CN112331371A - 核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置及方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置及方法，该装置包括加热炉、激光装置、支撑座、板型燃料模拟件、真空泵、控制***。加热炉内部恒温区最高温度可达600℃，侧壁面开有透明视窗；激光装置分为激光发射装置和激光接收装置。支撑座用于固定板型燃料模拟件，并调整其角度；板型燃料模拟件由存在开孔的包壳和芯体组成；真空泵用于将加热炉抽真空；控制***与热电偶、加热炉、激光测速装置相连，可根据加热炉恒温区升温速率调整加热炉功率，记录板型燃料模拟件升温速率、芯体发生熔化的时间，记录溪状流流动形态，计算溪状流流速。实验装置能够研究板型燃料的熔化行为以及不同包壳开孔尺寸、形状下的熔融物溪状流迁移特性。

Description

核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置及方法
技术领域
本发明属于核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验技术领域，具体涉及一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置及实验方法。
背景技术
核反应堆板型燃料由芯体、框架和上下包壳板组成，具有传热特性良好，热稳定性好等优点，可以大幅度提高堆芯的功率体积比。但是相关实验研究表明，当核电厂发生事故时，如果处理不及时，板型燃料也会发生熔化，导致严重事故。而目前国内外对严重事故下板型燃料的行为研究较少。
由于板型燃料的芯体可能先于包壳熔化，当包壳由于辐照脆化、鼓泡、热应力等原因存在破口时，芯体熔融物会由破口流出，向堆芯下部迁移，形成了一种特殊的溪状流熔化迁移现象。熔融物的熔化迁移会影响堆芯内衰变热分布，导致流道堵塞，可能形成堆内熔池，对反应堆安全性造成威胁。因此，有必要对板型燃料溪状流熔化迁移行为进行实验研究。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置及实验方法，研究板型燃料的熔化行为以及不同包壳开孔尺寸、形状下的熔融物溪状流迁移特性，基于实验结果可以开发相应的机理模型，为板型燃料反应堆严重事故缓解措施的制定提供参考。
为实现上述目的，本发明采用的技术方案是：
一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置，包括加热炉1，加热炉1壳体从内向外依次由内部加热层2、中间保温层3和外壳4组成，加热炉(1)壳体两侧开有耐高温石英玻璃视窗5；加热炉1内部存在温度稳定的恒温区6；支撑座7和板型燃料模拟件8放置于恒温区6；恒温区6内安装有K型热电偶9；支撑座7由底座10以及通过螺栓11连接在底座(10)上的可旋转固定架12组成；板型燃料模拟件8放置于支撑座7内，由下包壳13、存在开孔14的上包壳15、位于下包壳(13)和上包壳(15)端部间的中间格架16以及位于下包壳(13)、上包壳(15)和中间格架(16)间的芯体17组成，上包壳15表面贴有K型热电偶丝18，板型燃料模拟件8熔化后熔融物19从开孔14流出；激光装置分为激光发射装置20和激光接收装置21，激光发射装置20和激光接收装置21分别放置于加热炉1两侧，由激光发射装置20射出的激光束22透过耐高温石英玻璃视窗5穿过熔融物迁移路径到达激光接收装置21；熔融物19溪状流动过程中会阻断激光，也会流出激光束流道，激光接收装置21可以探测得到被阻断的激光束22的位置及阻断时间点；真空泵23通过第一排气管道24将加热炉1内的气体抽向储气罐25；排气管道24上安装有球阀26；加热炉1通过安全阀27与储气罐25相连；使用氩气瓶28通过充气管道29向加热炉1充氩气，氩气瓶出口有减压阀30，充气管道29上安装有球阀26；充气管道中间设置缓冲罐31；K型热电偶9、K型热电偶丝18、激光接收装置21、加热炉1与控制***32相连；控制***32可根据K型热电偶9测得的加热炉1内温度上升速率调整加热炉1功率，还可记录板型燃料模拟件8的温度，还可通过熔融物19阻断激光束22的时间点、流出激光束22光道的时间点、被阻断的激光束22的位置、重新到达激光接收装置21的激光束的位置计算熔融物19溪状流迁移形态、速度以及厚度；加热炉1装有压力表33，可检测加热炉1内压力；储气罐25通过安装有球阀26的第二排气管道34和安装有安全阀27的泄压管道35与外界环境相连通；实验装置能够研究不同倾角的核反应堆板型燃料模拟件的芯体17的熔化特性以及不同开孔14尺寸、形状下的熔融物19溪状流厚度、流速等迁移特性。
