摘要：针对立式倒U型管蒸汽发生器传热管内出现的倒流现象,基于RELAP5/MOD3.3程序,采用新的控制体划分方案对蒸汽发生器实验段进行建模,模拟实验回路中发生的倒流现象。通过与实验数据进行对比分析,验证建模方案的正确性。在此基础上,分析倒流现象对蒸汽发生器实验段流动传热的影响。结果表明:倒流现象发生在较短管内,对于单个U型管,倒流管的流量高于正流管。倒流发生后,系统进入相对稳定状态,但蒸汽发生器实验段的换热功率和进出口腔室负压降绝对值显著降低。

摘要：为了对比分析多种三维全堆芯pin-by-pin中子输运计算方法的计算能力,尤其是研究评估特征线法(MOC)求解强非均匀性大规模问题的能力,基于DRAGON4.07程序,以C5G7组件、堆芯基准题为算例,比较分析了MOC方法(步特征线法MOC-SC和菱形差分特征线法MOC-DD)、碰撞概率法(CP)、界面流法(IC)的计算效率、计算精度、计算存贮及计算规模。分析结果表明:对于C5G7-UO2组件问题,MOC-SC的计算精度与CP方法相当,优于MOC-DD和IC方法,计算时间约为CP方法的2倍,内存占用量远小于CP方法;对于二维C5G7堆芯问题,MOC方法的计算精度、计算效率及内存占用量均优于CP和IC方法;而用MOC方法实现大规模三维问题的pin-by-pin计算时,还依赖于并行加速手段,尤其是计算存贮问题的突破。

摘要：针对小型一体化自然循环反应堆在海洋环境中应用的问题,基于RELAP5/3.3程序构建了海洋条件分析模型,并通过摇摆实验对修改的程序进行了验证,利用修改的程序建立了反应堆系统热工水力模型,分析了横摇、纵摇和起伏运动对反应堆自然循环的影响。结果表明:主换热器的紧凑、对称布置设计降低了横摇的影响,而横摇与纵摇的影响一致,摇摆运动的短周期和大角度对自然循环影响显著;起伏运动对自然循环的影响更为严重,有可能导致堆芯出口温度饱和,威胁反应堆的运行安全。

摘要：针对Relap5程序中蝶式止回阀水力学模型相对粗糙的问题,基于CFD软件Fluent15.0,对典型的蝶式止回阀水力学特性进行了模拟计算与研究,分析了原有Relap5程序止回阀模型的不足并构建了一个新的蝶式止回阀水力学计算模型。采用新的模型对止回阀稳态和瞬态运行特性进行了数值模拟,结果表明:该蝶式止回阀模型精度高、适用范围广。

摘要：始发事件是概率安全分析(PSA)的起始点,也是事件序列的重要基础。对于船用堆还应考虑始发事件对船舶适航性、机动性、生命力、隐蔽性的影响。分析始发事件的目的是为了确定潜在的、会导致堆芯损伤的、会影响船舶核动力运行的那些事件并对这些事件予以定量化。该文给出了一份详尽的始发事件清单并对其进行了科学合理的分组,提出了船用堆始发事件的频率估计方法,对PSA具有重要意义。

摘要：故障时间数据服从单参数情形下使用Jeffreys先验可以得到很好的推断结果,但对于服从双参数的情形,并且参数之间具有相关性时,需要对Jeffreys先验作特定的修改才能使用;推导出服从正态分布的核动力设备故障时间的Jeffreys先验和Reference先验,通过分析它们的后验频率性质得到:Reference先验πR(μ,σ~2)∞1/σ~2是σ~2的精确概率匹配先验、μ的二阶概率匹配先验;在Jeffreys先验下,σ~2水平为α的可信上限的频率覆盖概率低于事先给定的可信水平α,其差异会随着样本容量的增大而逐渐缩小;对实例进行分析,首先推导出核动力设备泵的正态分布故障时间数据的Reference无信息先验,应用此先验对故障时间数据进行分析,然后通过Bayesianχ~2拟合优度对所建立的无信息先验模型进行检验,发现仅有15.5%的R^B超过0.95分位数,表明所建立的正态分布Reference无信息先验模型可以很好的描述本实例中核动力设备泵的故障时间数据。

摘要：停转后泵的阻力特性对自然循环流量影响明显。为研究低流量自然循环工况下离心泵的阻力特性,设计了实验台架,对离心泵的正向压降、反向压降和损失系数进行了测量,实验雷诺数为2.0×10^4~1.5×10^5。实验表明:相同雷诺数下,反向压降明显高于正向压降;雷诺数大于8×10^4时,损失系数基本保持不变,而低雷诺数下损失系数随雷诺数的降低有增大的趋势;基于实验得到了损失系数的经验关系式。采用CFD方法对离心泵的内部流场进行了模拟,计算表明:CFD方法能较好地预测损失系数,RNGk-ε模型与实验值的相对误差不超过10%;离心泵的压力损失主要集中在叶轮、导叶等结构的交界区域;正向与反向流动的流场分布存在显著区别;低雷诺数下局部流动更加不稳定。