AP1000是在传统成熟的压水堆核电技术基础上发展起来的第三代核电技术。其引入了非能动理念,使核电厂安全系统的设计理念发生了革新的变化;其具有非能动的严重事故预防和缓解措施,简化了安全系统及相应的支持系统。因此具有安全性高、结构精简、施工量少、应急响应时限要求低等一系列优点。其最大的特点—非能动安全系统,大大降低了发生人因错误的可能性,使其安全性能得到显著增强的同时也提高了经济竞争力。临界热流密度(CHF)是指当热流密度达到某临界点时,加热表面上形成大量气泡,部分加热面被覆盖,进而由于气膜较低的传热系数导致壁面温度飞升,极易引起加热面烧毁。在反应堆研究中,临界热流密度是被关注和研究最多的问题之一。通过临界热流密度关系式来预测特定工况下的热流密度限值,是反应堆设计的核心问题之一,也是保证反应堆安全运行的必要措施。棒束CHF关系式的开发有两种方法:一种是以圆管的CHF关系式为基础,对CHF进行机理模型的研究,并考虑棒束中格架效应、冷壁效应等的修正;二是直接利用棒束CHF的实验数据进行开发。本文调研了低压低流条件下CHF的研究工作,总结了圆管和棒束内的CHF经验关系式,并在此基础上计算分析了各种棒束CHF关系式的参数趋势。以美国西屋公司针对AP1000的CHF实验数据为基础,用AP1000配套子通道软件VIPRE-W,在原有关系式形式上,用最小二乘法拟合出CHF关系式各项的系数,得到新的适用于低压低流量条件的关系式。关系式开发完成后,对其M/P数据进行正态分布检验。对关系式的参数趋势和DNBR限值的评估表明:此关系式的参数趋势分布是符合物理机理和实验现象的,相应的DNBR限值能够保证燃料元件在正常运行和预期运行瞬态工况下95%可能性和95%置信度(95/95)不发生偏离泡核沸腾。本文系统地给出了棒束CHF关系式的开发方法,为棒束CHF的准确预测提供较高精度的关系式,为CHF的理论分析奠定坚实的基础,同时也为其他CHF关系式的开发提供参考和借鉴。