一种压力容器外部冷却试验系统和方法

摘要

本发明公开了属于压力容器外部冷却技术领域的一种压力容器外部冷却试验系统和方法，该试验系统包括试验件，高温熔池，冷却水供水回路和蒸汽冷却回路，氮气源，以及相应的配电柜、仪控设备和数据采集设备。试验方法是先将高温熔池内金属熔化为液态，并在氮气压力下输送至试验件。试验件采用叶轮驱动电加热的液态金属在试验件内循环流动，利用液态金属模拟严重事故下堆内熔融物，将热量传递至试验件下封头，浸没在冷却水中的下封头外表面将发生沸腾换热。冷却水供水回路和蒸汽冷却回路保障试验所需的冷却水。本发明可开展下封头外侧结构表面和流道结构对压力容器外部冷却性能的影响，此工作的开展将有助于提高压力容器外部冷却的安全裕度。

说明书

技术领域

本发明属于压力容器外部冷却技术领域，特别涉及一种压力容器外部冷却试验系统和方法，具体说是在反应堆严重事故条件下的大型核电反应堆压力容器半球下封头外表面沸腾换热性能研究。

背景技术

大型核电反应堆在发生严重事故条件下，如果堆芯没有得到充分的冷却，堆芯产生的衰变热不断累积，最终到堆芯熔化。熔化后的熔融物将在重力作用下落入压力容器下腔室，并熔化下腔室内结构件形成熔融池。将熔融物冷却和持留在反应堆压力容器内是缓解事故的关键措施。在发生严重事故情况下，依靠非能动方式向反应堆堆坑内注水，使压力容器底部半球形封头淹没，在压力容器外部进行沸腾冷却，是缓解严重事故的一项重要措施。利用压力容器外侧水的沸腾换热和非能动自然循环流动，将半球形封头内熔融物的衰变热带走，从而保持压力容器的完整性，避免和延缓后续后果更为严重的事故进程的发生以及核泄漏造成的大量放射性物质向环境的释放。压力容器外部冷却技术的关键是保证压力容器半球形外表面的临界热流密度(Critical Heat Flux,CHF)高于熔融物热传导给下封头外表面的实际热流密度。因此，提高压力容器下封头外表面的临界热流密度日益成为压力容器外部冷却技术亟待解决的研究热点。随着核电站的大型化和高功率发展，严重事故条件下堆内熔融物的衰变热也相应增加，从而造成压力容器下封头外表面的实际热流密度随之增大。因此开发更高热流密度的压力容器外部冷却试验系统显得尤为迫切。

针对压力容器外部冷却技术，目前国内外都采用电加热器嵌入试验件内部提供热源来控制试验件表面的热流密度。美国西屋公司委托加州大学T.G.Theofanous教授开发了ULPU试验台，见文献(Theofanous T.G.,Tu J.P.,Salmassi T.,et al.Quantification of Limits to Coolability in ULPU-2000 Configuration IV.CRSS-02.05,2002)，ULPU试验台采用缩小比例的弧形切片来模拟半球形下封头外表面，电加热器嵌入弧形切片内，通过控制电加热器的功率进而控制弧形切片在倾角0°到倾角90°范围内的热流密度。半球形下封头外表面最低点定义为倾角0°。ULPU试验台的设计最高热流密度为2.4MW/m²，实验测量获得光表面倾角90°处的最高热流密度为1.8MW/m²。三维半球外表面的热流密度由于空间限制的原因，难以达到一维切片的热流密度。文献(Dizon>2。最近韩国的首尔大学Noh等搭建了CASA实验系统，CASA与SBLB同样采用电加热器内嵌在三维半球试验件内，其设计的最高热流密度为2.0MW/m²，见文献(Noh>2，详见文献(Zhong>

