臨界熱流密度

在對流沸騰中，主要有兩種類型的臨界熱流密度：偏離核態沸騰和乾涸。在壓水堆核動力裝置穩態熱工設計中，通常只遇到過冷沸騰和低含汽量的飽和沸騰，因此偏離核態沸騰熱流密度尤其重要。

偏離核態沸騰機理模型主要包括三種類型：(a)當發熱元件壁面上形成一大蒸汽泡時，其底部薄層液膜不斷蒸發，形成幹斑，導致發熱元件壁面傳熱惡化；(b)當發熱元件壁面上的汽泡層增厚到足以阻礙液體潤濕壁面時，蒸汽將無法逸出而形成汽殼，堵塞了液體流道，導致發熱元件壁面發生過熱；(c)在高熱流密度下，汽塊與發熱元件壁面之間的液膜蒸發速度大於液體潤濕壁面速度時，導致發熱元件壁面異常過熱而乾涸。由於臨界熱流密度機理及其現象太複雜，通常採用試驗研究的方法，得到臨界熱流密度關係式。根據臨界熱流密度試驗目的及其內容，按相似準則要求設計試驗段，研究系統壓力、質量流速、臨界點含汽量、結構參數等因素對臨界熱流密度的影響。

在臨界熱流密度試驗過程中，臨界判斷一般採用加熱元件壁温判斷，其判據有兩條：一是加熱元件壁温躍升速率達到或超過某一定值；二是加熱元件壁温達到或超過最高温度限值。臨界熱流密度試驗數據分析要求給出95%的置信度上，至少95%的概率不發生臨界沸騰的臨界熱流密度比。

對均勻加熱試驗段，一般採用局部平均參數法處理臨界熱流密度試驗數據；對非均勻加熱試驗段，一般採用子通道分析法處理臨界熱流密度試驗數據。在核動力裝置安全評審中，臨界熱流密度是重要的限制性熱工水力參數，它的大小直接影響核動力裝置的安全性和經濟性。通過優化燃料組件結構，提高臨界熱流密度，使反應堆系統產生最大的熱功率，從而在保證核動力裝置工程設計安全可靠的基礎上，提高經濟性。