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摘要:
为衡量压水堆偏离泡核沸腾的程度,已通过试验开发了专门的临界热流密度关系式来与堆芯实际热流密度测量后计算值进行比较,得到堆芯的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR),这些关系式或实验数据已被植入系统分析程序用于设计和瞬态分析。本文基于OECD压水堆燃料组件临界热流密度实验数据,采用不同建模方法研究了系统分析程序RELAP5计算MDNBR的保守性,并与子通道分析程序FLICAIII-F进行了比较。结果表明:系统分析建模方法影响结果的保守性,采用平均通道法并不一定保守,采用平均通道和热通道结合的方法可以较为全面反映出燃料组件平均通道特性和热通道特性且计算结果偏保守,采用多通道分析方法相对较为保守但受限于计算资源能力;在进行系统安全分析且需要确定堆芯MDNBR时,堆芯模拟应考虑采用平均通道和热通道相结合的分析方法来获取MDNBR,同时应以系统分析程序计算结果作为参考性输入条件,采用专用的子通道分析程序进行更为现实和准确的MDNBR计算。
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文献信息
篇名 系统分析程序预测MDNBR的保守性研究
来源期刊 核科学与技术 学科 工学
关键词 MDNBR RELAP5程序 FLICAIII-F程序 保守性
年,卷(期) 2016,(2) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 25-32
页数 8页 分类号 TL3
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研究主题发展历程
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MDNBR
RELAP5程序
FLICAIII-F程序
保守性
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核科学与技术
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2332-7111
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