​高温高压核安全与运行实验平台简介

面向我国先进核燃料元件设计及性能分析自主化的重大需求，主要用于攻关与反应堆燃料元件相关的各种复杂异形通道内临界热流密度（CHF）、流动传热特性、棒束湍流交混、汽泡行为等方面的前沿基础研究，为高精度核燃料元件性能分析自主化模型开发提供基础支撑。

实验平台系统由主回路（主泵、试验件、预热器、稳压器、混合器、测量系统和连接的管道阀门组成）、旁路(3组换热器和管道组成)和辅助系统（补水和排水系统水质净化系统、蓄水箱、二回路、电源系统）组成。

加热棒通过下部三道密封确保实验件内部压力，在实验件外接入电极。热电偶通过试验段上部密封板引出，测量试验件内子通道温度分布。