所述板型燃料模拟件8整体外观为长方形，高度为200mm；下包壳13、上包壳15的厚度为0.5mm，宽度为100mm；芯体17的厚度为1mm，宽度为8mm，高度为96mm，放置于下包壳13和上包壳15的中心位置，芯体17外部由中间格架16包围；开孔14的形状、尺寸可随意设定。
支撑座7的底座10、可旋转固定架12材料为不锈钢；底座10与加热炉1通过螺栓连接；板型燃料模拟件8的下包壳13、上包壳15、中间格架16为不锈钢材料，芯体17为锌金属。
所述激光发射装置20发射激光可穿透耐高温石英玻璃视窗5，单束激光直径为0.05mm，水平方向激光间距为0.05mm，高度方向激光间距为10mm，最上层激光距最下层激光200mm，最内侧激光距最外侧激光1mm。按照最内侧激光紧贴板型燃料模拟件8，且按照激光束22与板型燃料模拟件8平面平行的位置要求布置激光发射装置20和激光接收装置21。
所述的核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置的实验方法，在实验开始前，调整支撑座7的可旋转固定架12至指定倾角，拧紧螺栓11，将板型燃料模拟件8放置于可旋转固定架12内，并将支撑座7放置于加热炉1的恒温区6内，并拧紧可旋转固定架12与底座10的连接螺栓。在实验预热阶段，加热炉1的恒温区6在10-20min内升温至200℃，之后将加热炉1内气体通过真空泵23抽真空，以防止后期高温阶段中空气氧化熔融物，氩气瓶28向加热炉1内充氩气，直至压力达到0.095MPa。经过3-5轮重复抽气、充氩气后，将恒温区6快速加热至450℃，之后调整加热速率，以1℃/min的速度缓慢加热恒温区6，直至芯体17发生熔化，熔融物19通过开孔14流出上包壳15，阻断激光束22，第一束激光被阻断的时间点为芯体17熔化时间点，记录下K型热电偶丝18所测得的温度。芯体17熔化后，控制***32不断调整加热炉功率，使恒温区6温度基本稳定。熔融物19以溪状流向下迁移的过程中会阻断激光束22，也会流出激光束22光道。激光接收装置21记录熔融物19阻断激光束22的时间点、流出激光束22光道的时间点、被阻断激光束22的位置、重新到达激光接收装置21的激光束22的位置，并传给控制***32，控制***32记录熔融物19溪状流迁移形态、计算其迁移速度以及溪状流厚度。当被阻断的激光束22在20min内不发生变化时，认为熔融物19流动达到稳定状态，调整加热炉1为零功率，使其缓慢冷却；实验结束后，通过分析实验结果，揭示不同倾角的核反应堆板型燃料的熔化行为机理以及不同开孔14尺寸、形状下的熔融物19溪状流厚度、流速等迁移行为机理。
与现有技术相比，本发明具有的有益效果如下：
1.该实验装置的支撑座可调整固定架角度，可以研究不同倾角的核反应堆板型燃料的熔化行为机理。
2.该实验装置采用激光装置，可以得到熔融物溪状流迁移形态、迁移速度以及溪状流厚度等流动特性。
3.该实验装置的包壳开孔可任意指定，可以研究不同开孔尺寸、形状下的板型燃料溪状流迁移行为机理。
4.加热炉内安装有安全阀，当加热炉内超压，可将气体排入外部储气罐，有较好的安全性。
5.本发明中实验装置采用模块化设计，便于安装拆卸，可在短时间内进行多组实验工况。
附图说明
图1为核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置示意图。
图2为核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置支撑座示意图。
图3为核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置板型燃料模拟件示意图。
