CN105761768B - Loca工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其包括反应装置、工作气体分配系统、混合气体供应装置、汽气分离器、氢气分析仪、水淬系统、测压装置及真空系统，反应装置包括样品室、用于对包壳进行加热的加热电极、用于测量包壳内壁以及外壁温度的测温装置，样品室包括石英管、上端盖和下端盖、混合气体进气管、排气管；工作气体分配系统包括内存储有氦气的第一气体罐、内存储有氩气的第二气体罐。本发明既可评价反应堆失水，安注系统启动后向反应堆内注水，对包壳进行淬火后包壳完整性，还可以测量锆合金包壳与高温蒸汽反应过程中释放的氢气量，为锆合金研发过程中堆外性能评价中提供设备支持。

Description

LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统
技术领域
本发明涉及一种用于核电站用锆合金燃料包壳在LOCA（反应堆失水事故）工况下完整性的性能评价系统。
背景技术
金属锆与包壳在高温下反应，包壳材料被氧化，形成黑色无塑性的氧化锆，并放出一定量的氢气，氢气在安全壳内的大量聚集会对安全壳的安全构成重大威胁。在反应堆失水事故工况下，包壳材料表面温度快速升高，甚至达到燃料芯块的熔点，由于锆合金的抗高温氧化能力很弱，导致包壳快速腐蚀，导致塑性快速降低，严重威胁安全性。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统。
为解决上述技术问题，本发明采取如下技术方案：
LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其包括反应装置、工作气体分配系统、混合气体供应装置、汽气分离器、氢气分析仪、水淬系统、测压装置以及真空系统，其中，所述反应装置用于评价包壳在高温蒸汽中腐蚀性能，该反应装置包括用于提供高温水蒸汽与包壳反应的空间的样品室、用于对包壳进行加热的加热电极、用于测量包壳内壁以及外壁温度的测温装置，所述样品室包括石英管、分别密封设置在所述石英管上端部和下端部的上端盖和下端盖、连接在所述下端盖上且与所述石英管相连通的混合气体进气管、连接在所述上端盖上且与所述石英管相连通的排气管；
所述的工作气体分配系统包括内存储有氦气的第一气体罐、内存储有高纯氩气的第二气体罐以及用于将所述第一气体罐、第二气体罐分别与所述的包壳的内部相连通的管道；
所述混合气体供应装置用于向所述石英管内提供高温水蒸汽，所述混合气体包括在高温下与包壳反应而释放氢气的水蒸汽和载气氩气；
所述汽气分离器与排气管相连通，用于将从排气管中排出的混合气体中的水蒸气与其它气体相分离；
所述氢气分析仪与所述汽气分离器相连通用于检测氢气含量；
所述水淬系统用于对包壳进行淬火；所述测压装置用于实时测量包壳内压力变化。
进一步地，所述加热电极包括分别密封固定在所述上端盖和所述下端盖上且加热端部位于所述包壳内部的第一钨电极和第二钨电极，在所述第一钨电极、所述第二钨电极与所述包壳之间设有分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘的上、下绝缘套。
进一步地，所述测温装置包括用于测量所述包壳内壁温度的第一热电偶、用于测量所述包壳外壁及所述样品室内蒸汽温度的第二热电偶以及接收并存储所述第一热电偶和第二热电偶发送的测量结果的记录仪器。优选地，所述的测温装置还包括用于测量所述样品室内蒸汽温度、包壳外壁温度的红外高温计。如此，可将该红外高温计测得的包壳外壁温度与第二热电偶测得的温度进行相互校验。具体地，保温层上开设有用于安装红外高温计的安装孔。红外高温计安装在样品室的侧壁上。
进一步地，所述样品室还包括设置在所述石英管外周的保温层、设置在所述石英管与保温层之间的铜管。在石英管外周设的铜管可以模拟反应堆内周边燃料元件对所研究包壳的加热作用和对包壳腐蚀行为的影响。优选地，所述的保温层的材料为石棉或氧化锆。
根据本发明的一个具体方面，所述的混合气体供应装置包括水箱、与所述水箱通过管道连通的蒸汽发生器、内存储有氩气的第三气体罐、存储有氩气与氧气的混合气体的第四气体罐、气体过热器，从蒸汽发生器产生的蒸汽与来自第三气体罐或第四气体罐的气体混合后，经气体过热器加热后，从所述混合气体进气管进入所述石英管内。
根据一个具体方面，所述的水淬系统包括与所述水箱和所述石英管内部连通的淬火管道。
进一步地，所述的样品室还包括设置在所述保温层外周的不锈钢水冷套。
优选地，所述的反应装置还包括设置在所述样品室外的负压防护系统。
优选地，所述的样品室设有泄压阀，当样品室压力超过安全值后、泄压阀打开，防止样品室发生爆炸。
根据本发明，所述汽气分离器是可以将气体与水蒸汽分离的装置。优选地，该汽气分离器是可以将水蒸汽、氢气和氩气三者同时分离的装置，即经该装置后，将直接获得不含水蒸气和氩气的氢气，从而便于下一步直接对氢气的含量进行检测分析。在经过汽气分离器分离后的氢气，经过干燥剂的干燥，再进入氢气分析仪是优选的。氢气分析仪可以选用例如Caldos分析仪。
