现有的DNB经验关系式是基于多棒束试验基础上得出的。考虑到包括轴向和径向功率峰因子、棒束功率、入口质量流速、入口温度、压力、棒束和格架的几何形状、格架位置和DNB位置等影响因素。将这些参数输入子通道分析程序中，用于确定发生DNB位置的局部条件（质量流速、焓、压力、干度、空泡份额）。这些量与已知的DNB热流密度一起，以及所提出的DNB关系式的函数形式，被用来评估关系式参数。适当的关系式常数通常由回归分析确定。然后，通过将计算的子通道条件代入关系式，将计算的DNB热流密度除以实验测量的热流密度，将得到每个数据点的DNBR值。对收集的DNBR值进行统计分析，以确定DNBR的平均值μ（R）和标准差s。

现代反应堆的设计要求设置最小允许的DNBR值Rmin，要求在R>Rmin时，有95%的概率不会出现DNB现象。为了建立这个准则，我们需要一个符合DNBR数据特性的概率分布函数。目前主要的关系式都是从满足倒正态分布的数据中得到的。因此，正态分布1/Rmin的公差极限为

式中 （1/R）——（1/R）的平均值；

s——（1/R）数据的标准差；(www.daowen.com)

k——在95%置信度下概率为95%的置信参数，则最小DNBR为对于大样本数，k值接近于1.645时能保证单边95%的概率。Rmin的值随关系式的变化很大。对于W-3公式，Rmin=1.3；而对于WRB-1公式，则为Rmin=1.17。

如果一个反应堆在DNBR为1.17下运行，这并不一定意味着在DNB实际发生之前，功率可以增加17%。因为随着功率增加，局部焓和干度也随之增加，从而降低了大多数关系式（如W-3或WRB-l公式）所预测的临界热流密度。因此，临界功率比（CPR）将小于DNBR。然而，对于DNB公式来说，例如EPRI关系式[式（4-93）]，情况并非如此，其分母形式为[C+（xcxin）/q″]，其中q″是测量的热流密度。该关系式表明DNBR几乎随功率水平不变。因此，要求WRB-1关系式的最小DNBR为1.17，这意味着最小CPR为1.07，因此，DNB关系式不确定度的允许值仅要求功率低于DNB功率的7%即可。然而，式（4-93）为1.17的DNBR意味着CPR=1.17，因此，DNB关系式不确定度的允许值要求功率至少比DNB时的功率低17%。在假设的条件下，WRB-1提供了更大的运行安全裕度。因此，最好使用CPR统计来比较各种关系式的准确性。然而，使用DNBR值进行核电厂安全评估要方便得多，因为这些值是在反应堆功率下确定的，而CPR计算需要获得临界功率水平。