美国爱达荷国家实验室(INL)最近公布了一项模拟核燃料细棒开始过热时发生情况的新实验。一系列新试验最终将帮助研究人员更好地理解核燃料的安全限值。试验是在INL瞬态试验反应堆设施(TREAT)上进行的，使用了该实验室首创的能够探测和研究核燃料棒临界热通量的装置——沸腾探测器。
临界热通量是指当燃料棒开始过热且无法再向水传递额外热量时发生的物理现象。这会导致燃料细棒表面周围过度沸腾，并可能导致燃料过度损坏。临界热通量是监管机构用来确定核燃料安全限值的一个重要参数。这些试验将有助于研究人员更好地了解燃料的性能，并证明先进燃料设计的稳健安全特性将使这些设计得到更有效的使用。
沸腾探测器将被纳入今后的先进轻水反应堆燃料设计安全试验中，包括将在2022年进行的耐事故核燃料试验。该项研究的目标是最终改进轻水反应堆燃料的传热。
(中核战略规划研究总院 王兴春 编译 张焰 审校)
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