CN104575637A - 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法 - Google Patents

一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法 Download PDF

Info

Publication number
CN104575637A
CN104575637A CN201410776918.5A CN201410776918A CN104575637A CN 104575637 A CN104575637 A CN 104575637A CN 201410776918 A CN201410776918 A CN 201410776918A CN 104575637 A CN104575637 A CN 104575637A
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
involucrum
fuel rod
test
analog
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201410776918.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104575637B (zh
Inventor
江小川
杨伟
贺楷
赵博
杨妮蓉
申腾
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201410776918.5A priority Critical patent/CN104575637B/zh
Publication of CN104575637A publication Critical patent/CN104575637A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104575637B publication Critical patent/CN104575637B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/001—Mechanical simulators
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置及方法，该装置包括围筒，围筒内设有与实际燃料棒高度相同的燃料棒，所述燃料棒包括若干个模拟燃料棒和一个位于若干模拟燃料棒中央位置的测试燃料棒；测试燃料棒包括与实际燃料棒包壳材质相同的上部测试包壳段和下部模拟段，测试包壳段的内压与乏燃料棒的内压相同；燃料棒的包壳的内部设有电加热丝，模拟燃料棒和测试包壳段的包壳外部设有热电偶，燃料棒与外部电流控制系统连接，热电偶与外部数据采集系统连接；围筒内装有水，水的水位高于燃料棒的高度。本发明的试验装置及方法简单、易于实施，可以用来逼真模拟乏燃料水池事故下的燃料棒包壳所处环境，使包壳性能得到真实的体现。

