模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置

摘要

本发明涉及模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置，其包括型腔，该型腔包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔，核燃料包壳管至少有两节，每两节之间通过连接件相密封连接，其中连接件的两端部分别能够滑动地设置在核燃料包壳管内，实验管在受热膨胀后能够自由伸缩；上、下封头；加热装置，其包括发热体，上、下封头、连接件将发热体与核燃料包壳管的内壁绝缘隔开。本发明的燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由连接件将相邻两个燃料包壳管活动且密封设置，还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的现象发生，从而能够准确的评估核燃料包壳管性能。

说明书

技术领域

本发明涉及一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置，特别涉及一种模拟LOCA工况发生时在高温水蒸气氧化及淬火中用于评估核燃料包壳性能的实验装置。

背景技术

核燃料包壳管为核燃料芯块外面的一层保护层，它保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀，避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染，同时还能保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件。其工况条件为其包容核燃料，承受高温高压和强烈的中子辐射，受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆等危害，受冷却剂压力、冲刷、振动和腐蚀以及氢脆等威胁。因此核燃料包壳管的性能十分重要，关系到核电站的安全。

LOCA为反应堆运行过程中非常严重的事故，该事故发生主要由以下原因引起的：一回路一根管道或辅助系统的管道破裂；一回路或辅助系统管道的阀门意外打开或不能关闭；输送一回路介质的泵的轴封或阀杆泄露。LOCA事故发生时反应堆失去一回路冷却剂，堆芯冷却不良导致包壳温度快速升高，使其氧化速率加快，造成包壳材料氧化膜厚度快速增加。在LOCA的后期，大量的水注入反应堆活性区，使包壳材料温度快速下降，可以认为该过程是对包壳材料的淬火，如果包壳材料没有足够的抗冲击能力便会发生破裂，导致放射性裂变产物释放，对反应堆的安全构成威胁。

如果用堆内实验获得燃料包壳材料在LOCA工况下的行为，不仅技术复杂，而且耗费较大。因此，基本上采用反应堆外模拟技术及装置来评估燃料核燃料包壳管的性能。目前，进行模拟LOCA工况下包壳行为的装置较少，大部分为了利于控温采取外部加热的方式，该方式与LOCA真实工况不相符合，不能够更加真实的反应工况下材料的性能。同时，一部分实验装置在加热过程中核燃料包壳管不能自由膨胀，因此燃料核燃料包壳管在整个试验过程中承受了一定的外力，这将对试验结果产生一定的影响，不能准确的反应材料的真实性能，还有一部分实验装置在加热过程中核燃料包壳管能够自由膨胀，但其存在了膨胀后变弯的问题，无法使得包壳管能够自由伸缩，更准确的测试材料的性能。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置。

为解决上述技术问题，本发明采取如下技术方案：

一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置，其包括：

用于容纳核燃料包壳管的型腔，该型腔包括通过密封件分隔形成的位于上下两端的真空腔和位于中部的淬火腔，在密封件上设有通孔，核燃料包壳管至少有两节，每两节之间通过连接件相密封连接，且多节核燃料包壳管中有一节为尺寸满足实验需求的实验管，在相连接后的多节核燃料包壳管的上下两端部分别穿过相对应端部的通孔、并分别位于上下两端的真空腔内，其中连接件的两端部分别能够滑动地设置在核燃料包壳管内，且在连接件上开设有连接孔，实验管在受热膨胀后能够自由伸缩；

用于密封相连接后的多节核燃料包壳管两端部的上封头和下封头，且分别在上封头和下封头上开设有上孔和下孔；

加热装置，其包括两端部分别穿入上孔和下孔中、且位于连接孔中的发热体，上封头和下封头、以及连接件将发热体与核燃料包壳管的内壁绝缘隔开。

优选地，连接件、上封头和下封头的材质相同，均为石英、陶瓷或碳化硼中的一种。其中材质碳化硼最佳，便于连接件的加工成型。

优选地，发热体的两端部分别伸出上封头和下封头，加热装置还包括分别连接在发热体两端部的电极。

进一步的，电极的材质为铜。

进一步的，加热装置还包括分别设置在真空腔内、用于将电极与真空腔相绝缘的绝缘层。

根据本发明的一个具体实施和优选方面，相连接后的多节核燃料包壳管竖直位于型腔的中部，且在下封头的底部还设有用于支撑所述发热体的支撑块，该支撑块为绝缘体。

优选地，上孔、下孔、连接孔的中心位于同一条直线上，所述的发热体位于相连接后的多节所述核燃料包壳管的中部。

优选地，核燃料包壳管有两节，实验管位于下方，当对实验管进行淬火处理时，位于淬火腔内的淬火液的液位处于连接件的下方。防止淬火液渗进实验管的内部。

根据本发明的又一个具体实施和优选方面，实验装置还包括气体保护装置，该气体保护装置包括保护气体存储器；分别向真空腔、淬火腔、以及核燃料包壳管内通入保护气体的管道；以及控制阀。

