relap5中文版本

两个 降功率瞬态（ Ｚ１ Ａ ． 应急保护信号下的降功率） Ａ ． 和 ｚ３ 的模拟 。 Ｅ Ａ ５ Ｄ程序模拟 Ｒ Ｌ Ｐ． ３ 了这两个基准问题 ， 并将其计算结果与 ＩＰ Ｎ Ｐ的 ＴＴ Ｎ计算机信息系统所记录的实堆数 Ｉ Ａ 据进行了对 比。
是石墨慢化 的多通道沸水堆【。 Ｂ ． ０ ５ ｌ 与西方国家的反应堆相 比， Ｂ ．５０ Ｊ Ｒ ＭＫ １０
（ 立陶宛能源研究院，核装置安全实验室 ）
摘要 ： 鉴于堆芯 中子响应对 Ｒ ＭＫ １０ Ｂ ． ０反应堆 的重要作用 ，通过对伊格那林核 电站 ５ （ ｎ ｌ ａ ｎ ｃ ￣ ｐ ｗ ｒｐａｔ ＮＰ ） Ｒ ＭＫ一５ ０ 反 应 堆 特 定 瞬 态 的模 拟 ，验 证 了 Ｉ ａｉ ｕ ｌ ｇ ｎ ｅ ｏ ｅ ｌ ，Ｉ Ｐ 中 Ｂ ｎ １０ Ｒ Ｌ Ｐ －Ｄ 程 序 对 Ｒ ＭＫ．５ ０ 的有 效 性 。本 文 开 发 了 一 个 适 用 于 Ｒ ＭＫ．５０ 的 Ｅ Ａ ５３ Ｂ １０ Ｂ １０ Ｒ Ｌ Ｐ ．Ｄ Ｅ Ａ ５ 最佳估算模 型， ３ 其计算结果与 ＩＰ 的测量数据基本匹配 。 ＮＰ 此外 ， Ｒ Ｌ Ｐ ．Ｄ 基于 Ｅ Ａ ５３ 最佳估算模型对单独主循环 回路预测的热工水力参数 和物理过程与 Ｒ ＭＫ １ ０ 回路发生 Ｂ ．５ 主 ０ 的实际过程吻合 良好 ，且计算得出的反应性和堆芯瞬态总功率与 电厂的测量值也非常一致 ， 这表明 了该程序准确地模拟了堆芯中子响应过程 。通过对 Ｒ Ｌ Ｐ ． Ｅ Ａ ５ Ｄ模 型的验证表 明 。 ３ 该
几个重要 的设计特征是唯一且相当复杂的：①燃料束装人单独的通道而不是单个压力容
器；②核电站可在不停堆的情况下更换燃料 ；③大量的石墨块慢化剂使中子能谱软化。
堆芯位置和主要部件如图 ｌ 所示 。 冷却剂由堆芯入水 口（ 图中 ３ ） 经过堆芯隔板沿着很多独 立 的燃料通道强制向上流动 ，当流经堆芯时 ， 吸收了燃料元件产生的 ９ ％的热量 ， ５ 并在

RELAP5/MOD3.2
APPENDIX B--EXAMPLE OF A DIAGNOSTIC EDIT
This appendix contains an example (Figure B0.0-1) of a diagnostic edit for one time step using the semi-implicit scheme for the case when HELP = 3. As can be seen from the figure, this edit can be quite lengthy. As Section 2 of Volume I of this manual indicates, there are many subroutines called from the main hydrodynamic subroutine HYDRO and the main heat transfer/conduction subroutine HTADV. The diagnostic edit prints out information for most of the subroutines called by these two subroutines In addition, the particular ones printed will vary, depending on whether the time step is repeated, if bad donoring occurs, if the choking model is turned on, whether heat structures are present or not, whether the heat time advancement is different from the hydrodynamic time advancement, etc. For the example presented here, the time step is not a repeated time step, a heat transfer calculation occurs, and a choking diagnostic edit occurs. In order to save space in the appendix, only the first 3 heat structures, the first 3 volumes, and the first 2 junctions are shown. Each subroutine section of the edit (except heat transfer) begins with a line of pound signs (###...). The next line lists the name of the subroutine, the label DIAGNOSTIC PRINTOUT, the simulated time (TIMEHY), the time step size (DT), the total attempted advancements (NCOUNT), and the value of the variables HLEP, SUCCES, and FAIL. HELP is explained in Section 8 of this manual. SUCCES is a code variable that indicates if a time step is successful (SUCCES=0 means successful, SUCCES=1 or 2 means unsuccessful). FAIL is a code variable that is normally false (F) until the code fails, and then it becomes true (T). The order of the subroutines in the diagnostic edit printed in Figure B0.0-1 is as follows: Heat transfer subroutines (HTRC1 plus appropriate correlation subroutines.) VOLVEL PHANTV PHANTJ FWDRAG VEXPLT JCHOKE JPROP PRESEQ SYSSOL JPROP VFINL