综上所述，现有的试验系统包括一维切片和缩小比例的三维半球试验件等，前者的热流密度能够达到2.4MW/m²，后者最高热流密度只能达到2.0MW/m²。随着核电站的高功率化，压力容器下封头外表面的热流密度越来越高，目前的技术研究路线包括开发沸腾换热性能更优越的结构表面和优化设计流道结构。结构表面能够通过增加换热面积、提高液体润湿性、改善汽泡脱离路径和冷却液体润湿路径；流道结构能够加快汽液两相流的流动速率，减小阻塞效应，从而促进CHF的提高。三维半球试验件相比一维切片试验件能够更真实的研究汽液两项流对CHF的影响，为更好的开发强化结构表面和流道结构对压力容器外部冷却性能的影响，迫切需要能够实现更高热流密度的三维半球试验系统。因此，针对这一背景，本发明提出了一种压力容器外部冷却试验系统，并给出了试验方法。

发明内容

本发明的目的是提出一种压力容器外部冷却试验系统和方法，其特征在于，所述压力容器外部冷却试验系统包含压力容器外部冷却试验件，用于存放和熔化低熔点金属的高温熔池，存放试验过程所需冷却水的试验水箱，试验件外侧的流道结构，氮气源，备用水箱、去离子水设备，空冷器、配电柜、仪表控制设备和数据采集设备；具体组成为试验件1外侧设置流道结构3，并放置在试验水箱2中，试验水箱2内布置有第二电加热器502，在试验水箱2上部和备用水箱6上部之间的旁通管道上安装有404阀门和第三流量计203，同时试验水箱2与氮气源5相连接，该连接管道上布置有407阀门、410阀门和第二压力传感器702；试验水箱2下部通过水泵301、第一流量计201和403阀门与备用水箱6下部连接；备用水箱6上部通过401阀门和去离子水设备7下部连接；备用水箱6顶部通过402阀门、第一温度传感器601与空冷器8连接；所述备用水箱6内安装有第一电加热器501和第二温度传感器602，备用水放净阀412；空冷器8再通过第二流量计202、405阀门与试验水箱2连接；试验水箱2底部安装有试验水放净阀411；试验件1顶部通过第一压力传感器701、406阀门与407阀门、410阀门的公共节点连接；试验件1顶部通过液态金属接管106、408阀门与高温熔池4及其内的液态金属输送管109相连，高温熔池4通过第三压力传感器703、409阀门与氮气源5相连接；高温熔池4内布置有第三电加热器503，高温熔池4安装有第四温度传感器604；在压力容器外部冷却试验系统外配置配电柜9、仪表控制设备10和数据采集设备11。

所述试验件1顶盖中央安装驱动电机101及其叶轮102，试验件1内腔内，围绕叶轮102固定内循环流道结构103，在内循环流道103与内壁之间，用于加热液态金属的电加热系统104固定在顶盖上，试验件1壳体105中间设置隔热层110，试验件1壳体105和压力容器下封头107通过试验件壳体连接件113和下封头连接件114的螺栓进行连接，两个连接件中间设置有凹台，并放置耐高温、不与液态金属反应的密封件115，连接件与试验件壳体105和下封头107通过焊接连接，为减少连接处的热损失，在连接件外侧覆盖耐高温的隔热水泥112，同时在水泥112外侧通过粘胶包裹耐高温防水隔热密封件116，进一步减少热损失；在驱动电机101周围布置的液态金属接管106和第一压力传感器701固定在顶盖上，液态金属接管106插入液态金属108内；多个第五温度传感器605在电加热系统104附近固定在顶盖上，并插入液态金属108内，插入深度不同，以测量试验件内不同高度位置的液态金属108的温度；第六温度传感器606、第七温度传感器607分别固定在压力容器下封头107的内壁和外壁；第六温度传感器606用于测量试验件压力容器下封头107内侧附近不同倾角处的液态金属温度，第七温度传感器607用于测量压力容器下封头外表面的壁温。