图中1为加热炉，2为内部加热层，3为中间保温层，4为外壳，5为耐高温石英玻璃视窗，6为恒温区，7为支撑座，8为板型燃料模拟件，9为K型热电偶，10为底座，11为螺栓，12为可旋转固定架，13为下包壳，14为开孔，15为上包壳，16为中间格架，17为芯体，18为K型热电偶丝，19为熔融物，20为激光发射装置，21为激光接收装置，22为激光束，23为真空泵，24为第一排气管道，25为储气罐，26为球阀，27为安全阀，28为氩气瓶，29为充气管道，30为减压阀，31为缓冲罐，32为控制***，33为压力表，34为第二排气管道，35为泄压管道。
具体实施方式
下面通过结合附图对本发明进行详细描述。
如图1所示，本发明一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置，包括加热炉1，加热炉1壳体由内部加热层2、中间保温层3和外壳4组成，两侧开有耐高温石英玻璃视窗5；加热炉1内部存在温度稳定的恒温区6；支撑座7和板型燃料模拟件8放置于恒温区6；板型燃料模拟件8放置于支撑座7内，恒温区6内安装有K型热电偶9。
如图2所示，支撑座7由底座10、通过螺栓11连接在底座10上的可旋转固定架12组成；底座10、可旋转固定架12材料为不锈钢；底座10与加热炉1通过螺栓连接；
由图3所示，板型燃料模拟件8由下包壳13、存在开孔14的上包壳15、中间格架16和芯体17组成。板型燃料模拟件8整体外观为长方形，高度为200mm；下包壳13、上包壳15的厚度为0.5mm，宽度为100mm；芯体17为厚度为1mm，宽度为8mm，高度为96mm，放置于下包壳13和上包壳15的中心位置，芯体17外部由中间格架16包围；开孔14的形状、尺寸可随意设定。板型燃料模拟件8的下包壳13、上包壳15、中间格架16为不锈钢材料，芯体17为锌金属。
上包壳15表面贴有K型热电偶丝18，板型燃料模拟件8熔化后熔融物19从开孔14流出；激光装置分为激光发射装置20和激光接收装置21，激光发射装置20和激光接收装置21分别放置于加热炉1两侧，由激光发射装置20射出的激光束22透过耐高温石英玻璃视窗5穿过熔融物迁移路径到达激光接收装置21；激光发射装置20发射的单束激光直径为0.05mm，水平方向激光间距为0.05mm，高度方向激光间距为10mm，最上层激光距最下层激光200mm，最内侧激光距最外侧激光1mm。按照最内侧激光紧贴板型燃料模拟件8，且按照激光束22与板型燃料模拟件8平面平行的位置要求布置激光发射装置20和激光接收装置21。
熔融物19溪状流动过程中会阻断激光，也会流出激光束流道，激光接收装置21可以探测得到被阻断的激光束22的位置及阻断时间点；真空泵23通过第一排气管道24将加热炉1内的气体抽向储气罐25；排气管道24上安装有球阀26；加热炉1通过安全阀27与储气罐25相连；使用氩气瓶28通过充气管道29向加热炉1充氩气，氩气瓶出口有减压阀30，充气管道上安装有球阀26；充气管道中间设置缓冲罐31；K型热电偶9、K型热电偶丝18、激光接收装置21、加热炉1与控制***32相连；控制***32可根据K型热电偶9测得的加热炉1内温度上升速率调整加热炉1功率，还可记录板型燃料模拟件8的温度，还可通过熔融物19阻断激光束22的时间点、流出激光束22光道的时间点、被阻断激光束22的位置、重新到达激光接收装置21的激光束的位置计算熔融物19溪状流迁移形态、速度以及厚度；加热炉1装有压力表33，可检测加热炉1内压力；储气罐25通过安装有球阀26的第二排气管道34和安装有安全阀27的泄压管道35与外界环境相连通；实验装置能够研究不同倾角的核反应堆板型燃料模拟件的芯体17的熔化特性以及不同开孔14尺寸、形状下的熔融物19溪状流厚度、流速等迁移特性。
下面详细说明本发明的实验方法具体如下：
整个实验在上述实验装置上进行，实验开始前需要对所有的电路、仪表和回路进行检查，保证实验的安全性。
在实验开始前，调整支撑座7的可旋转固定架12至指定倾角，拧紧螺栓11，将板型燃料模拟件8放置于可旋转固定架12内，并将支撑座7放置于加热炉1的恒温区6内，并拧紧可旋转固定架12与底座10的连接螺栓。
在实验预热阶段，加热炉1的恒温区6在10-20min内升温至200℃，之后将加热炉1内气体通过真空泵23抽真空，以防止后期高温阶段中空气氧化熔融物，氩气瓶28向加热炉1内充氩气，直至压力达到0.095MPa。经过3-5轮重复抽气、充氩气后，将恒温区6快速加热至450℃。
