对于密封的燃料棒，其热工限值主要是保证包壳的完整性。从理论上讲，这些限值需要从结构设计参数上来考虑。例如对于稳态和瞬态问题都需要考虑其强度和疲劳问题。然而，因为在动力堆辐照和热环境特性下，这些参数的行为非常复杂。正因为如此，动力堆的设计限值直接规定为一定的温度和热流密度，尽管从长期来看，设计限值还需要逐步向特定的结构设计方面转变。

表1-7　典型的热工设计限值

注：LOCA——失水事故；MDNBR——最小偏离核态沸腾比；MCPR——最小临界功率比；*——相应的最小临界热流密度比接近于1.9。

对于使用圆柱形金属包壳和二氧化物芯块的反应堆的设计限值总结于表1-7，其中示出了那些超过设计限值的破坏条件（包壳完整性破坏）。对于压水堆和沸水堆都有动力学稳定性极限。总的来讲，在目前反应堆的设计中有些限值并不是强制性的，这些限值在表1-7中并没有给出。因为轻水堆的固有特性，包壳温度限制在饱和温度以上很窄的范围内，因此就排除了需要限制包壳壁中心的温度。然而，在瞬态条件下对包壳的平均温度有很严格的限制，特别是在失水事故（LOCA）下。关于该事故有几个设计准则，主要的出发点是保证锆包壳温度低于1 200℃，防止严重的金属-水反应的发生。

对于不同的反应堆型式，其具体的设计限值又有所不同，并随着设计技术的进步而不断演化。例如，对于轻水堆，燃料中心的温度通常因为临界热流密度的原因而被自动限制。但自1980年代中期以来，随着LOCA分析方法的提高，因为LOCA而添加的限制已经不是一个决定性的问题。最终轻水堆的芯块和包壳之间的反应所导致的过量力学作用成为改变反应堆功率运行的限制条件，目前针对该问题开发的新燃料和包壳材料提高了该极限，并提高了其负荷跟随的能力。

临界热流密度（Critical Heat Flux，CHF）现象由两相冷却剂的传热能力突然下降所致。该热工限制条件可表达为压水堆的偏离核态沸腾（Departure of Nucleate Boiling，DNB）条件和沸水堆的临界功率条件。对于燃料棒来说，体积能量产生率q‴（r，z，t）是一个独立参数，在给定冷却剂体积温度Tb和热流密度下，降低表面传热能力会导致包壳温度上升，即

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式中，h为传热系数。从物理机制上看，该传热系数减小的原因是加热面上汽液两相流型变化。在典型压水堆的低空泡份额运行条件下，因为蒸汽层的存在，出现偏离核态沸腾（DNB）而导致包壳温度偏离。在典型的沸水堆运行条件的高空泡份额下，通常受冷却剂冷却的加热面因液膜蒸干（Dryout，D.O.）而导致过热。蒸干现象与蒸干点上游的热工水力条件相关的程度远高于蒸干点的当地条件。DNB是一个当地现象，而蒸干则是与上游条件相关的积分现象，因此关于DNB的关联式和图解曲线表达为热流密度比，而蒸干则表达为功率比。

该两种不同的临界热流密度的物理机制如图1-18所示。关于它们与运行工况条件相关的关联式则在后续章节会陆续涉及。因为这些参数因燃料长度的不同而不同，对于DNB或蒸干发生的限制条件和实际运行热流密度的裕量不同。对一个典型的DNB型的情况，该差异如图1-19所示。通过关联式预测的热流密度和实际运行热流密度的比值称为偏离核态沸腾比（DNBR）。该比值在燃料长度方向变化，在最高热流密度下游某个位置达到最小值。另一个表示方法为基于棒束平均条件，与发生干涸的沸水堆总功率有关。该表示方法表达为临界功率比（CPR）。该问题将在后面章节讨论。

临界条件限值根据相应比率的最小值确定，即MDNBR（Rmin）或MCPR（表1-7）。此外，在美国Brown’s Ferry一号机前，对沸水堆的限制仅针对运行瞬态，正如目前的压水堆那样，随后就应用于100%的功率条件。这些对沸水堆100%功率和压水堆112%超功率限制的裕量，可以作为给定轴向热流密度分布和冷却剂通道条件下的任何特定条件的限制。

对于钠冷快堆，目前要求钠的温度具有一定的过冷度，在瞬态条件下不能超过沸点温度。此外，还针对事故工况下确保在冷却剂排空时能妥善处理事故进行了大量的努力。因此，对于钠冷快堆的限值则着重于燃料和包壳的温度。目前，不允许发生燃料融化。然而，目前工作则着重放在了开发包壳强度判据，这些判据反映了不锈钢包壳工作在蠕变支配的条件下，即使没有发生包壳失效也可能存在某种程度的燃料中心融化的现象。

图1-18　压水堆和沸水堆的临界热流密度机制

图1-19　临界热流密度比定义