第7章核反應(yīng)堆熱工

1、第7章核反應(yīng)堆熱工一、反應(yīng)堆熱工分析的任務(wù) 反應(yīng)堆熱工分析是研究在反應(yīng)堆及其回路系統(tǒng)中冷卻劑的流動特性、熱量傳輸特性、燃料元件的傳熱特性的一門工程性很強的學(xué)科。其研究內(nèi)容涉及反應(yīng)堆的各種工況，以滿足動力堆安全、經(jīng)濟和實用。 反應(yīng)堆的堆型不同，它們的結(jié)構(gòu)形式、冷卻劑特性、運行參數(shù)和安全要求等方面也有很大差異。我們選擇壓水堆作為主要討論對象。二、反應(yīng)堆熱工分析的內(nèi)容1、堆芯材料和熱物性2、反應(yīng)堆的熱源3、穩(wěn)態(tài)熱工分析4、瞬態(tài)熱工分析1、堆芯材料和熱物性1.1、核燃料1.2、包殼材料1.3、冷卻劑1.4、慢化劑1.1、核燃料（1）核燃料： 裂變?nèi)剂希衡?35（自然界存在的唯一一種核燃料） 鈾233

2、钚239 轉(zhuǎn)換燃料：釷232 鈾238核燃料的形態(tài)： 固態(tài)：實際應(yīng)用的核燃料 液態(tài)：未達到工業(yè)應(yīng)用的程度1.1、核燃料（2）對固體核燃料的要求： 具有良好的輻照穩(wěn)定性，保證燃料元件在經(jīng)受深度燃耗后，尺寸和形狀的變化能保持在允許的范圍之內(nèi) 具有良好的熱物性（熔點高，熱導(dǎo)率大，熱膨脹系數(shù)?。?，使反應(yīng)堆能達到高的功率密度 在高溫下與包殼材料的相容性好 與冷卻劑接觸不產(chǎn)生強烈的化學(xué)腐蝕 工藝性能好，制造成本低，便于后處理1.1、核燃料（3）固體核燃料： 金屬鈾與鈾合金 特點：密度高、熱導(dǎo)率大、工藝性能好；輻照穩(wěn)定性差，有“腫脹”現(xiàn)象；不能在現(xiàn)在動力堆中使用。 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化物的

3、使用研究最多，輕水、重水、改進型氣冷、快堆等均使用燒結(jié)的氧化物圓柱小塊。高溫氣冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆顆粒在石墨基體中的彌散體。1.1、核燃料（4）固體核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化鈾：特點（5點內(nèi)容）（自修） 熱物性（熔點、密度、熱導(dǎo)率、比熱）（自修） 钚、鈾混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN 彌散體燃料 陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料的基體中。 基體材料：鋁、不銹鋼、鋯合金、石墨等 缺點：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾（加濃鈾）1.2、包殼材料（1）對包殼材料的要求： 具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。 具有良好

4、的導(dǎo)熱性能。 與核燃料的相容性要好，也就是說在燃料元件的工作狀態(tài)下，包殼與燃料的界面處不會發(fā)生使燃料元件性能變壞的物理作用和化學(xué)反應(yīng)。 具有良好的機械性能，即能夠提供合適的機械強度和韌性，使得在燃耗較深的條件下，仍能保持燃料元件的機械完整性。 應(yīng)有良好的抗腐蝕能力。 具有良好的輻照穩(wěn)定性。 容易加工成形，成本低廉，便于后處理。1.2、包殼材料（2）包殼材料： 鋯合金：特點、物性（自修） 不銹鋼和鎳基合金 水堆中應(yīng)用最普遍的是鋯2和鋯4合金 快堆中主要考慮高溫性能和抗輻照損傷性能，目前多采用奧氏體不銹鋼，有時也使用鎳基合金。 1.3、冷卻劑（1）對冷卻劑的要求： 中子吸收截面小，感生放射性弱。

