燃料包壳试验
基于实验和计算流体力学方法掌握多种核素从芯块-包壳间隙到一回路冷却剂的输运规律，建立了基于低温低压与高温高压的两种模化压水堆和铅铋堆的燃料包壳破口释放实验平台，对不同放射性核素在冷却剂中的输运过程展开了实验测量，掌握了多种核素破口释放到冷却剂中的迁移机制，总结了裂变产物从破口释放的瞬态过程，并且最终得到了不同破口尺寸下的稳态释放逃脱率系数。这些研究成果为准确预测一回路内核素的活度浓度，反演燃料包壳破损位置及大小提供了理论依据。
1、低温低压回路
主回路是压水堆裂变气体模拟释放回路的主体，采用316H耐高温耐腐蚀不锈钢，主回路管径为DN50，用于模拟反应堆的一回路循环，由循环泵、稳压器和加热器组成。循环泵通过变频和旁通结合的方式调节主回路流量，以使实验段子通道中冷却剂流速达到实验设定值。稳压器用于稳定回路中的压力，防止压力出现剧烈波动。加热器用于调节和稳定回路中的温度，通过监测回路中的温度并控制加热器的通断，可以使回路中温度稳定在1℃±0.5以内，回路的电加热功率是380V-8kW，回路冷却剂温度在100-200℃。常规流量不高于25m3/h。
主回路中在实验段进口处布置了压力传感器，测量范围为0-1.6MPa，测量精度为0.5%，输出4-20mA的电流信号。在实验段出口处布置了温度传感器，量程范围为0-200℃，测量精度为0.15℃，通过变送器输出4-20mA的电流信号。实验开始前实验棒内是高温惰性气体的环境，因此使用K型铠装热电偶测量实验棒内温度，测量精度为0.2%，通过变送器输出4-20mA的电流信号。实验棒压力传感器测量范围为0-1MPa，测量精度为0.5%，输出4-20mA的电流信号。
调压段通过水稳压确保回路压力保持在稳定的状态，同时可以通过氩气进行稳压和调压，气体通过流量2000SCCM的质量流量计实现控制。
冷却段将测量段取样的水提前冷却降压，采用冷水机循环水对测量段的取样水进行换热降温，冷却段采用功率为4kW的水冷机。
取样段包括稳压水罐和汽水分离器，取样回路为DN25，稳压水罐调节主回路的压力并分离水空间和气路空间，汽水分离装置过滤气相中水分，确保收集的裂变气体为干燥的气体。
实验段是95.68×95.68mm的正方形流道，流道内由2×2棒束组成一个子通道，其中三根是没有功能的阻力棒，一根是实验棒，模拟燃料棒的加热功率是220V-800W（通过电控抬升下压来实现破口的闭合），用于模拟反应堆实际堆芯的流动状态。棒束直径为32mm，棒束的间距为42.56mm，栅径比为1.33。子通道的长度为700mm。破口的高度距离实验段顶部距离为350mm。
2、高温高压回路
试验设备包括高压试验段部分、冷却装置、水化学控制系统和数据测量控制系统。由于试验装置发热功率很大，所以试验采用特定的冷却装置。采用二次冷却系统，通过高流量的冷却水带走试验段的热量，再通过高流量的冷却水带走冷却水的热量，最终实现换热。试验段入水可以经过预热器，使冷却剂工质入口温度控制在320℃附近，从而模拟反应堆真实工况。
试验回路高压主回路采用耐腐蚀性不低于316类型不锈钢的材料制造，管径不小于DN20。主回路可实现在线水质净化，流量不小于单根燃料棒的平均流量，主循环泵采用磁力屏蔽高压泵，流量可达到4 m3/h以上，扬程80m。工质流量控制精度±5%，试验段入口温度精度±0.5℃，压力控制精度±0.5MPa。
锆合金高功率内加热试验段。试验段采用管状锆合金试样，试验段为直立安装锆管。采用内加热棒方式（φ8.2mm左右，通直流电）模拟堆芯加热工况。加热棒可以实现180W/cm的线功率密度加热，锆合金管管表面热流密度达到60-90W/cm2。加热元件与锆合金管管之间绝缘(氧化镁)，采用直流低压大电流加热，以降低锆合金管表面感应。
根据核电站运行工况，试验段还配备1.5kW预加热套筒，采用电阻加热方式，使进口水温最高可预热至350℃以上。
试验段采用低压大电流直流加热，功率满足要求。加热器发热体应保证与锆合金管管内壁贴近，两端焊接厚壁导电连接段。为模拟锆合金管管实际传热模式，加热棒与锆管之间填充（0.2~3）MPa惰性气体氩气，并在整个试验过程中维持恒压。
水化学控制系统可对高压釜进出水进行净化循环，仪表可对溶解氧、PH、压力、进出口温度、进出口电导率、流速等水质参数进行监测和控制。水回路参数控制精度和稳定性达到核电厂运行参数要求；可添加B、Li等添加药剂，以及Fe、Cr、Ni、Co等离子；添加离子控制精度不低于设定值的±5%。可根据主回路流量通过加药系统维持主回路给定溶质的浓度。离子交换树脂床可以维持和调节pH参数。具有自动记录软件，所有参数均可记录，可追溯。
冷却器内部采用盘管冷凝器，冷却能力与目标试验段匹配，尽量减少流动阻力。冷却器采用导水冷却，以防止主冷却器冷却水侧发生沸腾，影响换热。
环状燃料棒设计图