进一步地，所述系统还配置有数据采集、记录计算机等以自动记录不同位置蒸汽温度、压力、时间等信息。
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：
该系统既可评价反应堆失水，安注系统启动后向反应堆内注水，对包壳进行淬火后包壳完整性，还可以测量锆合金包壳与高温蒸汽反应过程中释放的氢气量，为锆合金研发过程中堆外性能评价中提供设备支持。
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为根据本发明的性能评价系统的示意图；
图2为图1中反应装置的剖视示意图；
其中：1、工作气体分配系统；2、铜管；3、混合气体预热器；4,5,6、质量流量计；7、蒸汽发生器； 9、气体过热器；11、气体管道； 12、水箱；13、加热电极；15、上端盖；16、下端盖；17、绝缘套；18、不锈钢水冷套； 19、石英管；20、水淬系统；21、汽气分离器；22、保温层； 23、包壳； 26、第一热电偶；27、负压防护系统；28、真空系统；29、气体成分及含量分析系统；32、混合气体进气管；33、排气管；34、第一气体罐；35、第二气体罐；36、第三气体罐；37、第四气体罐。
具体实施方式
如图1和2所示，本例提供LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其主要包括反应装置、工作气体分配系统1、混合气体供应装置、汽气分离器21、气体成分及含量分析系统29（含氢气分析仪）、水淬系统20、测压装置以及真空系统28。
反应装置用于评价包壳23在高温蒸汽中腐蚀性能，该反应装置包括用于提供高温水蒸汽与包壳23反应的空间的样品室、用于对包壳23进行加热的加热电极13、用于测量包壳23内壁以及外壁温度的测温装置，所述样品室包括石英管19、分别密封设置在所述石英管19上端部和下端部的上端盖15和下端盖16、连接在所述下端盖16上且与所述石英管19相连通的混合气体进气管32、连接在所述上端盖15上且与所述石英管19相连通的排气管33。进一步地，所述加热电极包括分别密封固定在所述上端盖15和下端盖16上且加热端部位于包壳23内部的第一钨电极和第二钨电极，在所述第一钨电极、所述第二钨电极与所述包壳之间设有分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘的上、下绝缘套17。
进一步地，所述测温装置包括用于测量所述包壳23内壁温度的第一热电偶、用于测量所述包壳23外壁及所述样品室内蒸汽温度的第二热电偶以及接收并存储所述第一热电偶和第二热电偶发送的测量结果的记录仪器（图中未显示）。优选地，所述的测温装置还包括用于测量所述样品室内蒸汽温度、包壳外壁温度的红外高温计（图中未显示）。如此，可将该红外高温计测得的包壳外壁温度与第二热电偶测得的温度进行相互校验。具体地，保温层上开设有用于安装红外高温计的安装孔。红外高温计安装在样品室的侧壁上。进一步地，所述样品室还包括设置在所述石英管19外周的保温层22、设置在所述石英管19与保温层22之间的铜管2。在石英管19外周设的铜管2可以模拟反应堆内周边燃料元件对所研究包壳的加热作用和对包壳腐蚀行为的影响。优选地，所述的保温层22的材料为石棉或氧化锆。进一步地，所述的样品室还包括设置在所述保温层22外周的不锈钢水冷套18。此外，样品室设有泄压阀，当样品室压力超过安全值后、泄压阀打开，防止样品室发生爆炸。所述的反应装置还包括设置在所述样品室外的负压防护系统27。
所述的工作气体分配系统1包括内存储有氦气的第一气体罐34、内存储有高纯氩气的第二气体罐35以及用于将第一气体罐34、第二气体罐35分别与所述的包壳23的内部相连通的管道；
所述混合气体供应装置用于向石英管19内提供高温水蒸汽，所述混合气体包括在高温下与包壳反应而释放氢气的水蒸汽和载气氩气；所述的混合气体供应装置具体包括水箱12、与所述水箱12通过管道连通的蒸汽发生器7、内存储有氩气的第三气体罐36、存储有氩气与氧气的混合气体的第四气体罐37、气体过热器9，从蒸汽发生器7产生的蒸汽与来自第三气体罐36或第四气体罐37的气体（氩气）混合后，经气体过热器7加热后，从所述混合气体进气管32进入石英管19内。
所述汽气分离器21与排气管33相连通，用于将从排气管33中排出的混合气体中的水蒸气与其它气体相分离；该汽气分离器是可以将水蒸汽、氢气和氩气三者同时分离的装置，即经该装置后，将直接获得不含水蒸气和氩气的氢气，从而便于下一步直接对氢气的含量进行检测分析。在经过汽气分离器分离后的氢气，经过干燥剂的干燥，再进入氢气分析仪是优选的。氢气分析仪可以选用例如Caldos分析仪。
所述气体成分及含量分析系统与所述汽气分离器23相连通，其中氢气分析仪用于检测氢气含量；
所述水淬系统用于对包壳进行淬火，其包括与水箱和石英管内部连通的淬火管道；所述测压装置用于实时测量包壳内压力变化，测压装置包括设置在包壳上用于检测其内压力的压力表（图中未显示）。