Description

一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法
技术领域
本发明涉及燃料组件性能测试领域，具体涉及一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法。
背景技术
核电厂乏燃料贮存水池内存放有大量的、已辐照的裂变物质，具有很高的放射性，与采用纵深防御设计的、具有多层实体屏障的反应堆不同的是乏燃料贮存水池的防御设计比较薄弱，一旦发生事故，容易造成放射性物质的大量释放，给公众和工作人员造成辐射伤害，给环境造成放射性污染。在福岛事故后，乏燃料贮存水池成为核能行业关注的焦点之一，其安全性也得到越来越多的重视。而燃料包壳是防止放射性物质外泄的重要的屏障，其包壳的行为直接决定着乏燃料水池在事故下的放射性后果。因此，针对事故条件下乏燃料水池中燃料包壳性能的安全研究具有非常重要的意义。
贮存在乏燃料水池中的燃料组件都放在乏燃料贮存格架中。水池在丧失补水或破口漏水的事故情况下，由于乏燃料内部具有大量的裂变产物和衰变产物，即使卸出并存储冷却1个月，其衰变热功率也有堆芯内功率的1‰左右，因此乏燃料水池将依次经历池水加热、沸腾、水位降低、干涸等阶段。在这些阶段里，乏燃料贮存格架里的水和蒸汽可以将燃料棒中的衰变热通过包壳带走，但随着水位越来越低，靠近上端的燃料包壳得到的冷却作用越来越少，其包壳性能经受最大考验。
燃料包壳在乏燃料水池事故下，处于高温、高湿、高内压的环境中，包壳材料在水蒸气和氧气的共同作用下不断氧化变薄，同时内压在高温作用下也向燃料包壳施加强大的应力。这个环境相当独特，为了开展其下的包壳性能试验，必须真实模拟高温、高湿和高压随时间的发展过程。乏燃料水池中进行这些温度、湿度的测量，是不符合核安全要求的，具体数值难以获取。
因此，本发明的目的是避免在核电厂乏燃料水池中进行危险而不易被许可的包壳性能试验，采用所述的简单、易于实施的装置，可以用来逼真模拟乏燃料水池事故下的包壳所处环境，从而实施包壳性能试验。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置及方法，实现对燃料棒包壳性能的测试。
为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：
一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置，包括围筒，围筒内设有与实际燃料棒高度相同的燃料棒，所述燃料棒包括若干个模拟燃料棒和一个测试燃料棒，若干个模拟燃料棒组成模拟燃料棒束，测试燃料棒设置在模拟燃料棒束的中央；所述测试燃料棒包括上部的、与实际燃料棒包壳材质相同的测试包壳段和下部的模拟段，测试包壳段的内压与乏燃料棒的内压相同；所述燃料棒的包壳的内部设有电加热丝，模拟燃料棒和测试包壳段的包壳外部设有热电偶，所述电加热丝与用于对其进行功率控制的功率控制系统连接，热电偶与用于进行温度数据采集的温度采集系统连接；所述围筒内装有水，水的水位高于燃料棒的高度。
进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，围筒内还设有用于横向固定燃料棒的格架。
进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，所述燃料棒之间按照设定棒间距设置。
进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，所述设定棒间距等于真实燃料组件的燃料棒之间的棒间距。
进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，热电偶设置在包壳不同的轴向位置。
进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，测试包壳段的端塞上设有气压计，气压计与气压采集系统连接。
再进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，所述围筒的面积与所述燃料棒的个数之比等于乏燃料水池的面积与与其存储的乏燃料棒的个数之比。
更进一步，如上所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，所述电加热丝通电时，燃料棒的热功率等于乏燃料衰变热功率。
一种用于模拟燃料包壳性能的试验方法，通过功率控制系统控制电加热丝的通电加热，使燃料棒的热功率等于乏燃料衰变热功率，通过温度采集系统测量和记录加热过程中热电偶的温度值，并通过气压采集系统获取所述气压计的气压值，得到测试包壳段的内部气压值；所述加热过程包括围筒内水的沸腾、水位下降和蒸干过程。
本发明的有益效果在于：本发明的试验装置及方法避免了在核电厂乏燃料水池中进行危险而不易被许可的包壳性能试验，该试验装置简单、易于实施，可以用来逼真模拟乏燃料水池事故下的燃料棒包壳所处环境，且测试包壳段的位置处于该环境最恶劣的位置，从而能够使包壳性能得到真实的体现。
附图说明
图1为本发明具体实施方式中一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置的示意图。
具体实施方式
下面结合说明书附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
图1示出了本发明具体实施方式中一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置的示意图，该试验装置包括围筒1，围筒1内设有与实际燃料棒高度相同的燃料棒，所述燃料棒包括若干个模拟燃料棒2和一个测试燃料棒5，若干个模拟燃料棒2组成模拟燃料棒束，测试燃料棒5设置在模拟燃料棒束的中央；所述测试燃料棒5包括上部的、与实际燃料棒包壳材质相同的测试包壳段6和下部的模拟段，测试包壳段6的内压与乏燃料棒的内压相同；所述燃料棒的包壳的内部设有电加热丝4，模拟燃料棒2和测试包壳段6的包壳外部设有热电偶，所述电加热丝4与用于对其进行功率控制的功率控制系统连接，热电偶与用于进行温度数据采集的温度采集系统连接；所述围筒1内装有水，水的水位高于燃料棒的高度。
为了更真实的模拟乏燃料水池内的环境，以开展燃料包壳性能测试试验，本发明试验装置中所有燃料棒(包括模拟燃料棒和测试燃料棒)的高度为实际的燃料棒高度，围筒1的面积与燃料棒的个数之比等于乏燃料水池的面积与与其存储的乏燃料棒的个数之比，燃料棒的包壳(测试包壳段6的包壳除外)可以采用耐高温和耐腐蚀的不锈钢管。
本实施方式中测试燃料棒5除了其上部测试包壳段6以外，其它部分的结构(上述模拟段)与模拟燃料棒6是一致的，本实施方式中测试包壳段6的长度范围是15～30cm，测试包壳段6的材质与实际燃料包壳的材质相同，并在其内部充填惰性气体，以使其内压与实际乏燃料棒的内压一致。
本实施方式中，围筒1内还设有格架3，利用格架3对燃料棒进行横向固定，使燃料棒之间按照设定棒间距设置，优选定设定棒间距等于真实燃料组件的燃料棒之间的棒间距，即燃料棒之间的距离与真实燃料组件的燃料棒之间具有相同的棒间距。
本实施方式的试验装置在燃料棒的包壳的空腔内部方式电加热丝4，从燃料棒的上下两头引出导线连接到外部的电流控制系统，在进行试验时，通过电流控制系统将电加热丝4通电加热，使燃料棒的热功率等于乏燃料衰变热功率，更真实的模拟乏燃料水池的环境。
通过在燃料棒的包壳的外部安放热电偶，并从热电偶引出导线到外部的数据采集系统，实现对包壳表面温度的测量。本实施方式中，热电偶优选的设置在燃料棒不同轴向位置的包壳外部，即热电偶设置在包壳不同的轴向位置。
此外，为了实现对包壳测试端6的内部气压的测量，在测试包壳段6的端塞(测试燃料棒的上端塞)上设置气压计，气压计与气压采集系统连接。
本实施方式中还提供了基于上述试验装置的一种用于模拟燃料包壳性能的试验方法，实验过程具体如下：
试验过程中首先向围筒1中添加水直至淹没燃料棒，然后对电加热丝4(包括模拟燃料棒2、测试燃料棒5中的电加热丝，测试燃料棒5的测试包壳段和模拟段均有电加热丝)进行通电加热，并通过功率控制系统进行电加热丝功率的控制，使燃料棒的热功率为乏燃料衰变热功率，在加热过程中围筒1中的水将沸腾、水位下降、蒸干，通过温度采集系统测量和记录上述加热过程中模拟燃料棒2的不同轴向位置及测试包壳段6的热电偶温度值，得到模拟燃料棒2和测试包壳段6的表面温度，并通过气压采集系统获取所述气压计的气压值，得到整个加热过程中测试包壳段6的内部气压。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (10)

