瞬态CHF实验、公式和程序评价  

作　　者：陈淑林[1] 新谷文将 岩村公道 

机构地区：[1]中国核动力研究设计院 [2]日本原子力研究所

出　　处：《国外核动力》2003年第5期23-34,共12页Foreign Nuclear Power

摘　　要：一般的CHF公式都是稳态或准稳态实验数据的产物，它们能否用于瞬态事故，需要仔细论证。本文基于一系列瞬态实验数据，对COBRA-IV-I子通道程序中的EPRI-Columbia、B&W-2两个公式及AECL-UOCHF表作了评价。除功率变化速率较大的瞬态外，三种方法计算预测的CHF与实验符合得较好。误差大约为±30％左右。其中EPRI-Columbia公式的误差相对较小。

关 键 词：CHF 压水堆 临界热通量 控制系统 安全管理 

分 类 号：TL421.1[核科学技术—核技术及应用] TL364