基于RELAP5-3D钠物性模型改造及验证谭伟1袁显宝2阮杨1*1.恩施职业技术学院 湖北恩施 444300；2.三峡大学 湖北宜昌 444324摘要：为使RELAP5-3D程序计算结果更准确，误差更小，在保证程序使用方法不变的前提下，采用新的钠物性模型对程序进行改造，并选用EBR-Ⅱ反应堆SHRT-45R基准题对改造后程序进行验证，比较两次的计算结果与试验值误差大小。

结果显示：改造后程序计算结果变化趋势与试验结果相符，与改造前计算结果相比误差明显减小，初步证明了改造后程序计算结果比改造前更可靠。

关键词：RELAP5-3D程序 钠物性 钠冷快堆 程序改造中图分类号：TL361文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2024)05-0098-04Improvement and Validation of the Sodium Property Model forRELAP5-3DTAN Wei1YUAN Xianbao2RUAN Yang1*1.Enshi Polytechnic , Enshi, Hubei Province, 444300 China;2.China Three Gorges University, Yichang, HubeiProvince, 444324 ChinaAbstract:This study applies a new sodium property model to improve the RELAP5-3D program, and uses the SHRT-45R benchmark problems of the EBR-II reactor to verify the improved program, without changing the usage of the program, so as to make the calculation results of the RELAP5-3D program more accurate and its er⁃rors smaller. The study compares the results of two calculations and the error magnitude of experimental values. The results show that the change trend of the calculation results of the program after improvement is consistent with experimental results, and that the error is significantly reduced compared to the calculation results before im⁃provement, which preliminarily proves that the calculation results of the program after improvement are more reli⁃able than those before improvement.Key Words: RELAP5-3D program; Sodium property; Sodium-cooled fast reactor; Program improvement日本福岛事故之后，各国都致力于寻找更加安全的堆型。

第二章 RELAP5介绍2.1 RELAP5功能简介RELAP5是Idaho 国家工程实验室（INEL ）为核管会（NRC ）开发的轻水堆瞬态分析程序，现已经成为核电厂分析器的基础。

RELAP5几乎可以覆盖轻水堆核电厂所有热工水力瞬变和事故谱，其研究和分析领域可运用于轻水堆的设计基准事故以及瞬态和稳态的各种工况模拟。

例如：LOCA(失水事故)、LOFT （失流事故）、给水丧失、意外失去厂外电源、以及汽轮机跳闸等等。

图2.1.1 RELAP5的功能图RELAP5的部件模型包括管道、阀、泵、安注箱、汽轮机、环路、应急堆芯冷却器、蓄压箱、分支和控制系统部件等（见图2.1.2）。

RELAP5还对截面突变、交叉流、壅塞流（choke flow ）、混合水位跟踪、不凝气体迁移等现象建立了特殊分析模型（见图2.1.3）[16]。

RELAP5功能破口（LOCAs ）失流（LOFT ）Transient ScenariosATWS 给水丧失失去厂外电源全厂断电汽轮机跳闸……图2.1.2 RELAP5的组件模型图图2.1.3 RELAP5的特殊过程模型图RELAP5程序里还包括了一些简单的模型：热力平衡态模型、均相流模型以及无摩擦流动模型等。

