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......