之后调整加热速率，以1℃/min的速度缓慢加热恒温区6，直至芯体17发生熔化，熔融物19通过开孔14流出上包壳15，阻断激光束22，第一束激光被阻断的时间点为芯体17熔化时间点，记录下K型热电偶丝18所测得的温度。芯体17熔化后，控制***32不断调整加热炉功率，使恒温区6温度基本稳定。熔融物19以溪状流向下迁移的过程中会阻断激光束22，也会流出激光束22光道。激光接收装置21记录熔融物19阻断激光束22的时间点、流出激光束22光道的时间点、被阻断激光束22的位置、重新到达激光接收装置21的激光束22的位置，并传给控制***32，控制系32记录熔融物19溪状流迁移形态、计算其迁移速度以及溪状流厚度。
当被阻断的激光束22在20min内不发生变化时，认为熔融物19流动达到稳定状态，调整加热炉1为零功率，使其缓慢冷却；
实验结束后，通过分析实验结果，揭示不同倾角的核反应堆板型燃料的熔化行为机理以及不同开孔14尺寸、形状下的熔融物19溪状流厚度、流速等迁移行为机理。
本发明可用于板型燃料严重事故熔化迁移行为实验中。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。

Claims (5)

1.一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置，其特征在于，包括加热炉(1)，加热炉(1)壳体从内向外依次由内部加热层(2)、中间保温层(3)和外壳(4)组成，加热炉(1)壳体两侧开有耐高温石英玻璃视窗(5)；加热炉(1)内部存在温度稳定的恒温区(6)；支撑座(7)和板型燃料模拟件(8)放置于恒温区(6)；恒温区(6)内安装有K型热电偶(9)；支撑座(7)由底座(10)以及通过螺栓(11)连接在底座(10)上的可旋转固定架(12)组成；板型燃料模拟件(8)放置于支撑座(7)内，由下包壳(13)、存在开孔(14)的上包壳(15)、位于下包壳(13)和上包壳(15)端部间的中间格架(16)以及位于下包壳(13)、上包壳(15)和中间格架(16)间的芯体(17)组成，上包壳(15)表面贴有K型热电偶丝(18)，板型燃料模拟件(8)熔化后熔融物(19)从开孔(14)流出；激光装置分为激光发射装置(20)和激光接收装置(21)，激光发射装置(20)和激光接收装置(21)分别放置于加热炉(1)两侧，由激光发射装置(20)射出的激光束(22)透过耐高温石英玻璃视窗(5)穿过熔融物迁移路径到达激光接收装置(21)；熔融物(19)溪状流动过程中会阻断激光，也会流出激光束流道，激光接收装置(21)能够探测得到被阻断的激光束(22)的位置及阻断时间点；真空泵(23)通过第一排气管道(24)将加热炉(1)内的气体抽向储气罐(25)；排气管道(24)上安装有球阀(26)；加热炉(1)通过安全阀(27)与储气罐(25)相连；使用氩气瓶(28)通过充气管道(29)向加热炉(1)充氩气，氩气瓶出口有减压阀(30)，充气管道(29)上安装有球阀(26)；充气管道中间设置缓冲罐(31)；K型热电偶(9)、K型热电偶丝(18)、激光接收装置(21)、加热炉(1)与控制***(32)相连；控制***(32)能根据K型热电偶(9)测得的加热炉(1)内温度上升速率调整加热炉(1)功率，还能记录板型燃料模拟件(8)的温度，还能通过熔融物(19)阻断激光束(22)的时间点、流出激光束(22)光道的时间点、被阻断激光束(22)的位置、重新到达激光接收装置(21)的激光束的位置计算熔融物(19)溪状流迁移形态、速度以及厚度；加热炉(1)装有压力表(33)，检测加热炉(1)内压力；储气罐(25)通过安装有球阀(26)的第二排气管道(34)和安装有安全阀(27)的泄压管道(35)与外界环境相连通；实验装置能够研究不同倾角的核反应堆板型燃料模拟件的芯体(17)的熔化特性以及不同开孔(14)尺寸、形状下的熔融物(19)溪状流厚度、流速迁移特性。
2.根据权利要求1所述的一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置，其特征在于，所述板型燃料模拟件(8)整体外观为长方形，高度为200mm；下包壳(13)、上包壳(15)的厚度为0.5mm，宽度为100mm；芯体(17)的厚度为1mm，宽度为8mm，高度为96mm，放置于下包壳(13)和上包壳(15)的中心位置，芯体(17)外部由中间格架(16)包围；开孔(14)的形状、尺寸根据需要设定。
