核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置制造方法及图纸

本发明专利技术涉及一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其包括通过密封件分隔形成的上部为真空腔和下部的淬火腔的型腔、加热装置、水蒸气循环装置、冷却装置、以及控制系统，所述控制系统包括用于控制抽真空泵抽真空的第一控制单元、用于控制进液单元注入冷却液的第二控制单元、以及分别用于检测并监控真空腔和淬火腔内压力变化的检控单元，其中当检控单元显示真空腔或淬火腔内压力下降时，核燃料包壳管损坏而失效。本发明专利技术的装置设计巧妙，合理，其能够很好地模拟LOCA工况下核燃料包壳管性能的评价，结构简单，操作方便，且成本低。

【技术实现步骤摘要】
核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置
本专利技术涉及一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，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价核燃料包壳性能的实验装置。
技术介绍
众所周知，LOCA(LossOfCoolantAccident)是核电厂在运行过程中最为严重的事故之一。该事故的发生主要是由于反应堆一回路冷却剂流失，导致堆芯温度急剧上升，同时反应堆内压力迅速下降，引发安注系统向堆内注水，以冷却快速升温的堆芯。在LOCA工况下(以锆合金为例)，当核燃料包壳温度超过600℃时，由于外部压力的下降导致燃料包壳发生肿胀、破裂；当温度升高至850℃以上时，燃料包壳锆合金会发生剧烈的锆水反应，包壳外部氧化膜厚度迅速增加，同时反应释放出氢气。当对堆芯进行注水时，相当于对锆合金包壳进行淬火，会导致包壳变脆甚至破裂，可引发放射性裂变产物泄漏。针对LOCA工况，美国联邦法规10CFR50.65制定了燃料包壳完整性的临界条件，即在最高温度1204℃、ECR(Equivalentcladdingreacted)最高为17％时，核燃料包壳淬火时要保持完整性。达到一定值ECR所需时间由Baker-Just公式计算得出。包壳的氧化产氢量不超过假设所有锆水反应所释放氢量的1％。我国ECCS验收标准也是参照这一法规。(1)计算的燃料包壳最高温度应不超过1204℃；(2)计算的燃料包壳最大氧化量不应超过包壳原始壁厚的17％；(3)与水蒸汽或水的发生化学反应的锆不应超过堆芯包壳总重量(不包括元件棒空腔部分的重量)的1％。如果用堆内实验获得锆合金燃料包壳材料在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，来评价燃料核燃料包壳管的性能。目前，核燃料包壳在模拟LOCA工况下的实验装置主要有两种：一种是通过电阻炉对燃料核燃料包壳管进行加热，然后通入水蒸气，在到达特定的氧化时间后将燃料包壳投入水中进行淬火。这种实验装置是从外部对核燃料包壳进行加热，而核反应堆堆内实际工况是燃料芯块在核燃料包壳内部发热，因此这种实验装置与实际工况相差较远；第二种实验装置是由韩国原子能科学院研发，采用核燃料包壳管内部插入发热体进行加热，在核燃料包壳管两端夹持电极。由于该LOCA装置中核燃料包壳管在加热过程中的热胀冷缩，核燃料包壳管上端所夹持的电极及附属电源线的总重量在不断变化，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。此外，上述两种设备均不能实现对核燃料包壳管的气氛保护功能。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置。