临界热流密度实验（critical heat flux experiment），工学-核技术-核能技术-核动力工程验证试验，为获得预测反应堆燃料表面临界热流密度的经验关系式，通过电加热元件模拟燃料元件，通过电加热元件和相关试验件模拟堆芯内冷却剂流道，实验模拟反应堆热工水力参数下的临界热流密度值。防止反应堆堆芯发生沸腾危机是核动力反应堆设计时所须考虑的重要因素之一。因为沸腾危机发生时，冷却剂传热系数急剧下降，堆芯局部发生传热恶化，壁温飞升，可导致燃料元件烧毁，从而破坏堆芯完整性。在对流沸腾中，主要有两种类型的沸腾危机：偏离核态沸腾和干涸。压水堆核动力装置中通常只发生偏离核态沸腾。其机理模型主要有三种类型：①由于局部热流密度过高，使该处的气泡脱离与气泡产生失去平衡，即气泡来不及脱离壁面而造成气泡局部聚集，形成局部蒸汽干斑，使传热局部恶化。②当边界层气泡太拥挤时，表面沸腾产生的蒸汽不能穿过该气泡层，在壁面上形成蒸汽层覆盖，使传热恶化，造成壁面温度飞升。③在较低质量流密度下，通常出现弹状流，如果弹状流中较大气弹周围的液膜被局部蒸干，将引起壁面干涸和过热，从而发生临界状态。