王凡

国核自仪系统工程有限公司，上海 200241

近年来，非能动设计理念已经开始应用到大型先进压水堆中，华龙一号(HPR1000)以及国和一号(CAP1400)均采用了非能动设计。发生严重事故时，该设计主要是通过实施反应堆压力容器外部冷却(external reactor vessel cooling，ERVC)达到熔融物堆内滞留(IVR)，保证放射性物质不释放到环境中。IVR-ERVC 实施过程中，能否顺利通过自然循环带走多余的衰变热是保障反应堆安全的核心要务。而自然循环措施成功实施的关键在于压力容器外部的热通量小于当地的临界热流密度(CHF)。

目前，国内外的学者已经对CHF 进行了大量的实验和理论研究，取得了大量的实验数据并且建立了相应的经验关系式。刘瑞兰等[1]对间隙1.0 mm 的环形狭缝中低质量流量下饱和沸腾强迫循环的换热特性进行了实验研究。杨震等[2]在微液层模型的基础上，利用气液守恒关系推导出两相边界层的初始厚度，选取最大夹带系数时的空泡份额对下封头饱和池式沸腾时的CHF 进行理论预测。周磊等[3]通过优化DRYOUT 模型中重要本构关系式组合，适当选取沉积率和夹带率公式得到适用于矩形窄缝通道的DRTOUT 模型。张亚培等[4]分析了倾角变化的矩形通道内CHF的特点，并建立了适用于矩形窄缝通道的CHF 理论模型，该模型考虑了倾角变化对CHF 的影响。封坤等[5]以气液两相逆向对流限制机理为基础，建立了球形窄缝通道的CHF 理论模型，并进一步分析了系统半径、熔融物半径和间隙尺寸等参数对CHF 的影响。陈薇等[6]建立了机理性试验平台对加热表面朝下倾斜矩形通道内的流量波动对CHF 的影响进行试验，总结出流量波动周期、振幅对CHF 的影响。……