应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价

• 作者: 张昊 李美琳 杨燕华 林萌 龚湛
• 来源期刊: 核科学与工程
• 学科: 工学
• 关键词: 反应堆 热工水力安全分析程序 核态沸腾
• 年，卷（期）: 2015,（1）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 25-31
• 页数: 7页
• 分类号: TL331
• 字数: 4491字
• 语种: 中文

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 Schrock-Grossman2公式。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	杨燕华	上海交通大学核能科学与工程学院	143	867	14.0	19.0
2	林萌	上海交通大学核能科学与工程学院	38	218	9.0	12.0
3	李美琳	上海交通大学核能科学与工程学院	2	12	2.0	2.0
4	张昊	国家核电技术有限公司北京软件技术中心	2	4	1.0	2.0
5	龚湛	国家核电技术有限公司北京软件技术中心	1	4	1.0	1.0