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适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用
引用本文:刘伟,彭诗念,江光明,刘余.适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用[J].核动力工程,2019,40(1):8-11.
作者姓名:刘伟  彭诗念  江光明  刘余
作者单位: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,成都,610213;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,成都,610213;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,成都,610213;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,成都,610213
摘    要:以中国核动力研究设计院(NPIC)的棒束临界热流密度(CHF)实验数据为依据,基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH,采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法开发了适用于新型压水堆(PWR)燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明,采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。

关 键 词:压水堆(PWR)  燃料组件  临界热流密度(CHF)关系式  子通道分析

Development and Application of a New CHF Correlation for PWR Fuel Assembly
Liu Wei,Peng Shinian,Jiang Guangming,Liu Yu.Development and Application of a New CHF Correlation for PWR Fuel Assembly[J].Nuclear Power Engineering,2019,40(1):8-11.
Authors:Liu Wei  Peng Shinian  Jiang Guangming  Liu Yu
Affiliation:(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610213,China)
Abstract:Liu Wei;Peng Shinian;Jiang Guangming;Liu Yu(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610213,China)
Keywords:PWR  Fuel assembly  Critical Heat Flux (CHF)correlation  Sub-channel analysis
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