1.一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：包括围筒(1)，围筒(1)内设有与实际燃料棒高度相同的燃料棒，所述燃料棒包括若干个模拟燃料棒(2)和一个测试燃料棒(5)，若干个模拟燃料棒(2)组成模拟燃料棒束，测试燃料棒(5)设置在模拟燃料棒束的中央；所述测试燃料棒(5)包括上部的、与实际燃料棒包壳材质相同的测试包壳段(6)和下部的模拟段，测试包壳段(6)的内压与乏燃料棒的内压相同；所述燃料棒的包壳的内部设有电加热丝(4)，模拟燃料棒(2)和测试包壳段(6)的包壳外部设有热电偶，所述电加热丝(4)与用于对其进行功率控制的功率控制系统连接，热电偶与用于进行温度数据采集的温度采集系统连接；所述围筒(1)内装有水，水的水位高于燃料棒的高度。
2.如权利要求1所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：围筒(1)内还设有用于横向固定燃料棒的格架(3)。
3.如权利要求2所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：所述燃料棒之间按照设定棒间距设置。
4.如权利要求3所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：所述设定棒间距等于真实燃料组件的燃料棒之间的棒间距。
5.如权利要求1至4之一所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：热电偶设置在包壳不同的轴向位置。
6.如权利要求1所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：测试包壳段(6)的端塞上设有气压计，气压计与气压采集系统连接。
7.如权利要求1所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：所述围筒(1)的面积与所述燃料棒的个数之比等于乏燃料水池的面积与与其存储的乏燃料棒的个数之比。
8.如权利要求1所述的用于模拟燃料包壳性能的试验装置，其特征在于：所述电加热丝(4)通电时，燃料棒的热功率等于乏燃料衰变热功率。
9.基于权利要求1所述试验装置的一种用于模拟燃料包壳性能的试验方法，其特征在于：通过功率控制系统控制电加热丝(4)的通电加热，使燃料棒的热功率等于乏燃料衰变热功率，通过温度采集系统测量和记录加热过程中热电偶的温度值；所述加热过程包括围筒(1)内水的沸腾、水位下降和蒸干过程。
10.基于权利要求6所述试验装置的一种用于模拟燃料包壳性能的试验方法，其特征在于：通过功率控制系统控制电加热丝(4)的通电加热，使燃料棒的热功率等于乏燃料衰变热功率，通过温度采集系统测量和记录加热过程中热电偶的温度值，并通过气压采集系统获取所述气压计的气压值，得到测试包壳段(6)的内部气压值；所述加热过程包括围筒(1)内水的沸腾、水位下降和蒸干过程。
CN201410776918.5A 2014-12-15 2014-12-15 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法 Active CN104575637B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410776918.5A CN104575637B (zh) 2014-12-15 2014-12-15 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410776918.5A CN104575637B (zh) 2014-12-15 2014-12-15 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104575637A true CN104575637A (zh) 2015-04-29
CN104575637B CN104575637B (zh) 2017-05-31

Family

ID=53091505

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201410776918.5A Active CN104575637B (zh) 2014-12-15 2014-12-15 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104575637B (zh)

