CNP1500核电站的DNBR与DNBR热工裕量分析  

作　　者：骆邦其 张国梁 

机构地区：[1]核安全与系统所研究员级高工 [2]广核集团技术中心工程师

出　　处：《核工程研究与设计》2005年第3期1-5,36,共6页Research & Design of Nuclear Engineering

摘　　要：通过使用FLICA—IV程序对CNP1500核电站进行具有包络性的DNBR与DNBR裕量分析。在稳态DNBR分析中，使用确定论的DNBR验收准则值，在失流和落棒事故分析中，使用全统计法的DNBR验收准则值。尽管在CNP1500核电站的稳态、失流和落棒事故分析中具有包络性的焓升因子值1．7被使用，但DNBR仍然满足验收准则的要求，说明CNP1500核电站的堆芯是安全的。除落棒事故的DNBR裕量不满足15％的热工裕量外，稳态和失流事故的DNBR热工裕量满足15％的URD要求。

关 键 词：CNP1500核电站 DNBR 热工裕量 FLICA—IV程序 临界热流密度 

分 类 号：TM623[电气工程—电力系统及自动化]