基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:wqcfirst
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式——ACC(ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率.
其他文献
在热流密度q=0~25 kW/m2、质量流速G=10~262 kg/(m2·s)及入口压力Pin=8~9 MPa的实验参数范围内,研究超临界压力CO2在螺旋管中上升流动的传热特性,分析质量流速、热流密度及
针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证.构建了核动力压水堆屏蔽模型,模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致.采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合
针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电
基于人因工程(HFE)的设计原则,以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析,得到不同层次的静态功能数据库,确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要
针对蒸汽发生器传热管破损事故后果严重,危冷系统投入对事故缓解能力认识不清的问题,为提高危冷系统对事故缓解能力的认识,增强传热管破损事故处置能力,利用MELCOR程序建立了
概率阈值法存在定位分支生成时间点不精确,建立的离散动态事件树具有较大时间不确定性等问题。针对概率阈值法存在的不足提出相应的改进措施——精确概率阈值法。通过分析动
介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性.在此基础上,选取对人员剂
根据福岛核事故经验,总结了未来堆芯捕集器的设计目标,提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案.梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水
使用理论分析与计算机模拟的方法对某在建M310核电厂中化学和容积控制系统(RCV)的限流孔板RCV001/002/003DI进行计算;分析原设计中存在的振动剧烈和噪音超标的问题,验证使用
Hot compression tests of low carbon steel were carried out on Gleeble-3500 system in the temperature range from 750 to 900 ℃ and in the strain rate range from