论文部分内容阅读
将堆芯子通道热工水力分析程序COBRA Ⅲ C／MIT-2的水物性、临界热流关系式、泡核沸腾起始点判断公式等加以修正或扩充，使之能用于低温低压下研究堆或实验堆的分析。利用改进的COBRA Ⅲ C／MIT-2，对日本板状元件高通量研究堆JRR-3M在不同基准流速下以及不同流道阻塞率下的热工水力特性进行了分析计算，所得结果与日本原子能研究院开发的热工水力分析软件COOLOD的相应预测结果符合良好。