这些模型可供使用者单独选用或组合选用[7]。

RELAP5以两相系统的非均相和不平衡态模型为基础，采用快速半隐式数值方法进行求解[7]。

RELAP5的发展情况：自1967年RELAP5程序开始研制，经过20多年，出现了今天的RELAP5/MOD3版本。

这个软件集中了人们在两相流理论研究、数值求解方法、计算机编程技巧和各种规模实验等方面取得的研究成果[7]。

RELAP5已经由许多实例和各个国家相关的实验计划的实验数据进行了验证和比较，但目前它依旧在扩大和发展之中，以便能在新的先进压水堆中得到更好的应用。

接近1995年末时,为了维持一个单一版本程序源的显示效率，美国核管会（NRC）及美国能源部门（DOE）都必须要额外的努力去克服一些相冲突的要求。

等 许多技 术领域 中都存 在着 两相 流密度 波不稳
定 性 问题 。这 种 不 稳 定 性 的 危 害 是 ： ① 影 响
两 相流 的局 部传 热 特 性 ， 激发沸腾危机； ② 引 起 流动 和热 的不 均匀 ， 产生 机械振 动和 热疲 劳 ；
③ 产 生系统 控制 上 的困难 。因 而 ， 两 相流 密度
叶金亮 ， 张尧立 ， 方成跃
（ １ ．中 国舰 船 研 究 设 计 中 心 ， 武汉 ４ ３ ０ ０ ６ ４ ； ２ ．清 华 大 学 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ４ ）
摘要 ： 为 了 研究 两相 流 自然 循 环 特 性 ， 同时 也 为 了验 证 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５ 在 这 方 面 的可 用 性 ， 该文用 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５ 程
２ ．Ｔｓ ｉ ｎ ｇ ｈ ｕ ａ Ｕｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ，Ｂ ｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ８ ４ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ：Ｔｏ ｓ ｔ ｕ ｄｙ ｔ ｈ ｅ ｔ ｗｏ — ｐｈａ ｓ ｅ ｆ ｌ ｏ ｗ ｉ ｎｓ ｔ ａ ｂ ｉ ｌ ｉ ｔ ｙ ｐ ｈｅ ｎ ｏ ｍｅ ｎｏ ｎ ｉ ｎ ｎａ ｔ ｕｒ ａ ｌ ｃ ｉ ｒ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ，ａ ｎｄ ｔ ｏ ｖｅ ｒ ｉ ｆ ｙ ｔ ｈ ｅ ｕｓ ａ ｂｉ ｌ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ ＲＥＬＡＰ５ ｉ ｎ ｔ ｗｏ — ｐ ｈａ ｓ ｅ ｆ ｌ ｏ ｗ ｏ ｆ ｎａ ｔ ｕｒ ａ ｌ ｃ ｉ ｒ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏｎ，
ｔ ｈｉ ｓ ｐａ ｐ ｅ ｒ ｕｓ ｅ ｓ Ｒ ＥＬＡ Ｐ５ ｔ ｏ ｍｏ ｄｅ ｌ Ｈ ＲＴ Ｌ一 ５ ． Ａ ｎｄ ｔ ｈｅ ｔ ｗｏ — ｐ ｈａ ｓ ｅ ｆ ｌ ｏ ｗ ｎａ ｔ ｕ ｒ ａ １ ｃ ｉ ｒ ｃ ｕｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ

