| 应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价 |
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| 引用本文： | 李美琳,林萌,杨燕华,张昊,龚湛. 应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价[J]. 核科学与工程, 2015, 0(1) |
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| 作者姓名： | 李美琳 林萌 杨燕华 张昊 龚湛 |
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| 作者单位： | 1. 上海交通大学核能科学与工程学院,上海,200240
2. 国家核电技术有限公司北京软件技术中心,北京,100029 |
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| 基金项目： | 大型先进压水堆核电站重大专项;核电关键设计软件自主化技术研究;课题 |
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| 摘 要： | 本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性,为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见,研究表明高过热度工况最需进行实验验证,反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用Chen、Schrock-Grossman1、Wright和SchrockGrossman2公式。
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| 关 键 词： | 反应堆 热工水力安全分析程序 核态沸腾 |
Assessment of Nucleate Boiling Correlations Applied to Thermal-hydraulic Code of Reactor |
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| LI Mei-lin,LIN Meng,YANG Yan-hua,ZHANG Hao,GONG Zhan. Assessment of Nucleate Boiling Correlations Applied to Thermal-hydraulic Code of Reactor[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2015, 0(1) |
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| Authors: | LI Mei-lin LIN Meng YANG Yan-hua ZHANG Hao GONG Zhan |
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| Abstract: | |
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| Keywords: | reactor system thermal-hydraulic analysis codes nucleate boiling |
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