此外，密封件为水冷密封件，相连接后的多节核燃料包壳管的上下两端部分别与通孔由石墨密封圈进行密封。

淬火腔上还设有测温窗口。便于实际操控。同时，淬火腔上还设有与淬火腔相连通的水蒸气入口管道和出口管道、以及用于通入或排出淬火液的管道。

由于以上技术方案的实施，本发明与现有技术相比具有如下优点：

本发明的装置设计巧妙，合理，使得燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由连接件将相邻两个燃料包壳管活动且密封设置，还能够解决核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的问题，从而能够准确的评估核燃料包壳管性能，结构简单，操作方便，且成本低。

附图说明

下面结合附图和具体的实施例对本发明做进一步详细的说明。

图1为根据本发明的实验装置的结构示意图；

其中：1、核燃料包壳管（锆合金包壳管）；2、型腔；3、密封件（水冷密封件）；4、真空腔；5、淬火腔；6、连接件；7、上封头；8、下封头；9、加热装置；90、发热体；91、电极；10、气体保护装置；100、保护气体的管道；11、墨密封圈；12、测温窗口；13、水蒸气的入口管道；14、水蒸气的出口管道；15、淬火液的管道（通入或排出）；16、支撑块。

具体实施方式

如图1所示，本实施例提供模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置，其主要包括：用于容纳核燃料包壳管1的型腔2，该型腔2包括通过密封件3分隔形成的位于上下两端的真空腔4和位于中部的淬火腔5，在密封件3上设有通孔（图中未显示），核燃料包壳管1至少有两节，每两节之间通过连接件6相密封连接，且多节核燃料包壳管1中有一节为尺寸满足实验需求的实验管，在相连接后的多节核燃料包壳管1的上下两端部分别穿过相对应端部的通孔、并分别位于上下两端的真空腔4内，其中连接件6的两端部分别能够滑动地设置在核燃料包壳管1内，且在连接件6上开设有连接孔，实验管在受热膨胀后能够自由伸缩；

用于密封相连接后的多节核燃料包壳管1两端部的上封头7和下封头8，且分别在上封头7和下封头8上开设有上孔和下孔；

加热装置9，其包括两端部分别穿入上孔和下孔中、且位于连接孔中的发热体90，上封头7和下封头8、以及连接件6将发热体90与核燃料包壳管1的内壁绝缘隔开。

连接件6、上封头7和下封头8的材质相同，均为石英、陶瓷或碳化硼中的一种。其中材质碳化硼最佳，便于连接件6的加工成型。

上孔、下孔、连接孔的中心位于同一条直线上，发热体90位于相连接后的多节核燃料包壳管1的中部。

发热体90的两端部分别伸出上封头7和下封头8，加热装置9还包括分别连接在发热体90两端部的电极91。本例中，电极91的材质为铜。

进一步的，加热装置9还包括分别设置在真空腔4内、用于将电极91与真空腔4相绝缘的绝缘层（图中未显示）。

进一步的，实验装置还包括气体保护装置10，该气体保护装置10包括保护气体存储器；分别向真空腔4、淬火腔5、以及核燃料包壳管1内通入保护气体的管道100；以及控制阀。

密封件3为水冷密封件，相连接后的多节核燃料包壳管1的上下两端部分别与通孔由石墨密封圈11进行密封。

淬火腔5上还设有测温窗口12。便于实际操控。同时，淬火腔5上还设有与淬火腔5相连通的水蒸气入口管道13和出口管道14、以及用于通入或排出淬火液的管道15。

同时，相连接后的多节核燃料包壳管1竖直位于型腔2的中部，且在下封头8的底部还设有用于支撑发热体的支撑块16，该支撑块16为绝缘体。

此外，本例中，核燃料包壳管1有两节，实验管位于下方，当对实验管进行淬火处理时，位于淬火腔5内的淬火液的液位处于连接件6的下方。防止淬火液渗进实验管的内部。

本例中，实验管的长度250mm，位于两节核燃料包壳管1之间的间距为10-20mm，淬火腔的高度为350mm。

综上所述，本发明的燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由连接件将相邻两个燃料包壳管活动且密封设置，防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的现象发生，从而更准确的测试材料的性能，对提高核安全水平具有重要意义。

以上对本发明做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本发明的内容并加以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，凡根据本发明的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围内。