与传 统 的二代 核 电技 术 压水 堆 不 同， Ｐ ０ ０ Ａ １０
Ｉ ＷＳ 中的水 将 不 断地 注入 反应 堆 堆 芯 ， 堆 芯 Ｒ Ｔ 让
核能 系统采用 了第三 代核 电技术 的非 能 动冷 却 系
统 ， 以在设计 基 准事 故 下 提供 应 急堆 芯 冷却 ， 可 堆 芯 的安全性将 大大提高 。采用非 能动冷 却技 术 ， 一 旦核 电厂在发 生失 水事 故 （ Ｏ Ａ） 系 统 的堆芯 补 Ｌ Ｃ ，
ｓｚ ｉｅ， ｆ ｉｕ ｅｏｆＡ ＤＳ ａ ｄ ｐｏ ｅ ａｌ ｒ ｎ ｗ ｒｕｐｒ ｔ ａ ｅ ｏｎ ＳＢＩＯ ＣＡ ｌ ｏ ｈａ ｅ ｂｅ ｎ ａ ｌ ｚ ｄ． Ｉ ｓ ｆ ｎｄ ｔ ａ ｈ ｓ ｖ ｒｔ ａ ｓ ｖ ｅ ｎａ ｙ ｅ ｔ ｗａ ｏｕ ｈ ｔ ｔ ｅ ｅ ｅ ｉｙ ｏｆ
温度（ ） 功率分布 （ 、 包括 功率 峰值 因子 Ｆ 。和焓
升热管 因 子 Ｆ 、 压 器 压 力 和稳 压 器 水 位 等 。 ａ）稳
经 过 ２０Ｓ 态 运 行 后 ， 式 进 入 了 预 期 的状 态 ， ０ 稳 模 运
堆 芯 的节点划分对 包壳峰值温度 影响 比较 大 ，
Ｌ ＡＰ５ ｗｅ ｅ ｃ ｍｐ ｒ ｄ ｗｉｈ ｔ ｅ ｃ ｌ ｕ ａ ｉｎｓｆｏ Ｗ ｅ ｔ ｇ ｏ ｓ ｒ ｏ ａ ｅ ｔ ｈ ａｃ ｌ ｔ ｏ ｒ ｍ ｓ ｉ ｈ ｕ ｅ ＮＯＴＲＵＭ Ｐ ｃ ｄ ．Ｂｅ ｉ ｅ ，ｔ ｅ ｅ ｆｃ ｆｂ ｅ ｋ ｎ ｏ ｅ ｓｄ ｓ ｈ ｆｅ ｔｏ ｒ ａ
Ｓ ＯＣＡ ｌ ｉ ｃ ｅ ｓ ｔ ｈ ｒ ａ ｉｅ ｈ ａｌ ｒ ｆ ＢＬ ｗｉ ｎ ｒ ａ ｅ ｗｉｈ ｔ ｅｂ ｅ ｋ ｓｚ ，ｔ ｅ ｆ ｉ ｅｏ ｌ ｕ ＡＤＳ ｗｉ ｅ ｕ ｔｉ ａ ｅ ｃ ｒ ｎ ｏ ｅ ｙ ｂ ５ ０ ｓ ｃ ｌ ｒ ｓ ｌ ｎ ａ ｌｔ ｏ ｅ ｕ ｃ ｖ ｒ ｖ １ ０ ｅ — １ ７

RELAP5／MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究徐财红;史国宝【摘要】AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故（SBLOCA），缓解事故的理念是流动冷却。

RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA 研究，对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。

本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析，结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型，对其进行评估和改进。

为验证改进后的REL A P5/M OD3.3的适用性，以A P1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象，分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。

分析结果表明，改进后的REL A P5/M OD3.3的计算结果与试验数据符合较好。

%The passive core cooling system is used in AP 1000 to mitigate the small break loss of coolant accident (SBLOCA) .The RELAP5/MOD3.3 code is generally applicable to the traditional NPP SBLOCA research , but for the passive NPP SBLOCA , its applicability will need further study and evaluation . Based on the analysis of the important phenomenon of the SBLOCA of the passive NPP , the RELAP5/MOD3.3 code was assessed and modified . In order to verify the applicability of the modified RELAP5/MOD3.3 code ,the DBA-02 and NRC-05 cases of APEX-1000 which was the test facility for verifying AP1000 small break loss of coolant accident ,were simulated . It shows good agreement between the results of the modified RELAP5/MOD3.3 code and experiment data .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)002【总页数】7页(P291-297)【关键词】APEX-1000;非能动堆芯冷却系统;RELAP5/MOD3.3;小破口失水事故【作者】徐财红;史国宝【作者单位】上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TL333AP1000作为非能动第3代核电厂，其最重要的特征是采用非能动安全系统来缓解事故，与常规电厂相比，安全系统大为简化，电厂的安全性得到了提高。

和假设：1)气相比焓根据等压线下的饱和气比 焓计算；2)饱和气比焓在饱和线上采用理想气
体模型$饱和气比焓可按式(13)〜(15)计算$
hg = hg K cP(T 一 Ts)
(13)
hg = hg0 K cP(Ts 一 T0)
(14)
hg焓值作为参考焓值，
1.2气相铅铋物性模型
铅铋气相的物性尚未查到实验关系式，且铅
铋物性很高，一般不会达到沸腾的程度，气相也 不会参与计算，因此铅铋气相物性采用理想气体
模型，这样既可满足程序两流体方程的需要，又
可避免改变源代码结构,减少代码修改工作量$ 《铅与铅铋合金物性手册9(2007版)+,仅
给出1. 01X105 Pa下的铅铋合金标准汽化潜 热hg0$ RELAP5通过内能求解温度，为保证 温度和汽化潜热模型计算准确 ，采用以下简化
1液态铅铋合金模型
1.1液相铅铋物性模型
液相铅铋物性模型主要采用OECD/NEA 于2007年公布的《铅与铅铋合金物性手册》9，
包括密度、比定压热容、黏度、热导率、等压膨胀
系数、表面张力、声速$
密度卩为：
p — 11 096 — 1. 323 6T
(1)
式中0为流体温度,'$该公式在400〜1100 K
力学性质可知：
( )# s = 3 (#)t
⑼
式中:/为绝热指数；v为比体积:P为压力；下 标S和T分别表示等熵过程和等温过程$
对于铅铋合金流体3)1,因此：
(10)
式中:s为等熵压缩率；T为等温压缩率$ 焓和内能采用定义式计算：
h = jcPT
(11)
u = h 一 pv
(12)
式中：h为比焓;u为比内能$