5、具有良好的熱物性（比熱大、熱導(dǎo)率大、熔點低、沸點高，飽和蒸汽壓低等），以便從較小的傳熱面積帶走較多的熱量。 粘度低，密度高，使循環(huán)泵消耗的功率小。 與燃料和結(jié)構(gòu)材料相容性好。 良好的輻照穩(wěn)定性和熱穩(wěn)定性。 慢化能力與反應(yīng)堆類型相匹配。 成本低，使用方便，盡可能避免使用價格昂貴的材料。1.3、冷卻劑（2）常用冷卻劑： 水和重水：水作為冷卻劑和慢化劑主要應(yīng)用于輕水堆。 缺點：沸點低、存在沸騰臨界、在高溫下有腐蝕作用。 重水慢化堆采用重水作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃縮度。缺點是價格昂貴。 鈉：鈉作為冷卻劑主要應(yīng)用于快中子堆。 缺點：鈉水劇烈反應(yīng)、溫度梯度質(zhì)量遷移、金屬的擴散

6、結(jié)合、存在由反應(yīng)性正空泡效應(yīng)引起的控制和安全問題。 氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應(yīng)用于氣冷堆。 缺點：因運行壓力和流量大而消耗功率大、價格昂貴、泄漏問題。1.4、慢化劑（1）對固體慢化劑的要求： 具有一定的結(jié)構(gòu)強度 良好的導(dǎo)熱性能 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性 與冷卻劑相容 原子密度高 便于加工，成本低廉可用的固體慢化劑： 可用的固體慢化劑有石墨、鈹、氧化鈹和氧化鋯1.4、慢化劑（2）對液體慢化劑的要求： 熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低 良好的傳熱性能 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性 原子密度高 不腐蝕結(jié)構(gòu)材料常用液體慢化劑： 常用的液體慢化劑有水和重水2、反應(yīng)堆的熱源2.1、裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布

7、2.2、影響堆芯功率分布的因素2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布2.4、核熱管因子2.5、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中的熱源及分布2.1、裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布2.1.1、裂變能（1）2.1.1、裂變能（2）2.1.2、裂變能在堆芯內(nèi)的分布（1）2.1.2、裂變能在堆芯內(nèi)的分布（2）2.1.2、裂變能在堆芯內(nèi)的分布（3）2.2、影響堆芯功率分布的因素2.2.1、燃料布置對功率分布的影響2.2.2、控制棒對功率分布的影響（1）2.2.2、控制棒對功率分布的影響（2）2.2.3、水隙及空泡對功率分布的影響2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布（1）2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布（2）2.4、核熱管因子（1）熱管和熱

8、點的概念2.4、核熱管因子（2）熱管因子： 為了衡量各有關(guān)的熱工參數(shù)的最大值偏離平均值（或名義值）的程度，引入一個修正因子，這個修正因子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關(guān)的熱工（或物理）參數(shù)的最大值與平均值的比值來表示的。熱管因子的分類： 一般把熱管因子分為兩大類：一類是核熱管因子；一類是工程熱管因子。 2.4、核熱管因子（3）核熱管因子的定義：2.4、核熱管因子（4）2.5、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料 中的熱源及分布控制棒中的熱源及其分布（自修）慢化劑中的熱源及其分布（自修）結(jié)構(gòu)材料中的熱源及其分布（自修）3、穩(wěn)態(tài)熱工分析3.1、傳熱分析3.2、水力分析3.3、熱工設(shè)計原理3.4、幾個重要概念

9、3.1、傳熱分析3.1.1、反應(yīng)堆內(nèi)熱量的輸出過程3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.3、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料的傳熱計算3.1.4、泊松方程的數(shù)值解法（自修）3.1.1、反應(yīng)堆內(nèi)熱量的輸出過程3.1.1.1、堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程3.1.1.3、堆內(nèi)的輸熱過程3.1.1.1、堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程燃料元件的導(dǎo)熱是指燃料芯塊內(nèi)產(chǎn)生的熱量通過熱傳導(dǎo)傳到燃料元件包殼外表面這樣一個過程。核燃料包殼熱量3.1.1.1、堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程（1）有內(nèi)熱源的情況3.1.1.1、堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程（2）無內(nèi)熱源的情況3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程放熱過程是燃料元件包殼表面與冷卻劑之間直接接觸時的熱交換，