3.根据权利要求1所述的一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置，其特征在于，支撑座(7)的底座(10)、可旋转固定架(12)材料为不锈钢；底座(10)与加热炉(1)通过螺栓连接；板型燃料模拟件(8)的下包壳(13)、上包壳(15)、中间格架(16)为不锈钢材料，芯体(17)为锌金属。
4.根据权利要求1所述的一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置，其特征在于，所述激光发射装置(20)发射激光穿透耐高温石英玻璃视窗(5)，单束激光直径为0.05mm，水平方向激光间距为0.05mm，高度方向激光间距为10mm，最上层激光距最下层激光200mm，最内侧激光距最外侧激光1mm；按照最内侧激光紧贴板型燃料模拟件(8)，且按照激光束(22)与板型燃料模拟件(8)平面平行的位置要求布置激光发射装置(20)和激光接收装置(21)。
5.权利要求1至4任一项所述的核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置的实验方法，其特征在于，在实验开始前，调整支撑座(7)的可旋转固定架(12)至指定倾角，拧紧螺栓(11)，将板型燃料模拟件(8)放置于可旋转固定架(12)内，并将支撑座(7)放置于加热炉(1)的恒温区(6)内，并拧紧可旋转固定架(12)与底座(10)的连接螺栓；在实验预热阶段，加热炉(1)的恒温区(6)在10-20min内升温至200℃，之后将加热炉(1)内气体通过真空泵(23)抽真空，以防止后期高温阶段中空气氧化熔融物，氩气瓶(28)向加热炉(1)内充氩气，直至压力达到0.095MPa；经过3-5轮重复抽气、充氩气后，将恒温区(6)快速加热至450℃，之后调整加热速率，以1℃/min的速度缓慢加热恒温区(6)，直至芯体(17)发生熔化，熔融物(19)通过开孔(14)流出上包壳(15)，阻断激光束(22)，第一束激光被阻断的时间点为芯体(17)熔化时间点，记录下K型热电偶丝(18)所测得的温度；芯体(17)熔化后，控制***(32)不断调整加热炉功率，使恒温区(6)温度稳定；熔融物(19)以溪状流向下迁移的过程中会阻断激光束(22)，也会流出激光束(22)光道；激光接收装置(21)记录熔融物(19)阻断激光束(22)的时间点、流出激光束(22)光道的时间点、被阻断激光束(22)的位置、重新到达激光接收装置(21)的激光束(22)的位置，并传给控制***(32)，控制***(32)记录熔融物(19)溪状流迁移形态、计算其迁移速度以及溪状流厚度；当被阻断的激光束(22)在20min内不发生变化时，认为熔融物(19)流动达到稳定状态，调整加热炉(1)为零功率，使其缓慢冷却；实验结束后，通过分析实验结果，揭示不同倾角的核反应堆板型燃料的熔化行为机理以及不同开孔(14)尺寸、形状下的熔融物(19)溪状流厚度、流速等迁移行为机理。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114267460A (zh) * 2021-12-22 2022-04-01 西安交通大学 一种可以抑制起泡现象的板状燃料元件

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2551896A1 (de) * 1975-11-19 1977-06-02 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zum gleichmaessigen zuenden einer langgestreckten zuendmasse, sowie brennstab zur durchfuehrung des verfahrens
JP2000039494A (ja) * 1998-07-22 2000-02-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子燃料特殊模擬ペレット
KR20100120529A (ko) * 2009-05-06 2010-11-16 한국원자력연구원 소듐 냉각 고속로의 모의 노심 가열장치
