 基于二次开发RELAP5/MOD3.1程序,分析了典型海洋条件下的10 MW自然循环铅铋反应堆偏环运行特性。分析结果表明:反应堆在倾斜条件下偏环运行时,其系统参数对倾角变化敏感性较弱;起伏条件下,偏环运行导致流量的波动幅度降低为9%,出口温度降低约16 K。起伏幅度越大、流量波动越剧烈;起伏周期越大、流量震荡越明显,但影响效果也在减弱;摇摆条件下,堆芯流量、出口温度降低,反应堆引入更高的安全裕量;摇摆幅度越大、摇摆周期越小,流量波动幅度越大,且堆芯出口温度对周期变化敏感性明显高于摇摆幅度变化。

摘要： The results of an accident analysis for the loss of offsite power(LOOP)scenario in a reference Bushehr-1 VVER-1000/V446 nuclear power plant(NPP)are presented in this paper.This study attempted to provide a better analysis of LOOP accident management by integrating deterministic and probabilistic approaches.The RELAP5 code was used to investigate the occurrence of specific thermal–hydraulic phenomena.The probabilistic safety assessment of the LOOP accident is presented using the SAPHIRE software.LOOP accident data were extracted from the Bushehr NPP final safety analysis reports and probabilistic safety analysis reports.A deterministic approach was used to reduce the core damage frequency in the probabilistic analysis of LOOP accidents.The probabilistic approach was used to better observe the philosophy of defense in depth and safety margins in the deterministic analysis of the LOOP accident.The results show that the integration of the two approaches in LOOP accident investigations improved accident control.

摘要： 某研发中的新型堆芯捕集器采用了创新性的内置冷却管设计,在早期运行阶段,按该方案设计的竖直冷却管内可能出现间歇沸腾的现象。本文基于RELAP5程序建立了模拟间歇沸腾现象的计算模型,并对比了加热段入口温度、加热段出口壁温、加热段压差和上升段压差等典型参数,计算结果与已有实验值一致性较好。利用RELAP5模型对较高运行压力下的工况进行了现象模拟,分析了运行压力对沸腾传热和流动振荡的影响。本文对揭示间歇沸腾现象机理和支撑先进核电安全装备研发具有参考意义。

摘要： 为解决船用核动力装置发生全船断电后的热量导出问题,本文提出了一种船用核动力装置非能动余热排出系统设计方案。该方案以缓冲水箱为中间导热载体,以海水为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以国外典型核动力舰船的数据作为参考,以全船断电事故为案例,用RELAP5程序分析了该非能动余热排出系统的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起自然循环,并依靠自然循环带走反应堆的剩余发热,在事故后可保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。本文也进一步分析了设计容量、换热器布置位置、船用环境等对余热排出系统运行特性的影响,研究结果可为类似船用核动力装置的设计提供参考。

摘要： 基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故(SGTR)瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器(SG)发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明:传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。

摘要： 为分析CPR1000堆型的全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故的热工水力特性,本研究采用Relap5程序对参考机组的反应堆堆芯以及NSSS系统进行建模并计算,结合计算结果对整个事故过程的热工水力特性进行分析。分析结果表明,全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故工况下一回路的热工水力过程更加复杂,在事故过程中,一回路先后经历了压力容器顶盖排空状态,蒸汽发生器U型管排空状态,冷热管段排空状态,堆芯部分裸露及全部裸露状态,而稳压器内的冷却剂存量却是最后排出的,这将可能导致堆芯熔化及高压喷射的严重事故后果。与此同时,结合现行的核电机组事故规程对事故的干预行动和缓解措施进行对比分析,提出了对堆芯安全更为有利的改进建议。

摘要： 本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。

摘要： 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.本文介绍了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.

摘要： 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.本文介绍了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.

摘要： 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.本文介绍了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.

摘要： 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.本文介绍了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.

摘要： 本文在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了单根和三根蒸汽发生器传热管双端破裂事故,测定了一次系统及二次系统热工水力参数的瞬态变化过程,并进行了两种工况的比较.实验数据与RELAP5/MOD2计算数据进行了比较,验证了该程序对SGTR事故的分析能力.

