中子倍增公式在连续提棒事故瞬态特性模拟中的应用

通过中子倍增公式建立模型，分别计算船用核动力反应堆在低功率和高功率运行时发生连续提棒事故后的各主要参数的变化，并将计算结果与三维实时仿真软件计算结果进行比较。结果表明，计算结果与三维实时仿真软件计算结果比较符合，可为事故的处置提供依据。     

低流量下蒸汽发生器倒U型管内流动传热的数值模拟

针对自然循环工况下蒸汽发生器部分倒U型传热管存在倒流现象,利用CFD软件对倒U型传热管内单相水流动传热特性进行研究。通过建立不同管长的倒U型管水动力曲线,分析了管长对倒流的影响,得出长管处易发生倒流的结论;通过对长管重位压降和摩擦压降随雷诺数变化情况进行分析,对倒流现象的出现进行了的理论解释。该文所得结果对倒流管空间分布的研究具有一定的意义。     

船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究

利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。     

船用U形管蒸汽发生器模型及其动态仿真应用

针对船用立式U形管自然循环蒸汽发生器,建立了能够描述其稳态及瞬态热工水力特性的数学物理模型,并编制了计算程序。计算和验证结果表明,该数学物理模型准确,可以与其他船用模型一起构建船用系统模型以进行安全分析研究或开发船用核动力仿真机。     

主冷却剂流量连续变化调节反应堆功率可行性研究

通过建立主冷却剂流量连续变化调节反应堆功率仿真模型,引入二回路负荷变化,对核反应堆热工水力瞬态过程进行分析研究,并与控制棒调节功率方案进行对比。结果表明:在低功率运行工况下,通过连续改变主冷却剂流量能够实现反应堆功率的调节,并满足反应堆热工安全性和机动性的要求。     

转动惯量对船用核动力主泵瞬态特性的影响研究

采用压水堆热工水力瞬态分析程序RELAP5／MOD3，对船用核动力主泵发生断电事故后在3种不同转动惯量下的瞬态特性进行了定量研究；研究结果表明，较大的泵转动惯量可以减轻事故的后果，有利于改善反应堆的安全性。     

主冷却剂泵变频调速方案可行性研究

从提高核动力装置安全性的角度出发，通过对变频调速技术及两种方案的对比计算研究，从理论上论证了主冷却剂泵采取变频调速方案的优点和可行性.     

应急运行的小破口失水事故过冷度限值分析

利用仿真分析软件对应急工况运行时的船用核反应堆所允许的过冷度限值进行分析,选择不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,认为过冷度限值应该为10℃.