relap5中文版本Relap5输入数据卡要求Relap5输入数据卡要求 (7)A-1 引言 (7)A-1.1 控制格式 (7)A-1.2 数据卡的编制 (7)A-1.3 题目卡 (7)A-1.4 注释卡 (7)A-1.5 数据卡 (8)A-1.6 继续卡 (8)A-1.7 终止卡 (9)A-1.8 序列展开格式 (9)A-1.9 上/下敏感性 (9)A-1.10 数据卡的要求 (9)A-1.11 输入错误扑捉 (9)A-2 各类控制卡片 (11)A-2.1 100卡片，问题类型和选择 (11)A-2.2 101卡，输入检查或运行选择 (11)A-2.3 102卡，单位选择 (11)A-2.4 103卡，再启动——输入文件控制卡 (12)A-2.5 104卡片，再启动——绘图文件控制卡 (12) A-2.6 105卡，CPU时间保留卡 (12)A-2.7 110卡，非凝结气体种类 (13)A-2.8 115卡，非凝结气体和金属种类质量份额 (13) A-2.8.1 Card 115，非凝结气初始质量份额 (13)A-2.8.2 Card 116，材料初始质量份额 (13)A-2.9 118卡，传热控制卡 (13)A-2.10 120-129卡，水力学系统控制卡 (13)A-2.11 140-147卡，自我初始化选择控制卡 (14)A-2.11.1 140卡，自我初始化控制卡 (14)A-2.11.2 141-142卡，自我初始化泵控制器和标识卡 (14)A-2.11.3 143-144卡，自我初始化蒸汽流动控制器标识卡 (14)A-2.11.4 145-146卡，自我初始化给水控制器标识卡 (15)A-2.11.5 147卡，压力和容积控制部件标识卡 (15)A-3 200-299卡时间步长控制卡 (16)A-3.1 200卡，初始时间值 (16)A-3.2 201-299卡，时间步长控制 (16)A-4 301-399卡片，小编辑要求 (17)A-4.1 常用量 (17)A-4.2 与部件有关的量 (17)A-4.3 与控制体有关的量 (18)A-4.4 与接管有关的量 (20)A-4.5 与热构件有关的量 (21)A-4.6 反应堆动力学量 (21)A-4.7 控制系统量 (21)A-4.8 扩大编辑绘图变量 (21)A-4.8.1 一般量 (22)A-4.8.2 与部件相关的量 (22)A-4.8.3 与控制体相关的量 (22)A-4.8.4 与接管相关的量 (23)A-4.8.5 与热构件相关的量 (24)A-4.8.6 与再淹没相关的量 (24)A-5 400-799卡片或20600000-206200000卡片 TRIP输入数据(25)A-5.1 400卡，TRIP取消卡 (25)A-5.3 401-599卡或20600010-20610000卡，变量TRIP卡 (25) A-5.4 601-799卡或20620010-20620006卡逻辑TRIP卡 (26) A-5.5 600卡，终止前进TRIP卡 (26)A-6 801-999卡交互式输入数据 (27)A-7 CCCXXNN卡，水动力学部件 (28)A-7.1 CCC0000卡，部件名和类型 (28)A-7.2 单一控制体部件 (28)A-7.2.1 CCC0101至CCC0109卡，单一控制体几何卡 (28)A-7.2.2 CCC0200卡，单一控制体初始条件 (29)A-7.3 时间相关控制体部件 (30)A-7.3.1 CCC0101N至CCC0109卡，时间相关控制体几何卡 (30) A-7.3.2 CCC0200卡，时间相关控制体数据控制字码 (30)A-7.3.3 CCC0201至CCC0299卡，时间相关控制体数据卡 (31) A-7.4 单一接管部件 (32)A-7.4.1 CCC0101至CCC0109卡，单一接管几何卡 (32)A-7.4.2 CCC110卡，单一接管直径及CCFL数据卡 (33)A-7.4.3 CCC0201 卡单一接管的初始条件 (33)A7.5 时间相关接管部件 (33)A-7.5.1 CCC0101 卡，时间相关接管几何卡 (33)A-7.5.2 CCC0200卡，时间相半接管控字码 (34)A-7.5.3 CCC0201至CCC0299卡，时间相关接管数据卡 (34)A-7.6 管型或环型部件 (34)A-7.6.1 CCC0001卡，管型或环型部件信息卡 (34)A-7.6.2 CCC0101至CCC01999卡，管型或环型控制体面积 (35) A-7.6.3 CCC0201至CCC02999卡，管型或环型接管流通面积(35)A-7.6.4 CCC0301至CCC03999卡，管型或环型控制体的长度(35)A-7.6.5 CCC0401 至CCC0499卡，管型或环形控制体的容积 (35) A-7.6.6 CCC0501至CCC0599卡，管型或环形控制体（水平）角(35)A-7.6.7 CCC0601至CCC0699卡，管型或环形控制体垂直角 (35) A-7.6.8 CCC0701至CCC0799卡，管型或环形控制体高度变化(35)A-7.6.9 CCC0801至CCC0899卡，管型或环形控制体摩擦系数(36)A-7.6.10 CCC0901至CCC0999卡，管型或环形控制体损失系数(36)A-7.6.11 CCC1001至CCC1099卡，管型或环形控制体控制标识(36)A-7.6.12 CCC1101至CCC1199卡，管型或环形接管控制标识(36)A-7.6.13 CCC1201至CCC1299卡，管型或环形控制体初始条件(37)A-7.6.14 CCC2001至CCC2099卡，管型或环形初始浓度 (38) A-7.6.15 CCC1300卡，管型或环形接管工况控制字码 (38)A-7.6.16 CCC1301至CCC1399卡，管型或环形接管初始条件(38)A-7.6.17 CCC1401至CCC1499卡，管型或环形接管直径和CCFL 数据卡 (38)A-7.7 分支、分离器，喷射混和器、透平或ECC混和器部件 (39) A-7.7.1 分支部件、分离器，喷射混和器、透平或ECC混和器信息卡 (40)A-7.7.2 CCC0101至CCC0109卡，分支分离器，喷射混合器，透平或ECC混合控制几何卡。