所述高温熔池4的体积容量必须大于试验件1内液态金属充满的体积容量，其两者容量比为(1.2:-1.5)：1。

所述压力容器下封头107为变厚度的封头，外表面为半径R的半球形，内表面为类球形；实际核反应堆在严重事故工况下的热流密度沿压力容器下封头从完全朝下即倾角0°到竖直即倾角90°逐渐增加，液态金属由于热导率高，近似认为液态金属沿着压力容器下封头温度变化很小，因此据此设计变厚度的压力容器下封头，倾角0°的厚度为δ₂，倾角90°的厚度为δ₁，根据热流密度的分布特性，δ₂>δ₁。

所述液态金属108为低熔点金属，同时具备热导率高、无毒性、不易挥发、不与试验件装置及测量设备反应的特点，选用的金属为钠、锡或锡铅镉合金等其他金属。

所述试验件外侧流道结构3在实际核反应堆内有两个主要功能：第一，当核电站正常运行时，流道结构又称为保温结构，用于减少核反应堆压力容器对外界的散热和核辐射；第二，在事故工况下，流道结构可以与压力容器外表面形成间隙流道，从而使得沸腾换热产生的气泡在间隙通道内形成两相流，间隙流道的存在能够促进两相流的流动，从而加速堆内熔融物热量的传递；冷却水从流道结构的底部流入，沸腾产生的蒸汽从顶部流出，之后，流入空冷器8内。

所述氮气源5为试验件1、试验水箱2和高温熔池4提供氮气，一则充当液态金属的保护气体，二则通过氮气控制各个设备内的压力，从而实现液态金属和冷却水的输送；当液态金属加热至400℃时，通过向高温熔池内注入氮气，通过氮气的压力将液态金属输送至试验件内。试验件1、试验水箱2和高温熔池4在各自的顶部都按照有排气阀，便于调节各个设备内部的压力，图中未标识排气阀。

所述备用水箱6内安装有第一电加热器501和第二温度传感器602，备用水放净阀412；第一电加热器501用于加热备用水箱6内的水，从而控制冷却水的温度。第二温度传感器602用于测量冷却水温度；备用水放净阀412用于排净备用水箱6内的水；备用水箱6与试验水箱2、空冷器8和去离子水设备7相连。备用水箱6与空冷器8相连的管道上安装有402阀门和第一温度传感器601。

所述去离子水设备7提供试验所需的纯净水，避免各地自来水中杂质对试验结果的影响，造成试验结果误差。

所述空冷器8，用于冷却试验件1中沸腾换热产生的蒸汽，空冷器的散热量必须大于试验件1中电加热器的总功率，保证试验件1在满功率运行时，也能将电加热器产生的热量传递至环境中。

所述配电柜9包括为试验系统所有设备的供电的配电柜、输电线缆、和电气设备等，配电的电源容量保证满足实验系统所有设备的用电需求。

所述仪表控制设备10包括为控制试验件1、试验水箱2、高温熔池4、备用水箱6、去离子水设备7、空冷器8，以及电加热器、温度计、压力变送器、流量计、阀门等设备所需要的机械部件和电气设备等。

所述数据采集设备11包括压力变送器、温度计、流量计、电流互感器、电压互感器、接线盒、采集卡、计算机等数据采集所必备的硬件和软件设备。

所述的一种压力容器外部冷却试验方法，试验开始前，先在高温熔池内采用电加热的方法熔化金属，并对液态金属接管进行预热，防止液态金属在接管内凝固，当液态金属达到400℃时，通过氮气将液态金属从高温熔池输送至试验件内，直至液态金属注入量达到预定容量，液态金属的注入量由温度计进行测量，在试验件内顶部不同高度布置温度计，当液态金属的液位达到某位置时，温度计的温度会骤升，从而判断液态金属的液位；之后，启动试验件内的电机，通过叶轮驱动液态金属在压力容器内循环流动；然后，向试验水箱内注入冷却水，开始进行压力容器外部冷却试验，当冷却水沸腾换热带走的热量和试验件内电加热所产生的热量相互平衡时，可认为试验达到稳态，记录相关数据；然后调节电加热器的功率，进行下一组工况的测量，直至测量完所有的工况，最后关闭试验件内的电加热器，等待试验件内液态金属温度降低至100℃后，关闭蒸汽冷却回路；在试验过程中，液态金属必须一直进行氮气保护，防止液态金属被氧化。

