摘要：以中国核动力研究设计院(NPIC)的棒束临界热流密度(CHF)实验数据为依据,基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH,采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法开发了适用于新型压水堆(PWR)燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明,采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。

注：因版权方要求，不能公开全文，如需全文，请咨询杂志社