CN104637551A (zh) * 2013-11-07 2015-05-20 中国科学院宁波材料技术与工程研究所 Ti3SiC2基陶瓷材料作为耐熔融氟盐腐蚀材料的应用
CN107564593A (zh) * 2017-08-09 2018-01-09 华北电力大学 一种压力容器外部冷却试验***和方法
CN108447573A (zh) * 2018-04-16 2018-08-24 西安交通大学 一种核反应堆燃料棒熔化可视化实验装置及方法
CN108492897A (zh) * 2018-05-08 2018-09-04 西安交通大学 一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置
CN108665984A (zh) * 2018-05-08 2018-10-16 西安交通大学 一种研究铅基反应堆严重事故下燃料颗粒迁徙特性的实验装置
CN110277179A (zh) * 2019-06-24 2019-09-24 西安交通大学 一种板型燃料元件轴向和横向非均匀释热模拟试验装置
CN110867263A (zh) * 2019-11-07 2020-03-06 西安交通大学 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2551896A1 (de) * 1975-11-19 1977-06-02 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zum gleichmaessigen zuenden einer langgestreckten zuendmasse, sowie brennstab zur durchfuehrung des verfahrens
JP2000039494A (ja) * 1998-07-22 2000-02-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子燃料特殊模擬ペレット
KR20100120529A (ko) * 2009-05-06 2010-11-16 한국원자력연구원 소듐 냉각 고속로의 모의 노심 가열장치
CN104637551A (zh) * 2013-11-07 2015-05-20 中国科学院宁波材料技术与工程研究所 Ti3SiC2基陶瓷材料作为耐熔融氟盐腐蚀材料的应用
CN107564593A (zh) * 2017-08-09 2018-01-09 华北电力大学 一种压力容器外部冷却试验***和方法
CN108447573A (zh) * 2018-04-16 2018-08-24 西安交通大学 一种核反应堆燃料棒熔化可视化实验装置及方法
CN108492897A (zh) * 2018-05-08 2018-09-04 西安交通大学 一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置
CN108665984A (zh) * 2018-05-08 2018-10-16 西安交通大学 一种研究铅基反应堆严重事故下燃料颗粒迁徙特性的实验装置
CN110277179A (zh) * 2019-06-24 2019-09-24 西安交通大学 一种板型燃料元件轴向和横向非均匀释热模拟试验装置
CN110867263A (zh) * 2019-11-07 2020-03-06 西安交通大学 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
伍振兴 等: "辐照变形条件下板型燃料组件内热工水力特性研究", 《核动力工程》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114267460A (zh) * 2021-12-22 2022-04-01 西安交通大学 一种可以抑制起泡现象的板状燃料元件
CN114267460B (zh) * 2021-12-22 2023-03-24 西安交通大学 一种用于抑制起泡现象的板状燃料元件

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