核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第28卷 第6期 2 0 0 7 年12月V ol. 28. No.6 Dec. 2 0 0 7文章编号：0258-0926(2007)06-0112-05用Simulink 扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能侯 东1，林 萌1，许志红1，杨燕华1，陈 智2（1. 上海交通大学核科学与工程学院，200240；2. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室，成都，610041）摘要：RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能，但是，由于该程序采用文本输入方式进行建模，编写复杂，可读性不强，不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。

而Simulink 程序采用图形化建模方式，能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。

因此，本文将RELAP5程序与Simulink 耦合，并利用Simulink 扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。

为了验证两程序耦合方法的准确性，将用Simulink 实现的控制与保护系统的仿真结果，与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比，结果表明二者符合较好。

关键词：Simulink 程序；RELAP5程序；程序耦合；核电站控制与保护系统；核电站仿真 中图分类号：TL364 文献标识码：A1 引 言为了实现对核电站运行工况的模拟，需要进行热力系统的热工水力计算和对控制与保护系统的模拟。

RELAP5程序是广泛使用于压水堆核电站的最佳热工水力估算程序，它本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能[1]。

但是，RELAP5程序是采用输入卡的语句形式，实现对控制与保护系统的仿真建模描述。

这种文本方式存在不够直观、出错率高和调试困难等缺点，难于完整地描述核电站控制和保护系统。

而Simulink 程序采用图形化模块编程的方式[2]，使最终模拟程序人-机界面与相应的控制与保护系统逻辑图表现形式一致，逻辑非常清晰直观； 同时，Simulink 程序提供了大量的常用控制系统功能模块，分析人员既可以直接使用也可以进行扩展，这使得实现一个大型、复杂的核电站控制与保护系统仿真变得十分快捷和高效。