为解决上述技术问题，本专利技术采取如下技术方案：一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其包括：用于容纳核燃料包壳管的型腔，型腔包括通过密封件分隔形成的位于上部的真空腔和位于下部的淬火腔，在密封件上设有通孔，核燃料包壳管密封设置在通孔中，且上部位于真空腔、下部位于淬火腔内；加热装置，其包括自核燃料包壳管开口伸入核燃料包壳管内的加热棒、套设在加热棒的外周用于将加热棒与核燃料包壳管的内壁绝缘隔开的套管、以及辅助加热棒加热的辅热单元，套管的材质为石英或陶瓷；水蒸气循环装置，其包括分别与淬火腔相连通的水蒸气发生器和水蒸气冷凝器；抽真空装置，其包括抽真空泵、分别与真空腔和淬火腔相连通的管道、以及控制阀；冷却装置，其包括能够分别向真空腔和淬火腔内注入冷却液的进液单元、以及排液单元；控制系统，其包括用于控制抽真空泵抽真空的第一控制单元、用于控制进液单元注入冷却液的第二控制单元、以及分别用于检测并监控真空腔和淬火腔内压力变化的检控单元，其中当检控单元显示真空腔或淬火腔内压力下降时，核燃料包壳管损坏而失效。具体的，核燃料包壳管的下部悬空在淬火腔内，且包括管体、焊接在管体底部的管底，加热棒的下端部位于管体底部和管底焊接处的上方，且加热棒的下端部距淬火腔底部的距离大于焊接处的高度。即燃料包壳管的焊接处与加热棒之间存在一定的间距，防止燃料包壳管的焊接处温度过高，先于燃料包壳管发生失效，从而影响核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评估的准确性。进一步的，在淬火腔的侧壁上分别设有水蒸气入口和水蒸气出口，通过管道分别将水蒸气入口与水蒸气发生器、水蒸气出口与水蒸气冷凝器相连通，其中水蒸气入口的高度大于焊接处的高度、小于加热棒下端部距淬火腔底部的距离。即水蒸气入口位于燃料包壳管焊接处以上，加热棒以下的位置，避免燃料包壳管焊接处的剧烈氧化，先于燃料包壳管发生失效，从而影响核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评估的准确性。根据本专利技术的一个具体实施和优选方面，密封件为水冷金属密封件，水冷金属密封件与进液单元相连通；核燃料包壳管与通孔由石墨密封圈进行密封。优选地，在水冷金属密封件和真空腔内均设有容纳冷却液的容腔，进液单元包括储液器；分别与真空腔的容腔、淬火腔、水冷金属密封件的容腔相连通的进液管道；以及与第二控制单元相连通的进液控制器，其中进液控制器能够接收第二控制单元的指令并分别向真空腔的容腔、淬火腔、水冷金属密封件的容腔中注入冷却液。优选地，第二控制单元包括信息处理器、设置在淬火腔上的测温窗口、能够透过测温窗口检测核燃料包壳管温度的红外线检测仪、用于记录红外线检测仪检测温度值并将信息传递至信息处理器的监控器，其中由信息处理器根据接收到核燃料包壳管温度信息来下达指令。优选地，辅热单元包括加热控制器、加热源、用于将加热源与加热棒相连接的第一导线；以及一端部连接在红外线检测仪将信息传递至监控器的支路上、另一端部与加热控制器相连通的第二导线，其中加热控制器根据接收红外线检测仪检测的信息向加热棒下达加热指令。优选地，排液单元包括位于淬火腔底部的排液管和排液阀。根据本专利技术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、分别向真空腔和淬火腔内通入保护气体的管道、以及控制阀。优选地，控制系统还包括用于控制气体保护装置通入真空腔和淬火腔内气体流量的第三控制单元。由于以上技术方案的实施，本专利技术与现有技术相比具有如下优点：本专利技术的装置设计巧妙，合理，其能够很好地模拟LOCA工况下核燃料包壳管性能的评价，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专利技术做进一步详细的说明。