一体化装置实验对RELAP5的评价

发布时间：2018-06-18 18:43

  本文选题：一体化装置 + 非能动安全系统　； 参考：《核动力工程》2015年01期

【摘要】：针对一体化自然循环试验装置OSU-MASLWR开展的实验,采用系统分析程序RELAP5/MOD3.3进行分析计算。失水事故瞬态计算结果表明,堆芯有足够的冷却,加热元件在整个瞬态过程中温度不断降低。安全壳内出现热分层现象,通过安全壳壁从安全壳到周围水池的热传递速率足以除去堆芯的衰变热。与试验结果相比,程序基本预测了整个瞬态过程中各参数的变化情况。
[Abstract]:According to the experiment carried out by OSU-MASLWR, the system analysis program RELAP5 / MOD3.3 was used to carry out the analysis and calculation. The transient calculation results show that the core is cooled enough and the temperature of the heating element decreases continuously during the whole transient process. The phenomenon of thermal stratification occurs in the containment, and the heat transfer rate from the containment wall to the surrounding pool is sufficient to remove the decay heat of the core. Compared with the experimental results, the program basically predicts the variation of the parameters in the whole transient process.
【作者单位】： 中国原子能科学研究院;
【基金】：大型先进压水堆核电站重大专项(2011ZX06004-007-001)
【分类号】：TL364.4

【相似文献】

相关期刊论文 前10条

1 博金海,张佑杰,吴少融,张雪松,何学东;核供热堆失水事故模拟实验研究[J];清华大学学报(自然科学版);1995年06期

2 郭景任,施工,赵兆颐,田嘉夫;200MW池式供热堆失水事故分析[J];核动力工程;2000年02期

3 王荣忠,王勇;秦山核电二期工程失水事故分析[J];核动力工程;2003年S1期

4 陈巧艳;;采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析[J];核安全;2004年03期

5 信世堡;邵世威;张志俭;;大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价[J];核动力工程;2008年03期

6 林诚格;刘志_";赵瑞昌;;压水堆失水事故最佳估算方法研究[J];核安全;2010年01期

7 王伟;陈力生;张帆;;船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析[J];辐射研究与辐射工艺学报;2012年02期

8 苏光辉，喻真烷，郭玉君，张金玲，，秋穗正，贾斗南;小破口失水事故喷放阶段临界时间的计算方法[J];西安交通大学学报;1994年06期

9 苏光辉,喻真烷,郭玉君,张金玲,秋穗正,贾斗南;小破失水事故喷放阶段临界时间的实验研究和理论计算[J];辐射防护通讯;1994年04期

10 博金海,张佑杰,吴少融,韩兵,何学东,张雪松;低温堆上空腔失水事故模拟实验研究[J];核动力工程;1996年05期

相关会议论文 前2条

1 黄涛;蔡琦;赵新文;;基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析[A];第五届北京核学会核技术应用学术交流会论文集[C];2008年

2 骆邦其;;中破口失水事故的峰值包壳温度与破口等效直径[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第3册（核能动力分卷（下））[C];2011年

相关硕士学位论文 前2条

1 郑丽馨;田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故概率安全分析[D];哈尔滨工程大学;2007年

2 刘爱明;改进型AP1000失水事故的仿真模拟[D];华北电力大学（北京）;2011年

本文编号：2036495