3、基本数学模型及基本建模单元
3.1 数学模型 3.1.1 水力学模型（hydrodynamic models） 包括：场方程，状态关系式，基本组成模型，特 殊过程模型，组件模型等。 下面将描述各个模型的具体内容和特点。
3.1.1 水力学模型——场方程
场方程
基本微 分方程
微分方程 简化处理
分层流
3.1.2 热构件模型
热构件模型
网点和热物 边界上微分 确定具体边 热传导数值 性分布以及 方程的近似 方法 界条件 微分近似 最佳划分网 气隙传热模 “面－面” 孔方法 型 辐射模型
求解联立方 程
“金属－水” 2-D热传导 反应模型 再淹没模型
计算热流量 包层变形模型
3.1.3 TRIP SYSTEM
SNGLJUN
MTPLJUN
TMDPVOL
TMDPJUN
连接两个部件同时规定接管的边 界条件 模拟止回阀、触发阀、惯性阀、 马达阀、伺服阀和释放阀及其动 作，阀门是一种特殊的接管 模拟离心泵和其动作 模拟PWR安注箱，包括容器和波 动管
Transient Scenarios
3、基本数学模型及基本建模单元
• RELAP5/MOD3.2编码说明文件共分七卷： 第一卷：描述模型理论和相应的数值计算方法； 第二卷：详述代码的运用和输入数据准备； 第三卷：介绍评价该软件的实例，检验该模型； 第四卷：详细讨论RELAP5模型和关系式； 第五卷：介绍过去几年内发展状况，提供指导； 第六卷：介绍数值方法如何应用在RELAP5中； 第七卷：介绍独立的评估计算结果。
功能
规 程 制 定
审 评 计 算
对事 故减 缓措 施的 评价
操作 员规 程的 评价
实验 计划 的分 析

收 稿 日 期 ()()A)"A(*'修 回 日 期 ()()A*)A(G 基 金 项 目 科 技 部 重 点 研 发 计 划 "()*GJBb*G)*>))# " 通 信 作 者 王 成 龙
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基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证连强;田文喜;秋穗正;苏光辉【摘要】由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用.RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧.本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块.采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG 程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)006【总页数】7页(P1007-1013)【关键词】螺旋管蒸汽发生器;热工水力;模型开发;RELAP5;程序验证【作者】连强;田文喜;秋穗正;苏光辉【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院,陕西西安710049【正文语种】中文【中图分类】TL333螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)因具有较高的换热效率和紧凑的结构布置等优点，被广泛应用于一体化小型模块堆设计，如由国际联盟设计的IRIS(国际革新安全反应堆)、日本的MRX(Marine Reactor X)、韩国的SMART(System-integrated Modular Advanced Reactor)等。

基于 RELAP5的汽轮机仿真模型研究代守宝;彭敏俊;田兆斐;姜昊【摘要】建立了一个能准确反映级内部非等熵过程及动态运行特性的汽轮机模型，并将其加载到RELAP5程序中，完成RELAP5汽轮机模型的改进。

改进的汽轮机模型是基于级内蒸汽的流动和做功特点，充分考虑了汽轮机结构参数以及汽轮机湿蒸汽流的非平衡两相凝结而形成的凝结冲波现象的影响。

通过RELAP5程序内部耦合接口的建立和输入处理子程序的修改，实现了汽轮机模型的加载。

以秦山一期300 MW核电厂汽轮机部件为对象，分别利用原RELAP5汽轮机模型和改进的汽轮机模型对其进行稳态和动态的仿真计算和比较分析。

结果表明，改进的汽轮机模型能更准确地反映汽轮机动态运行特性。

%The turbine model which can represent accurately non-isentropic process in the stage of turbine and system dynamic characteristics was developed and added into RELAP5 code ,and the improvement of the turbine model of RELAP5 was implemen-ted .The improved turbine model is based on the characteristics of steam flow and work transfer in the stage of turbine and considers adequately the impact of internal configura-tion parameters and oblique shock which is developed by non-equilibrium condensation of wet steamin turbine .Through building internal coupling interface and the modifying input processing subroutines ,turbine model was developed as a part of RELAP5 hydro-dynamic model . Taking the turbine of Qinshan 300 MW Nuclear Power Plant as an example ,the simulation calculation and comparative analysis were performed for both stead and dynamic cases respectively by both the original and the modified turbine mod-els inRELAP5 code .The results show that the modified turbine model can represent more accurately the dynamic operation characteristics of the turbine .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(000)010【总页数】7页(P1799-1805)【关键词】汽轮机;仿真模型;RELAP5【作者】代守宝;彭敏俊;田兆斐;姜昊【作者单位】哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江哈尔滨 150001; 中国船舶重工集团公司第703研究所，黑龙江哈尔滨 150078;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨,150001;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨,150001;中国船舶重工集团公司第703研究所,黑龙江哈尔滨,150078【正文语种】中文【中图分类】TL333核动力装置二回路系统与反应堆一回路系统具有很大的耦合性，在分析系统运行安全性时须考虑二回路系统动态过程对反应堆的影响。