所述试验件内液态金属接管可延长至试验件的底部，从而可向试验件内注入氮气，同时对液态金属接管进行预热，从而将液态金属从试验件输送回高温熔池，如此可实现(试验件)压力容器下封头的更换，从而能够研究不同结构表面的沸腾换热性能。

和现有技术相比较，本发明具备如下有点：

(1)本发明解决了核电站严重事故工况下，压力容器下封头外表面热流密度偏低的问题，本发明采用电加热液态金属在压力容器内循环流动的方式开展试验，可以将液态金属的温度提高到足够高，从而满足压力容器外表面高热流密度的要求。

(2)本发明采用变厚度设计的压力容器下封头能够较好的模拟真实核反应堆严重事故工况下热流密度的分布。

(3)通过氮气可实现液态金属在试验件和高温熔池之间的输送，从而方便地更换试验件的下封头，进而研究不同结构表面的沸腾换热性能。

(4)压力容器下封头外表面能够达到很高的热流密度，可开展压力容器外表面两相流的试验研究，特别是可开展不同流道结构的试验研究。

附图说明

图1为第一实施例提供的一种压力容器外部冷却试验系统示意图。

图2为第一实施例提供的一种压力容器外部冷却试验件的示意图。

图3为第一实施例提供的下封头与试验件壳体连接方式示意图。

图4为第一实施例提供的一种变厚度设计的压力容器下封头示意图。

图5为第一实施例提供的一种变厚度设计的压力容器下封头外表面的热流密度分布与文献数据对比图。

图6为第二实施例提供的另一种压力容器外部冷却试验件的示意图。

图7为第三实施例提供的下封头为结构Ⅰ的压力容器外部冷却试验件的示意图。

图8为第三实施例提供的下封头为结构Ⅱ的压力容器外部冷却试验件的示意图。

图9为第三实施例提供的下封头为结构Ⅲ的压力容器外部冷却试验件的示意图。

图10为第三实施例提供的下封头为结构Ⅳ的压力容器外部冷却试验件的示意图。

图11为第三实施例提供的下封头为结构Ⅴ的压力容器外部冷却试验件的示意图。

具体实施方式

本发明提供了一种压力容器外部冷却试验系统和方法。

下面结合附图和实施例详细描述本发明

第一实施例

如图1所示，试验件1外侧设置流道结构3，并放置在试验水箱2中，试验水箱2内布置有第二电加热器502，在试验水箱2上部和备用水箱6上部之间的旁通管道上安装有404阀门和第三流量计203，同时试验水箱2与氮气源5相连接，该连接管道上布置有407阀门、410阀门和第二压力传感器702；试验水箱2下部通过水泵301、第一流量计201和403阀门与备用水箱6下部连接；备用水箱6上部通过401阀门和去离子水设备7下部连接；备用水箱6顶部通过402阀门、第一温度传感器601与空冷器8连接；空冷器8再通过第二流量计202、405阀门与试验水箱2连接；试验水箱2底部安装有试验水放净阀411；试验件1顶部通过第一压力传感器701、406阀门与407阀门、410阀门的公共节点连接；试验件1顶部通过液态金属接管106、408阀门与高温熔池4及其内的液态金属输送管109相连，高温熔池4通过第三压力传感器703、409阀门与氮气源5相连接；高温熔池4内布置有第三电加热器503，高温熔池4安装有第四温度传感器604；在压力容器外部冷却试验系统外配置配电柜9、仪表控制设备10和数据采集设备11；高温熔池4的体积容量必须大于试验件1内液态金属充满的体积容量，优选两者容量比为(1.2:-1.5)：1。