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105825903A (zh) * 2016-04-13 2016-08-03 中国核电工程有限公司 一种用于模拟乏燃料水池失冷过程的高温试验装置和试验方法
CN106158057A (zh) * 2016-08-17 2016-11-23 中国核电工程有限公司 乏燃料水池的模拟装置
CN106229018A (zh) * 2016-08-17 2016-12-14 中国核电工程有限公司 一种加热装置
WO2017020474A1 (zh) * 2015-07-31 2017-02-09 中广核研究院有限公司 用于整体效应热工水力试验的堆芯模拟体
CN107424656A (zh) * 2017-06-26 2017-12-01 中国核电工程有限公司 一种模拟乏池失冷工况乏包壳高温高压试验的棒束装置
CN108511093A (zh) * 2018-04-16 2018-09-07 西安交通大学 一种压水堆燃料棒束高温加热夹持实验装置
CN109243632A (zh) * 2018-09-21 2019-01-18 上海核工程研究设计院有限公司 一种研究乏燃料组件喷淋冷却中周围棒束对单棒影响的试验方法
CN109949950A (zh) * 2019-03-26 2019-06-28 上海交通大学 反应堆包壳破损模拟实验台
CN111477368A (zh) * 2020-05-25 2020-07-31 中国原子能科学研究院 一种内外同时加热的环形燃料包壳试验件
CN112037950A (zh) * 2020-09-24 2020-12-04 中国核动力研究设计院 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法
CN112361948A (zh) * 2020-10-29 2021-02-12 中国核动力研究设计院 模拟燃料棒-乏池不同控温的加热装置
CN112382421A (zh) * 2020-10-09 2021-02-19 国家电投集团科学技术研究院有限公司 模拟核反应堆燃料棒的试验装置
CN113096840A (zh) * 2021-03-29 2021-07-09 中山大学 一种用于模拟反应堆燃料棒包壳材料动态试验的反应釜
CN113782234A (zh) * 2021-08-19 2021-12-10 苏州热工研究院有限公司 一种水下燃料棒模拟装置及其安装控制方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101023232B1 (ko) * 2009-02-03 2011-03-21 한국원자력연구원 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관, 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관의 제조방법 및 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관이 구비되는 모사 크러드 형성장치
CN103024952A (zh) * 2012-12-17 2013-04-03 中国核电工程有限公司 一种具有模拟不同功率分布功能的电加热装置
CN203084593U (zh) * 2012-12-17 2013-07-24 中国核电工程有限公司 一种基于计算机控制的电加热棒功率控制系统
CN104034651A (zh) * 2014-06-26 2014-09-10 苏州热工研究院有限公司 核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置
JP2014215179A (ja) * 2013-04-25 2014-11-17 株式会社東芝 水位・温度計測装置および水位・温度計測システム

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101023232B1 (ko) * 2009-02-03 2011-03-21 한국원자력연구원 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관, 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관의 제조방법 및 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관이 구비되는 모사 크러드 형성장치
CN103024952A (zh) * 2012-12-17 2013-04-03 中国核电工程有限公司 一种具有模拟不同功率分布功能的电加热装置
CN203084593U (zh) * 2012-12-17 2013-07-24 中国核电工程有限公司 一种基于计算机控制的电加热棒功率控制系统
JP2014215179A (ja) * 2013-04-25 2014-11-17 株式会社東芝 水位・温度計測装置および水位・温度計測システム
CN104034651A (zh) * 2014-06-26 2014-09-10 苏州热工研究院有限公司 核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
许倩 等: "用于LBLOCA试验的模拟燃料棒的设计", 《原子能科学技术》 *
黄玉才 等: "压水堆燃料棒锆-4包壳在打破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验", 《核科学与工程》 *