10、即熱量由包殼的外表面?zhèn)鬟f給冷卻劑的過程。核燃料包殼冷卻劑熱量熱量3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程（1）3.1.1.2.1、強迫對流放熱3.1.1.2.2、自然對流放熱3.1.1.2.3、沸騰放熱（1）大容積沸騰：大氣壓下水的大容積沸騰曲線3.1.1.2.3、沸騰放熱（2）流動沸騰：流動沸騰的傳熱區(qū)域3.1.1.2.3、沸騰放熱（3）泡核沸騰：過冷沸騰中壁面溫度和流體溫度的分布3.1.1.2.3、沸騰放熱（4）過冷沸騰起始點的判據(jù)：沸騰臨界： “沸騰臨界”也稱為“燒毀”或“偏離泡核沸騰（DNB）”和“蒸干”；術(shù)語臨界熱流量（CHF）則用來描述上述工況下的熱流量值，以及確定在那一點最先發(fā)生上述工況。

11、“臨界熱流量”也稱為“臨界熱負荷”或“燒毀熱通量”。3.1.1.3、堆內(nèi)的輸熱過程3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.2.1、燃料元件的形式及其冷卻方式3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算3.1.2.3、積分熱導(dǎo)率的概念3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算沿燃料元件軸向的冷卻劑溫度分布（自修）包殼外表面溫度的計算（自修）包殼內(nèi)表面溫度的計算（自修）燃料芯塊表面溫度的計算（自修）燃料芯塊中心溫度的計算（自修）3.1.2.3、積分熱導(dǎo)率的概念 燃料芯塊的熱導(dǎo)率ku一般都與溫度有關(guān)。對于熱導(dǎo)率大的金屬燃料，采用算術(shù)平均溫度下的ku來計算燃料芯塊的溫度場，由

12、此引起的誤差不會太大，這在初步估算燃料芯塊的溫度場時是允許的。但對ku小的燃料，例如現(xiàn)代大型壓水堆常用的UO2燃料，不僅ku小且其值隨燃料的溫度變化較大，如果用算術(shù)平均溫度下的ku值計算燃料芯塊中心溫度，則將會帶來較大的誤差，因而必須考慮ku值隨燃料溫度的變化。但是ku隨溫度的變化往往不是線性關(guān)系，要直接用它進行計算比較麻煩，因而往往把ku對溫度t的積分作為一個整體看待，這樣比較簡便。這就是所謂積分熱導(dǎo)率的概念。 具體數(shù)學(xué)推導(dǎo)（自修）3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算板狀燃料元件的傳熱計算（自修）管狀燃料元件的傳熱計算（自修）3.1.3、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料 的傳熱計算固體慢化劑的傳熱計算

13、（自修） 最常用的固體慢化劑是石墨。例如，石墨氣冷堆、石墨水冷堆、石墨鈉冷堆等，均采用石墨作為慢化劑。結(jié)構(gòu)材料的傳熱計算（自修） 堆芯是一個強大的輻射源，它所放出的射線、中子流等，絕大部分為反射層、熱屏蔽、壓力殼（如果有的話）和生物屏蔽中的元素所吸收或減弱，最終轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮?；只有極少量的輻射線逸出堆外。因而，在這些反應(yīng)堆部件中也存在著冷卻問題。3.2、水力分析3.2.1、水力分析的任務(wù)3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降3.2.3、汽水兩相流動及其壓降3.2.4、自然循環(huán)計算3.2.5、通道斷裂時的臨界流3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配3.2.7、流動不穩(wěn)定性3.2.1、水力分析的任務(wù)任務(wù)： 弄清楚

14、與堆內(nèi)冷卻流動劑有關(guān)的流體力學(xué)方面的問題。穩(wěn)態(tài)工況水力計算的內(nèi)容： 計算冷卻劑的流動壓降，以便確定：堆芯各冷卻劑通道內(nèi)的流量；合理的堆芯冷卻劑流量和合理的一回路管道、部件的尺寸以及冷卻劑循環(huán)泵所需要的功率。 對于采用自然循環(huán)冷卻的反應(yīng)堆（如沸水堆），或利用自然循環(huán)輸出停堆后的衰變熱，需要通過水力計算確定在一定的反應(yīng)堆功率下的自然循環(huán)水流量，配合傳熱計算，定出堆的自然循環(huán)能力。 對于存在汽水兩相流的裝置，象沸水堆或蒸汽發(fā)生器，要分析其系統(tǒng)內(nèi)的流動穩(wěn)定性。3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降沿等截面直通道的流動壓降 提升壓降： 摩擦壓降： 等溫流動的摩擦系數(shù) 非等溫流動的摩擦系數(shù) 通道進出口長度對摩擦

15、系數(shù)的影響 加速壓降：局部壓降 截面突然擴大： 截面突然縮?。?彎管、接管與閥門： 燃料組件定位件：3.2.3、汽水兩相流動及其壓降沸騰段長度和流型含汽量、空泡份額和滑速比 含汽量： 靜態(tài)含汽量，蒸汽的質(zhì)量與汽液混合物總質(zhì)量的比值 真實含汽量，蒸汽的質(zhì)量流量與汽液混合物總質(zhì)量流量的比值 平衡態(tài)含汽量，混合物焓與液體飽和焓的差和汽化潛熱的比值 空泡份額：蒸汽的體積與汽液混合物總體積的比值 滑速比：蒸汽平均速度與液體平均速度的比值 含汽量、空泡份額和滑速比間的關(guān)系： （自修） 空泡份額、含汽量的計算： （自修）3.2.3、汽水兩相流動及其壓降（1）壓降計算 沿等截面直通道的流動壓降 一維穩(wěn)態(tài)兩相流

16、動量方程： （自修） 均勻流模型：汽相和液相的流速相等 兩相間處于熱力學(xué)平衡狀態(tài) 使用合理確定的單相摩擦系數(shù) 分離流模型：汽相和液相的流速各自保持不變，但不相等 兩相間處于熱力學(xué)平衡狀態(tài) 應(yīng)用經(jīng)驗關(guān)系式或簡化的概念尋求兩相流摩擦壓 降倍數(shù)和空泡份額與獨立流動變量之間的關(guān)系式 局部壓降 截面突然擴大；截面突然縮??；孔板3.2.3、汽水兩相流動及其壓降（2）一回路內(nèi)的流動壓降 在反應(yīng)堆的熱工水力分析中，除了需要計算系統(tǒng)中各點的冷卻劑的壓力數(shù)值外，往往還需要知道冷卻劑在反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)內(nèi)循環(huán)流動時的總壓降。例如在計算冷卻劑循環(huán)泵所消耗的功率，以及確定堆的自然循環(huán)能力時都需要總壓降的數(shù)值。 計算反應(yīng)堆

17、回路的總壓降通常采取的步驟是，首先根據(jù)流體在回路中的受熱情況（加熱、冷卻、等溫）把回路劃分為若干段，算出每一段內(nèi)的各種壓降之和，然后再把各段的壓降相加，即得到整個回路的總壓降。3.2.4、自然循環(huán)計算自然循環(huán)的基本概念 自然循環(huán)是指在閉合回路內(nèi)依靠熱段（向上流）和冷段（向下流）中的流體密度差所產(chǎn)生的驅(qū)動壓頭來實現(xiàn)的流動循環(huán)。3.2.4、自然循環(huán)計算（1）自然循環(huán)水流量的確定 自然循環(huán)水力計算的目的就是在給定的反應(yīng)堆功率和已定的堆芯結(jié)構(gòu)下，求解反應(yīng)堆系統(tǒng)的自然循環(huán)水流量。至于求得的流量是否滿足反應(yīng)堆熱工設(shè)計準則的要求，則需要通過堆芯傳熱計算才能確定。如果不能滿足準則要求，則在調(diào)整反應(yīng)堆熱工參數(shù)或

18、修改堆芯結(jié)構(gòu)的基礎(chǔ)上重新計算水流量。其求解方法有差分法和圖解法兩種。3.2.5、通道斷裂時的臨界流任一流動系統(tǒng)的放空流率，取決于流體從出口（或破口）流出的速率即質(zhì)量流量。當流體自系統(tǒng)中流出的速率不再受下游壓力下降的影響時，這種流動就稱為臨界流或阻塞流，對于單相流也稱聲速流。3.2.5、通道斷裂時的臨界流（1）單相臨界流3.2.5、通道斷裂時的臨界流（2）兩相臨界流 兩相臨界流是比單相臨界流更為復(fù)雜的流動。這是因為在汽液兩相系統(tǒng)中，流體的壓力沿通道下降的同時，還將伴隨發(fā)生相間的質(zhì)量、動量和能量的交換。液相部分的擴容汽化，從而導(dǎo)致含汽量的不斷變化，繼而出現(xiàn)不同的流型。特別是當快速膨脹時還會出現(xiàn)相間

19、的不平衡。這些因素的存在，都大大增加了研究兩相臨界流的困難。 長通道中的臨界流： （自修） 短通道中的臨界流： 孔板 （自修） 短通道（自修）3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配為了在安全可靠的前提下盡量提高反應(yīng)堆的輸出功率，進行熱工分析之前，必須預(yù)先知道堆芯熱源的空間分布和在各個冷卻劑通道內(nèi)的冷卻劑流量。壓水堆堆芯流量分配的計算 質(zhì)量守恒方程 動量守恒方程 熱量守恒方程3.2.7、流動不穩(wěn)定性定義：在一個質(zhì)量流速、壓降和空泡之間存在著熱力流體動力學(xué)聯(lián)系的兩相系統(tǒng)中，流體受到一個微小的擾動后所發(fā)生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變振幅進行的流量振蕩。流動不穩(wěn)定性： 水動力不穩(wěn)定性或Ledine

20、gg不穩(wěn)定性（比較常見） 并聯(lián)通道的管間脈動（比較常見） 流型不穩(wěn)定性 動力學(xué)不穩(wěn)定性（密度波不穩(wěn)定性） 熱振蕩（聲速不穩(wěn)定性）3.2.7、流動不穩(wěn)定性（1）在反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器以及其他存在兩相流的設(shè)備中一般都不允許出現(xiàn)流動不穩(wěn)定性。其主要原因如下： 流動振蕩會使部件產(chǎn)生有害的機械振動，而持續(xù)的流動振蕩會導(dǎo)致部件的疲勞損壞； 流動振蕩會干擾控制系統(tǒng)，在冷卻劑同時兼作慢化劑（例如水）的反應(yīng)堆中，這個問題尤其嚴重； 流動振蕩會使部件的局部應(yīng)力產(chǎn)生周期性變化，從而導(dǎo)致部件的熱疲勞損壞； 流動振蕩會使系統(tǒng)內(nèi)的傳熱性能變壞，使臨界熱流量大幅度下降，造成沸騰臨界過早出現(xiàn)。實驗證明，當出現(xiàn)流動振蕩時，臨界熱

21、流量的數(shù)值會降低40之多。3.3、熱工設(shè)計原理熱工設(shè)計的目標： 既安全可靠而又經(jīng)濟的堆芯輸熱系統(tǒng)熱工設(shè)計涉及面廣： 堆物理設(shè)計 元件設(shè)計（燃料元件） 結(jié)構(gòu)設(shè)計 控制系統(tǒng)設(shè)計 一回路系統(tǒng)設(shè)計 二回路系統(tǒng)設(shè)計3.3、熱工設(shè)計原理（1）熱工設(shè)計的前提條件： （需要與各有關(guān)專業(yè)共同討論）A、根據(jù)所設(shè)計的堆用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）選定堆型，確定所用的核燃料、慢化劑、冷卻劑和結(jié)構(gòu)材料等的種類。B、反應(yīng)堆的熱功率、堆芯功率分布不均勻系數(shù)和水鈾比允許的變化范圍。C、燃料元件的形狀、它在堆芯內(nèi)的布置方式以及柵距允許變化的范圍。D、二回路對一回路冷卻劑熱工參數(shù)的要求。E、冷卻劑流過堆芯的流程以及堆芯

