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模化理论是核反应堆安全系统试验验证的基础。文中以国外某核电厂的非能动余热排出系统为对象,通过模化分析确定一回路失电事故工况下非能动余热排出系统的模化比例系统;采用RELAP5/MOD3.2软件对工程原型和模化系统进行了数值计算,数值结果验证了非能动余热排出系统模化分析的正确性。 相似文献
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舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性 总被引:2,自引:2,他引:0
用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证。重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响。结果表明:舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时,蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行,但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流,降低了一回路主系统的自然循环能力。 相似文献
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《中国舰船研究》2016,(6)
在海洋条件下,非能动安全系统受船舶运动的影响,将产生随时空动态变化的附加惯性力,进而导致系统的运行特性发生变化。基于自编译系统程序,建立适用于海洋条件下非能动余热排出系统运行特性分析的数学模型,分别对海洋条件下六自由度运动状态的系统运行特性进行了计算分析。研究结果表明:摇摆运动会导致系统运行参数发生周期性的波动,并削弱系统的自然循环能力,其中横摇对系统运行特性的影响最为突出;而在横荡与垂荡工况下,尽管海洋条件引入的附加力会引起系统流量波动,但对系统流量的平均值并不会产生影响。此外,研究还表明,在所分析的运动参数谱的范围内,提出的非能动余热排出系统能正常导出堆芯余热。 相似文献
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推导了起伏运动下的体积力模型,并将该模型嵌入到RELAP5/MOD3.2程序中。使用修改后的RELAP5/MOD3.2程序对起伏运动下某型二次侧非能动余热排出系统的运行特性进行了计算。计算结果表明:3组不同振荡幅度与周期下,燃料中心最高温度、堆芯出口冷却剂温度与左右环路SG二次侧压力均在安全限值以内。与非海洋条件对应值相比,3组不同的振荡幅度与周期下,系统各参数数值变化较小,起伏运动对该系统运行特性影响较小。 相似文献
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[目的]旨在探究非能动余热排出换热器(PRHR HX)管内饱和蒸汽冷凝传热特性,为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供支撑。[方法]通过搭建的功率比1∶50的试验装置,使用分离热阻法处理试验结果,对PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热特性进行分析。[结果]在试验参数范围内,PRHR HX管内主要以分层流或波状流-环状流-波状流流型存在,该管内凝液流动存在由层流到湍流的转捩过程;管内饱和蒸汽冷凝换热系数随压力升高而增大;在压力为0.52 MPa时,换热器内蒸汽流速最大值约为6.72 m/s,当压力大于0.52 MPa后,蒸汽流速反而逐渐减小;所提PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热系数计算关系式与试验结果吻合良好,其计算值与试验值的相对误差在±8%以内。[结论]研究结果可为海洋核动力平台及类似应用对象非能动安全系统PRHR HX设计和优化提供参考。 相似文献
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文章分别应用GO法和故障树法对船用核反应堆余热排出系统进行了可靠性分析,比较了两种方法建模和计算的不同。在建模和计算过程中,GO法比故障树法更为简便、快捷、有效。 相似文献