喷射器 （Jet Mixer）
泵 （Pump）
汽轮机 （Turbine）
阀
安注箱
应急堆芯冷却器
环路
（Valves） （Accumulator） （ECC Mixer） （Annulus）
3.1.2 热构件模型
• 热构件用于模拟计算固体材料与水力学控制体之间的 传热量，用于模拟核燃料、电加热板、蒸汽发生器U形 管、压力容器壁、堆内构件等，它可以是矩形、柱形 或球形；建模时，热构件排列方向与流体流动方向一 致，每个热构件有左右两个边界，热构件的每一个边 界最多能连接一个水力学控制体，而同一个水力学控 制体可以连接多个热构件。
RELAP5计算模型方法和实时性研究
2、功能 功能
• RELAP5是Idaho国家 工程实验室（INEL） 规 为核管会（NRC）开 程 发的轻水堆瞬态分析 制 程序，现已经成为核 定 电厂分析器的基础。
审 评 计
算
对事 故减 缓措 施的
评价
操作 员规 程的
评价
实验 计划 的分
析
•该计算软件和RETRAN几乎可以覆盖轻水堆核电 厂所有热工水力瞬变和事故谱。
• 1971年RELAP3(同上） • 1975年RELAP4 • 1980年RELAP4/MOD7 • 1995年RELAP5/MOD2、 RELAP5/MOD3.2 • 1997年SCDAP/RELAP5/MOD3.2 • 2002年RELAP5/MOD3.3
1、历史
• 2003年RELAP5-3D（Revision2.2） • 2005年RELAP5-3D（Revision2.3） • 至今：大型计算程序间的耦合研究
• 组成模型几乎涵盖两相流所有经试验验证的模型。 • 如下图所示。

Science &Technology Vision科技视界ESPRIT 台架启动试验RELAP5程序预先模拟研究李峰黄慧剑陈伟(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610213)【摘要】华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统（Passive Residual Removal System ，PRS 系统）。

为验证该非能动系统的可用性，开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究，试验台架为ESPRIT 。

本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT 台架进行建模。

针对启动试验工况进行预先计算分析，研究PRS 系统运行状态和主要现象，为启动试验提供参考。

【关键词】ESPRIT ；二次侧非能动余热排出系统；RELAP5华龙一号二次侧非能动余热排出系统（PRS 系统）利用放置在换热水箱内的热交换器，将蒸汽发生器二次侧产生的蒸汽冷却，进而将热量释放到换热水箱。

蒸汽冷却产生的凝水通过管道流回到蒸汽发生器。

蒸汽发生器吸收一回路冷却剂的热量产生蒸汽，再流入到热交换器中，这样就形成了两相自然循环流动。

该系统设计目标是实现停堆后能够长期排出堆芯余热和储热，保证反应堆处于安全状态。

为验证系统运行能力，建立了二次侧非能动余热排出系统试验台架ESPRIT 。

试验内容包括了稳态运行试验和启动试验。

在启动试验前，首先利用RELAP5程序对启动试验进行了预先计算研究，获得试验过程中的主要现象，为启动试验提供支持和参考。

1ESPRIT 台架ESPRIT 实验装置流程图见图1，该系统主要由蒸汽发生器模拟体（SG ）、蒸汽管道、蒸汽管道手动调节阀、蒸汽管道文丘里流量计、冷却器（EX ）、凝水管道、凝水管道手动调节阀、凝水管道快开（关）阀、凝水管道文丘里流量计、凝水管道阻力件、总给水管道手动调节阀、总给水流量计、1#应急补水箱模拟体、2#应急补水箱模拟体、补水箱模拟体下游快开（关）阀、补水箱模拟体支路流量计、补水箱模拟体支路手动调节阀、事故冷却水箱模拟体、蒸汽排放支路管道、蒸汽排放支路气动调节阀、蒸汽支路排放手动截止阀、大气旁路排放阀和安全阀等组成。