如图2所示，所述试验件1顶盖中央安装驱动电机101及其叶轮102，试验件1内腔内，围绕叶轮102固定内循环流道结构103，在内循环流道103与内壁之间，用于加热液态金属的电加热系统104固定在顶盖上，试验件1壳体105外侧设置隔热层110，在试验件1壳体105中间设置隔热层110，从而减少试验件1的散热损失；同时为保证液态金属对压力容器下封头内壁面有良好冲刷效果，在试验件1的内部流道结构103的底部设置了环形挡板，环形挡板的直径对液态金属的流场影响较大。如图3所示，试验件1壳体105和压力容器下封头107通过试验件壳体连接件113和下封头连接件114的螺栓进行连接，两个连接件中间设置有凹台，并放置耐高温、不与液态金属反应的密封件115，连接件与试验件壳体105和下封头107通过焊接连接，为减少连接处的热损失，在连接件外侧覆盖耐高温的隔热水泥112，同时在水泥外侧通过粘胶包裹耐高温防水隔热密封件116，进一步减少热损失；在驱动电机101周围布置的液态金属接管106和第一压力传感器701固定在顶盖上，其中液态金属接管106插入液态金属108内；多个第五温度传感器605在电加热系统104附近固定在顶盖上，并插入液态金属108内，插入深度不同，以测量试验件内不同高度位置的液态金属108的温度；第六温度传感器606、第七温度传感器607分别固定在压力容器下封107的内壁和外壁；试验件1浸没在试验水箱2内，压力容器下封头107外表面浸没在水中；第六温度传感器606用于测量试验件压力容器下封107内侧附近不同倾角处的液态金属温度，第七温度传感器607用于测量压力容器下封头外表面的壁温。压力容器下封头107外表面沸腾换热产生的蒸汽依次流过405阀门和第二流量计202，最后流入空冷器8内进行冷却，冷凝后的水依次流过第一温度传感器601和402阀门，重新流回备用水箱6内。在试验水箱2缺水时，可以通过给水泵301从备用水箱6内向试验水箱2内注水。在连接备用水箱6和试验水箱2的管道上安装有403阀门和第一流量计201，通过第一流量计可以测量流入试验水箱水2的流量，在自然循环工况下，同样可以依靠第一流量计201测量水的流量。另外，试验水箱2和备用水箱6之间还设有旁通管道，旁通管道上安装有404阀门和第三流量计203，便于调节试验水箱内的水位和试验所需的冷却水流量。

所述液态金属108由电加热系统104加热呈液态，在驱动电机101和叶轮102的驱动下在压力容器(试验件1)内部循环流动，并被电加热系统104加热，同时将热量传递给压力容器下封头107，压力容器下封头107外表面通过沸腾的方式传递给冷却水；沸腾换热产生的蒸汽流入空冷器8中进行冷却，冷凝后的水回流至备用水箱6内。所述试验件外侧流道结构3在实际核反应堆内有两个主要功能：第一，当核电站正常运行时，流道结构又称为保温结构，用于减少核反应堆压力容器对外界的散热和核辐射；第二，在事故工况下，流道结构可以与压力容器外表面形成间隙流道，从而使得沸腾换热产生的气泡在间隙通道内形成两相流，间隙流道的存在能够促进两相流的流动，从而加速堆内熔融物热量的传递；冷却水从流道结构的底部流入，沸腾产生的蒸汽从顶部流出，之后，流入空冷器8内。

