国际首次环形燃料组件临界热流密度试验获得第一批数据

10月16日，压水堆环形燃料组件研发项目临界热流密度(CHF)测试正式启动，成功获得首批数据，标志着环形燃料组件研发取得重要进展。为后续的环形燃料临界热流关系的系统测试、评价和开发奠定了坚实的基础。这是国内外首次采用5×5环形燃料全长组件进行试验。环形燃料是一种由内外包层和环形芯块组成的先进核燃料元件。是压水堆新型先进燃料组件的重要发展方向。压水堆(PWR)环形燃料的研发是原子能研究所“十三五”规划的重要内容之一，也是国家先进核能创新的主要内容。临界热流是压水堆核电站的核心安全指标。测试难度大，是循环燃料研发过程中必不可少的测试。它也是安全审查中最受关注的测试之一。环形燃料组件CHF试验台截至目前，“压水堆环形燃料组件开发”项目已先后完成专用设计软件的开发、全尺寸测试元器件的设计与制造、零功率物理实验等关键内容。

在国际上首次进行的环形燃料组件临界热流密度试验中获得的第一批数据