文献类型：期刊文章

作　　者：张雪艳[1] 杨军[1] 王诗琦[1] 邓程程[1] 李玉全[2] 张鹏[2] 何丹丹[2]

Zhang Xueyan;Yang Jun;Wang Shiqi;Deng Chengcheng;Li Yuquan;Zhang Peng;He Dandan(Department of Nuclear Engeneering and Technology,School of Energy and Power Engineering,Huazhong University of Science and Technology,Wuhan,430074,China;State Power Investment Corporation Research Institute,Beijing,100029,China)

机构地区：[1]华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系,武汉430074 [2]国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京100029

出　　处：《核动力工程》

基　　金：OECD/NEA国际标准题51号国际合作项目(ISP-51);华中科技大学自主创新研究基金(5003120076)。

年　　份：2022

卷　　号：43

期　　号：6

起止页码：15-23

语　　种：中文

收录情况：BDHX、BDHX2020、CAS、CSCD、CSCD2021_2022、EI、IC、JST、RCCSE、SCOPUS、ZGKJHX、核心刊

摘　　要：为验证热工水力程序对失水事故条件下非能动核反应堆行为的模拟能力,并评估最佳估算程序预测特定实验的能力,基于我国大型整体效应试验台架——先进堆芯冷却系统机理实验(ACME)台架,经济合作与发展组织核能署组织开展了国际标准题51号(ISP-51)项目。针对目前公开测试阶段已提交的程序计算结果,进行初步对比分析,结果表明,对于同一冷管段2英寸小破口失水事故,华中科技大学、西班牙加泰罗尼亚理工大学使用的热工水力最佳估算程序RELAP5,其模拟结果在非能动安全系统触发时间、流量值等方面与实验值较为吻合。而马德里理工大学、西班牙NFQ公司使用的TRACE程序,在其模拟结果中,各非能动安全系统触发时间均有延迟,ADS1~3气液流量明显高于实验值,可能与不同临界流模型的选取及阀门管线设置方式相关。该项目开创了由经济合作与发展组织非成员国发起和负责国际标准题项目的先例,有助于我国相关科研团队进一步熟悉国际核科技研究合作项目的运作及组织管理,在国际核能科技合作中承担更多工作。

关 键 词：国际标准题  ACME台架  非能动安全 程序验证  

分 类 号：TL334]