摘要： 本文在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了单根和三根蒸汽发生器传热管双端破裂事故,测定了一次系统及二次系统热工水力参数的瞬态变化过程,并进行了两种工况的比较.实验数据与RELAP5/MOD2计算数据进行了比较,验证了该程序对SGTR事故的分析能力.

摘要： 本文在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了单根和三根蒸汽发生器传热管双端破裂事故,测定了一次系统及二次系统热工水力参数的瞬态变化过程,并进行了两种工况的比较.实验数据与RELAP5/MOD2计算数据进行了比较,验证了该程序对SGTR事故的分析能力.

摘要： 本文在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了单根和三根蒸汽发生器传热管双端破裂事故,测定了一次系统及二次系统热工水力参数的瞬态变化过程,并进行了两种工况的比较.实验数据与RELAP5/MOD2计算数据进行了比较,验证了该程序对SGTR事故的分析能力.

摘要： 本文在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了单根和三根蒸汽发生器传热管双端破裂事故,测定了一次系统及二次系统热工水力参数的瞬态变化过程,并进行了两种工况的比较.实验数据与RELAP5/MOD2计算数据进行了比较,验证了该程序对SGTR事故的分析能力.

摘要： 本文在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了单根和三根蒸汽发生器传热管双端破裂事故,测定了一次系统及二次系统热工水力参数的瞬态变化过程,并进行了两种工况的比较.实验数据与RELAP5/MOD2计算数据进行了比较,验证了该程序对SGTR事故的分析能力.

摘要： 本发明公开了基于通用型辅助变量法的DET与RELAP5耦合的动态特性分析方法，包括以下步骤：构建离散动态事件树的DET仿真模型，根据DET仿真对象状态转移类型，通过增加通用型辅助TRIP变量的方式，修改输入文件TRIP卡；通用型辅助TRIP变量为变量型或逻辑型；通过设定RELAP5程序的仿真时间，控制仿真时间步长，解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件；根据DET仿真对象状态转移类型，回溯执行RELAP5程序。本发明具有的优点是简化了DET与RELAP5程序耦合需要的RELAP5程序输入文件中DET状态转移对象TRIP的设定流程和方法，减小了建模复杂度，提高了建模效率。

摘要： 本发明公开了一种基于辅助变量法的DDET与RELAP5耦合的动态特性分析方法，包括以下步骤：构建离散动态事件树的DET仿真模型，根据DET仿真对象状态转移类型，通过增加辅助TRIP变量的方式，修改RELAP5程序输入文件的TRIP卡；通过设定RELAP5程序的仿真时间，控制RELAP5仿真时间步长，解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件；根据DET仿真对象状态转移类型，回溯执行RELAP5程序。本发明具有的优点是简化了DET与RELAP5程序耦合需要的RELAP5程序输入文件中DET状态转移对象TRIP的设定流程和方法，减小了建模复杂度，提高了分析效率。

摘要： 本发明公开了一种用于DET与RELAP5程序动态耦合框架的核电厂事故建模方法，步骤如下：根据影响事故进程的安全相关系统，确定最小功能单元；识别最小功能单元之间的相关性，确定DET仿真对象；根据DET仿真对象，构建离散动态事件树的DET仿真模型；通过解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件，识别DET仿真对象状态转移发生的DET分支时刻；根据DET仿真对象状态转移类型，更新并生成用于DET成功分支和失败分支RELAP5程序计算的再启动输入文件，并回溯执行RELAP5程序，直到所有分支都达到终节点。本发明具有的优点是可实现动态事件树方法自主的与确定论安全分析程序RELAP5程序耦合。

摘要： 本发明公开了一种基于离散动态事件树与RELAP5耦合的动态特性分析方法，包括以下步骤：构建离散动态事件树的DET仿真模型；通过设定RELAP5程序的仿真时间，控制RELAP5仿真时间步长，解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件，通过对比控制DET仿真对象状态转移的TRI P变量的触发时间变化，识别DET仿真对象状态转移发生的DET分支时刻；根据DET仿真对象状态转移类型，更新并生成用于DET成功分支和失败分支RELAP5程序计算的再启动输入文件，并回溯执行RELAP5程序，直到所有分支都达到终节点；本发明具有的优点是可实现动态事件树方法自主的与确定论安全分析程序RELAP5程序耦合。

