臨界熱通量亦稱 “臨界熱流密度”、“臨界比熱流量”或“臨界熱負荷”。指液體發生大容器沸騰時處於由泡核沸騰向膜態沸騰過渡的臨界點上的熱流密度。臨界熱通量的值不僅取決於液體的物理性質，而且還受沸騰壓力和加熱表面情況等因素的較大影響，常需通過專門的試驗確定。
基本介紹
- 中文名：臨界熱通量
- 外文名：critical heat flux
- 別稱：臨界熱流密度、臨界比熱流量
- 常用符號：qcr
- 單位：W/m2
- 學科：熱力學
簡介,類型,臨界判斷,
簡介
當熱流密度達到由核態沸騰轉變為膜態沸騰所對應的值時，加熱表面上的氣泡很多，以致使很多氣泡連成一片，覆蓋了部分加熱面。由於氣膜的傳熱係數低，加熱面的溫度會很快升高，而使加熱面燒毀。這一臨界對應點上的熱流密度即臨界熱通量，又稱為沸騰臨界點或臨界熱流密度CHF（Critical Heat Flux）。
臨界熱通量常用符號“qcr” 表示，單位為“W/m2”。其值不僅取決於液體的物理性質，而且還受沸騰壓力和加熱表面情況等因素的較大影響，常需通過專門的試驗確定。對於水在大氣壓力下所發生的大容器飽和沸騰而言，qcr的值大致為 (1.5～3)×106(W/m2)。熱流密度q一旦超過了臨界熱流密度，對流換熱熱阻就會隨之迅速增大，而加熱面壁溫則急劇升高，甚至有可能超過金屬材料的熔點而造成“燒毀” 設備的嚴重後果。因此，在鍋爐水冷壁、蒸汽發生器、沸水(反應)堆等熱力設備的設計和運行中，必須對熱負荷嚴加控制，使之總是小於臨界熱流密度，或在可能發生膜態沸騰的某些加熱部位採取一定的保護措施 (如在相關受熱面外側塗上一層低導熱性能的粗糙覆蓋材料等)，以確保加熱面能在泡核沸騰的條件下安全可靠地工作。
類型
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，形成乾斑，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。
臨界判斷
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溫判斷，其判據有兩條：一是加熱元件壁溫躍升速率達到或超過某一定值；二是加熱元件壁溫達到或超過最高溫度限值。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%的機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。通過最佳化燃料組件結構，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。