如图4、图5所示，所述压力容器下封头107为变厚度的封头，外表面为半径R的半球形，内表面为类球形；实际核反应堆在严重事故工况下的热流密度沿压力容器下封头从完全朝下即倾角0°到竖直即倾角90°逐渐增加，液态金属由于热导率高，近似认为液态金属沿着压力容器下封头温度变化很小，因此据此设计变厚度的压力容器下封头，倾角0°的厚度为δ₂，倾角90°的厚度为δ₁，根据热流密度的分布特性，δ₂>δ₁。图5给出本发明设计方案的外表面热流密度分布，其中压力容器下封头的δ₁＝5mm，δ₂＝10mm，压力容器下封头外径R＝273mm，压力容器下封头材质采用实际核电站压力容器的SA508-3碳钢，低熔点金属采用金属锡。由图4可以发现：当电加热器加热后的液态金属温度达到325℃时，压力容器下封头外表面的热流密度为0.6-1.0MW/m²，在各个倾角下都能达到文献(Zhong>2，随着电加热器功率的提升，热流密度亦可逐渐提高。为达到更高的外表面热流密度，可以提高液态金属的温度。

所述氮气源5为试验件1、试验水箱2和高温熔池4提供氮气，一则充当液态金属的保护气体，二则通过氮气控制各个设备内的压力，从而实现液态金属和冷却水的输送；当液态金属加热至400℃时，通过向高温熔池内注入氮气，通过氮气的压力将液态金属输送至试验件内。试验件1、试验水箱2和高温熔池4在各自的顶部都按照有排气阀，便于调节各个设备内部的压力，图中未标识排气阀。

所述备用水箱6内安装有第一电加热器501和第二温度传感器602，备用水放净阀412；第一电加热器501用于加热备用水箱6内的水，从而控制冷却水的温度。第二温度传感器602用于测量冷却水温度；备用水放净阀412用于排净备用水箱6内的水；备用水箱6与试验水箱2、空冷器8和去离子水设备7相连。备用水箱与空冷器8相连的管道上安装有402阀门和第一温度传感器601。

所述去离子水设备7提供试验所需的纯净水，避免各地自来水中杂质对试验结果的影响，造成试验结果误差。

所述空冷器8，用于冷却试验件1中沸腾换热产生的蒸汽，空冷器的散热量必须大于试验件1中电加热器的总功率，保证试验件1在满功率运行时，也能将电加热器产生的热量传递至环境中。

所述配电柜9包括为试验系统所有设备的供电的配电柜、输电线缆、和电气设备等，配电的电源容量保证满足实验系统所有设备的用电需求。

所述仪表控制设备10包括为控制试验件1、试验水箱2、高温熔池4、备用水箱6、去离子水设备7、空冷器8，以及电加热器、温度计、压力变送器、流量计、阀门等设备所需要的机械部件和电气设备等。