22、出口處冷卻劑流量的分配情況。3.3、熱工設(shè)計原理（2）熱工設(shè)計的任務(wù)： 設(shè)計燃料組件 設(shè)計總傳熱面積 設(shè)計冷卻劑：溫度分布；壓力分布；流速分布。熱工設(shè)計的過程： 方案設(shè)計 初步設(shè)計 施工設(shè)計3.3、熱工設(shè)計原理（3）壓水堆熱工設(shè)計準則：3.4、幾個重要概念3.4.1、熱管因子及熱點因子3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR3.4.3、單通道模型3.4.4、子通道模型3.4.1、熱管因子及熱點因子熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑通道熱點：燃料元件表面熱流量最大的點認為：熱點位于熱管內(nèi)熱管和熱點分析模型（單通道模型） 只要保證熱管的安全，而無需再繁瑣地計算堆內(nèi)其余元件和冷卻劑通道的熱工參數(shù)，就能保證堆

23、芯其余燃料元件的安全了，在反應(yīng)堆發(fā)展的早期，堆熱工設(shè)計采用熱管和熱點分析模型。子通道分析模型（可以確定出真正的熱管和熱點） 近年來隨著堆的設(shè)計、建造和運行經(jīng)驗的積累、計算模型的發(fā)展、實驗技術(shù)的提高和測量儀表的改進，提高計算可以得到真正的熱管所在的位置及其熱工參數(shù)；也可以得到燃料元件最高中心溫度和最高表面溫度的數(shù)值及其所在的位置。3.4.1、熱管因子及熱點因子（1）3.4.1、熱管因子及熱點因子（2）3.4.1、熱管因子及熱點因子（3）工程熱管因子及工程熱點因子的計算 乘積法（偏安全的方法）（自修） 混合法（自修）3.4.1、熱管因子及熱點因子（4）降低熱管因子和熱點因子的途經(jīng) 核熱管因子和熱點

24、因子： 沿堆芯徑向裝載不同濃縮度的核燃料 在堆芯周圍設(shè)置反射層 在堆芯徑向不同位置上插上一定數(shù)量的控制棒和可燃毒物棒 加硼水 工程熱管因子和熱點因子： 合理確定有關(guān)部件的加工及安裝誤差 精細進行結(jié)構(gòu)設(shè)計和堆本體水力模擬實驗，改善腔室冷卻劑流量分配 加強相鄰燃料元件冷卻劑通道間的流體橫向交混3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR在壓水堆的熱工設(shè)計中，不但允許堆芯冷卻劑發(fā)生過冷沸騰，而且還允許在少量冷卻劑通道中發(fā)生飽和沸騰，其目的在于在一定的系統(tǒng)壓力下，提高堆芯出口處的冷卻劑溫度，從而改善整個核電站的熱效率。但是，由于沸騰時汽泡的存在，燃料元件表面與冷卻劑間的放熱強度并不隨汽泡的增加而單調(diào)上升，有時可能發(fā)生燃料元件表面的沸騰臨界，此時燃料元件表面與冷卻劑間的傳熱急劇惡化，導(dǎo)致燃料元件包殼燒毀。因此對于水堆中的沸騰工況進行研究極為重要。3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR（1）典型的臨界熱流量公式 W3公式（自修） W2公式（自修） B&W公式（自修）影響臨界熱流量的因素 水的質(zhì)量流速 進口處水的過冷度 工作壓力 冷卻劑焓 通道進口段長度 加熱表面粗糙度 3.4.2、臨界熱流