摘要： 本发明的目的在于公开一种PDS三维模型转换RELAP5模型的系统和方法，与现有技术相比，能够自动将PDS三维模型转化为RELAP5软件支持的XML文件，实现了布置模型向力学分析模型的自动转化，避免了二次建模带来的劳动力浪费，大大提升设计效率和质量；支持以系统为单位、自定义管线为单位、模型为单位以及力学分析包为单位的四种生成模式，灵活易用，整个过程全自动完成，无需人为干预，操作简便，效率高，极大提高了PDS三维模型的利用率，支持设备映射以及去除管线功能，支持去除tap点后续连接以及去除小管道功能，适用于各种应用场景，支持阈值设置，提高了三维模型建模过程中的容错率，实现本发明的目的。

摘要： 本发明公开了一种用于DET与RELAP5程序动态耦合框架的核电厂事故建模方法，步骤如下：根据影响事故进程的安全相关系统，确定最小功能单元；识别最小功能单元之间的相关性，确定DET仿真对象；根据DET仿真对象，构建离散动态事件树的DET仿真模型；通过解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件，识别DET仿真对象状态转移发生的DET分支时刻；根据DET仿真对象状态转移类型，更新并生成用于DET成功分支和失败分支RELAP5程序计算的再启动输入文件，并回溯执行RELAP5程序，直到所有分支都达到终节点。本发明具有的优点是可实现动态事件树方法自主的与确定论安全分析程序RELAP5程序耦合。

摘要： 本发明公开了一种基于辅助变量法的DDET与RELAP5耦合的动态特性分析方法，包括以下步骤：构建离散动态事件树的DET仿真模型，根据DET仿真对象状态转移类型，通过增加辅助TRIP变量的方式，修改RELAP5程序输入文件的TRIP卡；通过设定RELAP5程序的仿真时间，控制RELAP5仿真时间步长，解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件；根据DET仿真对象状态转移类型，回溯执行RELAP5程序。本发明具有的优点是简化了DET与RELAP5程序耦合需要的RELAP5程序输入文件中DET状态转移对象TRIP的设定流程和方法，减小了建模复杂度，提高了分析效率。

摘要： 本发明公开了一种基于离散动态事件树与RELAP5耦合的动态特性分析方法，包括以下步骤：构建离散动态事件树的DET仿真模型；通过设定RELAP5程序的仿真时间，控制RELAP5仿真时间步长，解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件，通过对比控制DET仿真对象状态转移的TRI P变量的触发时间变化，识别DET仿真对象状态转移发生的DET分支时刻；根据DET仿真对象状态转移类型，更新并生成用于DET成功分支和失败分支RELAP5程序计算的再启动输入文件，并回溯执行RELAP5程序，直到所有分支都达到终节点；本发明具有的优点是可实现动态事件树方法自主的与确定论安全分析程序RELAP5程序耦合。

摘要： 本发明公开了基于通用型辅助变量法的DET与RELAP5耦合的动态特性分析方法，包括以下步骤：构建离散动态事件树的DET仿真模型，根据DET仿真对象状态转移类型，通过增加通用型辅助TRIP变量的方式，修改输入文件TRIP卡；通用型辅助TRIP变量为变量型或逻辑型；通过设定RELAP5程序的仿真时间，控制仿真时间步长，解析RELAP5程序每个仿真步长的输出结果文件；根据DET仿真对象状态转移类型，回溯执行RELAP5程序。本发明具有的优点是简化了DET与RELAP5程序耦合需要的RELAP5程序输入文件中DET状态转移对象TRIP的设定流程和方法，减小了建模复杂度，提高了建模效率。

摘要： 本发明的目的在于公开一种S3D模型转换为RELAP5模型的系统和方法，与现有技术相比，能够自动将S3D三维模型转化为RELAP5软件支持的XML文件，实现了布置模型向力学分析模型的自动转化，避免了二次建模带来的劳动力浪费，大大提升设计效率和质量；支持以系统为单位进行生成以及自定义管线列表进行生成两种模式，灵活易用；过程全自动完成，无需人为干预，操作简便，生产效率高；支持设备映射以及去除管线功能，同时支持去除tap点后续连接以及去除小管道功能，适用于各种应用场景；支持阈值设置，提高了三维模型建模过程中的容错率，实现本发明的目的。