所述数据采集设备11包括压力变送器、温度计、流量计、电流互感器、电压互感器、接线盒、采集卡、计算机等数据采集所必备的硬件和软件设备。

所述的一种压力容器外部冷却试验方法，具体流程：试验开始前，先在高温熔池4内开启第三电加热器503融化低熔点金属，此时的第三电加热器503必须低功率运行，当金属呈液态后，再逐渐增加第三电加热器503的功率，当液态金属达到高温400℃时，通过氮气将液态金属从高温熔池4输送至试验件1内。在液态金属输送之前，必须对液态金属接管106进行预热。液态金属注入量须达到设计容量要求，液态金属的注入量由在试验件顶部布置多个不同高度的第五温度传感器605进行测量，当液态金属的液位达到某个第五温度传感器位置时，该温度传感器的温度会骤升，从而判断液态金属的液位；液态金属液位达到设计要求后，停止注入，在高温熔池4完成液态金属向试验件1的输送过程中，逐渐降低第三电加热器503的功率，当完成输送后，立即关闭第三电加热器503，但继续维持高温熔池内氮气环境；打开试验件1内的的电加热系统104，此时的电加热系统104必须低功率运行，并逐渐增加功率，维持试验件1内的金属呈液态。启动试验件1内的电机101，通过电机101和叶轮102驱动液态金属在试验件1(压力容器)内循环流动，当试验件1内液态金属温度稳定在300℃时，向试验水箱2内注入冷却水，开始进行压力容器(试验件1)外部冷却试验，换热冷却后的液态金属沿着内循环流道结构的外侧间隙自下而上流动，当冷却水沸腾换热带走的热量和试验件1内电加热系统104所产生的热量相互平衡时，即试验件1中所有温度传感器测量的温度都恒定后，则认为外部冷却试验达到稳态，记为一组工况，并记录相关数据；然后调节电加热系统104的功率，进行下一组工况的测量，直至测量完所有的工况。最后关闭试验件1内的电加热系统104，等待试验件内液态金属温度降低至100℃后，关闭蒸汽冷却回路；在试验过程中，无论是高温熔池4还是试验件1都必须一直进行氮气保护，防止液态金属被氧化。当再次进行试验时，由于液态金属已经在试验件1内凝固，所以必须让电加热器104低功率运行，将金属缓慢的熔化，通过手动旋转叶轮传动轴的方式评判叶轮是否能够运转，当叶轮可以轻松旋转时，说明液态金属已经熔化，可以开启电机，逐渐将液态金属温度提高至300℃，再次重复上面的动作进行其他工况的试验测量。

第二实施例

图6是本发明的第二实施例提供的一种压力容器外部冷却试验系统的示意图。本实施例与第一实施例的结构基本相同，主要的区别在于液态金属接管106的长度不同，在第一实施例中液态金属接管106的出口布置在试验件1的顶部；而在第二实施例中液态金属接管106的出口在试验件1的底部。本实施例中可以通过向试验件1内注入氮气的方式，将液态金属108输送至高温熔池4内，从而可以更换压力容器下封头107。因而，可以研究不同变厚度设计的压力容器下封头，同时也可以研究不同压力容器下封头外侧结构表面沸腾换热性能，从而实现结构表面和流道结构的双重强化沸腾换热研究。

第三实施例

图7-图11是本发明第三实施例提供的另一种压力容器外部冷却试验系统的示意图。本实施例与第一实施例的结构基本相同，主要的区别在于本实施例在压力容器下封头内部增加了折流板111，各图中折流板形状不一样；在折流板111和压力容器下封头107内表面之间设置耐高温隔热层，从而实现绝大部分热量传递给压力容器下封头局部区域，进而可研究不同分区范围内的平均热流密度与壁面温度的关系，获得压力容器下封头107外表面的平均热流密度随倾角的变化关系。因而可以准确的评价各个倾角处的临界热流密度是否高于核反应堆在严重事故下的真实热流密度峰值，进而优化压力容器下封头107外侧结构表面和流道结构3。

本发明可将压力容器下封头分成多个区域，实施例中的优选方案是将压力容器下封头分成五个区域，分别定义为结构Ⅰ-Ⅴ。

如图7所示，为结构Ⅰ的示意图，此结构主要为测量倾角-18°至倾角18°范围内的压力容器下封头外表面分区的沸腾换热曲线。

如图8所示，为结构Ⅱ的示意图，此结构主要为测量倾角18°至倾角36°范围内的压力容器下封头外表面分区的沸腾换热曲线。

如图9所示，为结构Ⅲ的示意图，此结构主要为测量倾角36°至倾角54°范围内的压力容器下封头外表面分区的沸腾换热曲线。

如图10所示，为结构Ⅳ的示意图，此结构主要为测量倾角54°至倾角72°范围内的压力容器下封头外表面分区的沸腾换热曲线。

如图11所示，为结构Ⅴ的示意图，此结构主要为测量倾角72°至倾角90°范围内的压力容器下封头外表面分区的沸腾换热曲线。

本发明通过折流板的设计，能够研究不同倾角处在高热流密度下的沸腾换热性能，从而开发具有更高临界热流密度的压力容器下封头外侧结构表面和流道结构。