美國愛達荷國家實驗室(INL)最近公布了一項模擬核燃料細棒開始過熱時發生情況的新實驗。一系列新試驗最終將幫助研究人員更好地理解核燃料的安全限值。試驗是在INL瞬態試驗反應堆設施(TREAT)上進行的，使用了該實驗室首創的能夠探測和研究核燃料棒臨界熱通量的裝置——沸騰探測器。
臨界熱通量是指當燃料棒開始過熱且無法再向水傳遞額外熱量時發生的物理現象。這會導致燃料細棒表面周圍過度沸騰，并可能導致燃料過度損壞。臨界熱通量是監管機構用來確定核燃料安全限值的一個重要參數。這些試驗將有助于研究人員更好地了解燃料的性能，并證明先進燃料設計的穩健安全特性將使這些設計得到更有效的使用。
沸騰探測器將被納入今后的先進輕水反應堆燃料設計安全試驗中，包括將在2022年進行的耐事故核燃料試驗。該項研究的目標是最終改進輕水反應堆燃料的傳熱。
(中核戰略規劃研究總院 王興春 編譯 張焰 審校)
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