Cited By (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2017020474A1 (zh) * 2015-07-31 2017-02-09 中广核研究院有限公司 用于整体效应热工水力试验的堆芯模拟体
CN105825903A (zh) * 2016-04-13 2016-08-03 中国核电工程有限公司 一种用于模拟乏燃料水池失冷过程的高温试验装置和试验方法
CN106158057B (zh) * 2016-08-17 2019-12-13 中国核电工程有限公司 乏燃料水池的模拟装置
CN106158057A (zh) * 2016-08-17 2016-11-23 中国核电工程有限公司 乏燃料水池的模拟装置
CN106229018A (zh) * 2016-08-17 2016-12-14 中国核电工程有限公司 一种加热装置
CN107424656A (zh) * 2017-06-26 2017-12-01 中国核电工程有限公司 一种模拟乏池失冷工况乏包壳高温高压试验的棒束装置
CN108511093A (zh) * 2018-04-16 2018-09-07 西安交通大学 一种压水堆燃料棒束高温加热夹持实验装置
CN109243632A (zh) * 2018-09-21 2019-01-18 上海核工程研究设计院有限公司 一种研究乏燃料组件喷淋冷却中周围棒束对单棒影响的试验方法
CN109949950B (zh) * 2019-03-26 2021-04-02 上海交通大学 反应堆包壳破损模拟实验台
CN109949950A (zh) * 2019-03-26 2019-06-28 上海交通大学 反应堆包壳破损模拟实验台
CN111477368A (zh) * 2020-05-25 2020-07-31 中国原子能科学研究院 一种内外同时加热的环形燃料包壳试验件
CN112037950A (zh) * 2020-09-24 2020-12-04 中国核动力研究设计院 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法
CN112037950B (zh) * 2020-09-24 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法
CN112382421A (zh) * 2020-10-09 2021-02-19 国家电投集团科学技术研究院有限公司 模拟核反应堆燃料棒的试验装置
CN112382421B (zh) * 2020-10-09 2022-06-21 国家电投集团科学技术研究院有限公司 模拟核反应堆燃料棒的试验装置
CN112361948A (zh) * 2020-10-29 2021-02-12 中国核动力研究设计院 模拟燃料棒-乏池不同控温的加热装置
CN112361948B (zh) * 2020-10-29 2022-02-22 中国核动力研究设计院 模拟燃料棒-乏池不同控温的加热装置
CN113096840A (zh) * 2021-03-29 2021-07-09 中山大学 一种用于模拟反应堆燃料棒包壳材料动态试验的反应釜
CN113782234A (zh) * 2021-08-19 2021-12-10 苏州热工研究院有限公司 一种水下燃料棒模拟装置及其安装控制方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN104575637B (zh) 2017-05-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104575637A (zh) 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法
CN106229018A (zh) 一种加热装置
US20130010912A1 (en) Neutron Monitoring Systems Including Gamma Thermometers And Methods Of Calibrating Nuclear Instruments Using Gamma Thermometers
CN107424656B (zh) 一种模拟乏池失冷工况乏包壳高温高压试验的棒束装置
Gnanadhas et al. PATH–An experimental facility for natural circulation heat transfer studies related to Post Accident Thermal Hydraulics
Fang et al. Safety features of high temperature gas cooled reactor
Jernkvist Computational assessment of LOCA simulation tests on high burnup fuel rods in Halden and Studsvik
Kisselev et al. Application of thermal hydraulic and severe accident code SOCRAT/V2 to bottom water reflood experiment PARAMETER-SF4
Dutt et al. Experimental investigation of transient behaviour of IPHWR under heat up condition
Dutt et al. Experimental investigation of quenching of a single exposed heated channel of 220 MWe IPHWR
Vasiliev et al. Application of thermal hydraulic and severe accident code SOCRAT/V3 to bottom water reflood experiment QUENCH-LOCA-0
Grounes et al. Fuel R&D at Studsvik I. Introduction and experimental facilities
Blandin et al. Fuel and material irradiation hosting systems in the Jules Horowitz Reactor
Maharjan et al. Experimentally-Benchmarked Computational Fluid Dynamics Simulations of an Array of Heated Rods Within a Square-Cross-Section Helium-Filled Pressure Vessel
Gerova et al. Modeling and simulation of the QUENCH 12 experiment with the RELAP/SCDAPSIM/MOD3. 5 code
Woolstenhulme et al. In-Pile Loss of Coolant Accident Testing at TREAT
Bakhri et al. Steady State Temperature Distribution Investigation of HTR Core
Migdal et al. ISHTAR thermostatic irradiation device for advanced nuclear technologies research in the Maria reactor
RU135440U1 (ru) Устройство для имитации максимальной проектной аварии реакторов типа ввэр
Vasiliev Application of thermal hydraulic code SOCRAT/V2 to top water reflood experiment PARAMETER-SF3
Breymesser et al. Thermal power calibration of the TRIGA reactor Wien
Hill et al. MCNP Analysis fo the Aqua-SETH Experiment in TREAT
Lipka et al. Experimental study of ISHTAR thermostatic irradiation device for the MARIA research reactor
Mikuš Power distribution gradients in WWER type cores and fuel failure root causes
Kisselev et al. Modeling of Thermal Hydraulics Features of Top Water Reflood Experiment PARAMETER-SF3 Using SOCRAT/V2 Code

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant