NB/T 20537-2018.Critical heat flux experiment requirements for fuel assemblies of PWR nuclear power plants.
1范围
NB/T 20537规定了压水堆核电厂燃料组件临界热流密度实验的- - 般要求、实验工况预算、实验段设计、实验装置、实验方法、实验数据分析与结果评定、实验报告、质量保证要求等内容。
NB/T 20537适用于压水堆核电厂燃料组件临界热流密度实验。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
NB/T42023试验数据的测量不确定度处理
3术语与定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1临界热流密度critical heat flux
沸腾状态由泡核态向膜态转变,换热机理发生质的改变,沸腾换热热流密度达到最高值时，称为偏离沸腾临界点(DNB) ;整个冷却剂通道内缺乏液体，因而加热表面附近也缺乏液体时的沸腾，称为干涸(Dryout) ，DNB型和Dryout型沸腾临界时的热流密度极大值统称为临界热流密度。
3.2局部含汽率local quality
局部流场汽液两相混合物中汽相的质量流量份额。
3.3临界功率critical power
发生临界现象时实验段加热功率。
3.4实验段test section
用于模拟燃料组件工作环境状态的实验模拟体。
NB/T 20537-2018 压水堆核电厂燃料组件临界热流密度实验要求
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