图1为根据本专利技术的实验装置的结构示意图(局部剖视)；其中：1、核燃料包壳管(锆合金包壳管)；2、型腔；20、密封件(水冷金属密封件)；21、真空腔；22、淬火腔；3、加热装置；30、加热棒；31、套管(石英套管)；32、辅热单元；320、加热控制器；321、第一导线；322、第二导线；4、水蒸气循环装置；40、水蒸气发生器；41、水蒸气冷凝器；5、抽真空装置；50、抽真空泵：6、冷却装置；60、进液单元；600、储液器；602、进液控制器；61、排液单元；610、排液管；611、排液阀；7、气体保护装置；70、气体存储器；8、控制系统；80、第一控制单元；800、控制处理器；801、导线；81、第二控制单元；810、息处理器；811、测温窗口；812、本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其特征在于：包括：用于容纳核燃料包壳管的型腔，所述的型腔包括通过密封件分隔形成的位于上部的真空腔和位于下部的淬火腔，在所述密封件上设有通孔，所述核燃料包壳管密封设置在所述通孔中、且上部位于所述真空腔、下部位于所述的淬火腔内；加热装置，其包括自所述核燃料包壳管开口伸入所述核燃料包壳管内的加热棒、套设在所述加热棒的外周用于将所述加热棒与所述核燃料包壳管的内壁绝缘隔开的套管、以及辅助所述加热棒加热的辅热单元，所述套管的材质为石英或陶瓷；水蒸气循环装置，其包括分别与所述淬火腔相连通的水蒸气发生器和水蒸气冷凝器；抽真空装置，其包括抽真空泵、分别与所述真空腔和淬火腔相连通的管道、以及控制阀；冷却装置，其包括能够分别向所述真空腔和淬火腔内注入冷却液的进液单元、以及排液单元；控制系统，其包括用于控制所述抽真空泵抽真空的第一控制单元、用于控制所述进液单元注入冷却液的第二控制单元、以及分别用于检测并监控所述真空腔和所述淬火腔内压力变化的检控单元，其中当所述检控单元显示所述的真空腔或所述淬火腔内压力下降时，所述的核燃料包壳管损坏而失效。

【技术特征摘要】
1.一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其特征在于：包括：用于容纳核燃料包壳管的型腔，所述的型腔包括通过密封件分隔形成的位于上部的真空腔和位于下部的淬火腔，在所述密封件上设有通孔，所述核燃料包壳管密封设置在所述通孔中、且上部位于所述真空腔、下部位于所述的淬火腔内；加热装置，其包括自所述核燃料包壳管开口伸入所述核燃料包壳管内的加热棒、套设在所述加热棒的外周用于将所述加热棒与所述核燃料包壳管的内壁绝缘隔开的套管、以及辅助所述加热棒加热的辅热单元，所述套管的材质为石英或陶瓷；水蒸气循环装置，其包括分别与所述淬火腔相连通的水蒸气发生器和水蒸气冷凝器；抽真空装置，其包括抽真空泵、分别与所述真空腔和淬火腔相连通的管道、以及控制阀；冷却装置，其包括能够分别向所述真空腔和淬火腔内注入冷却液的进液单元、以及排液单元；控制系统，其包括用于控制所述抽真空泵抽真空的第一控制单元、用于控制所述进液单元注入冷却液的第二控制单元、以及分别用于检测并监控所述真空腔和所述淬火腔内压力变化的检控单元，其中当所述检控单元显示所述的真空腔或所述淬火腔内压力下降时，所述的核燃料包壳管损坏而失效。2.根据权利要求1所述的核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其特征在于：所述的核燃料包壳管的下部悬空在所述淬火腔内，且包括管体、焊接在所述管体底部的管底，所述加热棒的下端部位于所述管体底部和所述管底焊接处的上方，且所述加热棒的下端部距所述淬火腔底部的距离大于所述焊接处的高度。3.根据权利要求2所述的核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其特征在于：在所述淬火腔的侧壁上分别设有水蒸气入口和水蒸气出口，通过管道分别将所述的水蒸气入口与所述水蒸气发生器、所述水蒸气出口与水蒸气冷凝器相连通，其中所述的水蒸气入口的高度大于所述焊接处的高度、小于所述加热棒下端部距所述淬火腔底部的距离。4.根据权利要求1所述的核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其特征在于：所述的密封件为水冷金属密封件，所述的水冷金属密封件与...

【专利技术属性】
技术研发人员：王荣山，束国刚，柏广海，张晏玮，刘二伟，梅金娜，耿建桥，杜晨曦，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，中国广核集团有限公司，中国广核电力股份有限公司，中广核工程有限公司，
类型：发明
国别省市：江苏;32