进一步地，所述系统还配置有数据采集、记录计算机等以自动记录不同位置蒸汽温度、压力、时间等信息。
本发明使用如下：
用蒸汽发生器7产生高温（120℃）水蒸气，经过保温金属管道与经质量流量计4、5、6的Ar按照一定比例混合，然后经过气体过热器9使混合气体的温度进一步升高（约300℃），最后通过样品室下方的气体管道11进入样品室石英管19内，由加热电极13对包壳23进行加热，高温水蒸汽与高温燃料包壳23发生反应，在包壳材料外表面生成氧化锆，并释放氢气。然后水蒸气、氢气和氩气的混合气体通过样品室上方的气体出口从排气管33排出，经保温管道传输，进入汽气分离器21。在汽气分离器21中，高温水蒸气经流动冷却水冷却凝结，而Ar和H2则通过汽气分离器21上部排气管导出，经干燥剂干燥后，进入Caldos分析仪测量锆-水反应释放的H2量。样品室采用金属钨棒做热源，设计的功率密度与核电站正常运行时燃料原件相当，约180W/cm。在包壳23内填充由工作气体分配系统1分配的高压氩气，并由压力表27实时测量包壳内压力变化，如果压力突然降低，说明包壳发生破损，腐蚀失效，测试系统将自动停止加热。包壳材料内、外壁都布置的热电偶，用于测量包壳内、外壁温度。在样品室保温层22上，开有观察孔，实验过程中可观察样品室内腐蚀状况，保温层22内设的铜管2（铜反射层），用于发射包壳堆外辐射的热量，模拟堆芯周边包壳对所研究包壳的加热作用，保温层上还装有红外高温计，用于测量样品室气体及包壳外壁温度。该装置配有真空系统28，在实验开始前，可关闭蒸汽管道阀门、气体过热器9、样品室、汽气分离器21及包壳23内等管道与大气联通的阀门，抽出这些管道的空气，最高真空度可达5Pa。然后关闭真空管道，向蒸汽管道、样品室通入高温蒸汽；向包壳23内填充1MPa的高纯Ar。打开低压加热电源，开始对样品进行加热。当包壳23内温度达到设定温度时，开始计时，到达氧化时间后，关闭加热电源。通过淬火管道向样品室注入冷却水，样品室水位上升的速度在2~5mm/s。对包壳23进行淬火。样品冷却后，通过包壳23内部链接压力计数值的变化，可判断包壳23在淬火过程中是否发生失效。通过Caldos29测量结果分析，计算试验过程中H2的释放量。
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。

Claims (8)

1. LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于包括反应装置、工作气体分配系统、混合气体供应装置、汽气分离器、氢气分析仪、水淬系统、测压装置以及真空系统，其中，所述反应装置用于评价包壳在高温蒸汽中腐蚀性能，该反应装置包括用于提供高温水蒸汽与包壳反应的空间的样品室、用于对包壳进行加热的加热电极、用于测量包壳内壁以及外壁温度的测温装置，所述样品室包括石英管、分别密封设置在所述石英管上端部和下端部的上端盖和下端盖、连接在所述下端盖上且与所述石英管相连通的混合气体进气管、连接在所述上端盖上且与所述石英管相连通的排气管；
所述的工作气体分配系统包括内存储有氦气的第一气体罐、内存储有高纯氩气的第二气体罐以及用于将所述第一气体罐、第二气体罐分别与所述的包壳的内部相连通的管道；
所述混合气体供应装置用于向所述石英管内提供高温水蒸汽，所述混合气体包括在高温下与包壳反应而释放氢气的水蒸汽和载气氩气，所述的混合气体供应装置包括水箱、与所述水箱通过管道连通的蒸汽发生器、内存储有氩气的第三气体罐、存储有氩气与氧气的混合气体的第四气体罐、气体过热器，从蒸汽发生器产生的蒸汽与来自第三气体罐或第四气体罐的气体混合后，经气体过热器加热后，从所述混合气体进气管进入所述石英管内；
所述汽气分离器与所述的排气管相连通，用于将从排气管中排出的混合气体中的水蒸气与其它气体相分离；
所述氢气分析仪与所述汽气分离器相连通用于检测氢气含量；
所述水淬系统用于对包壳进行淬火；所述测压装置用于实时测量包壳内压力变化；
所述的样品室设有泄压阀。
2.根据权利要求1所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述加热电极包括分别密封固定在所述上端盖和所述下端盖上且加热端部位于所述包壳内部的第一钨电极和第二钨电极，在所述第一钨电极、所述第二钨电极与所述包壳之间设有分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘的上、下绝缘套。
3.根据权利要求1所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述测温装置包括用于测量所述包壳内壁温度的第一热电偶、用于测量所述包壳外壁及所述样品室内蒸汽温度的第二热电偶以及接收并存储所述第一热电偶和第二热电偶发送的测量结果的记录仪器。
4.根据权利要求3所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述的测温装置还包括用于测量所述样品室内蒸汽温度、包壳外壁温度的红外高温计。
5.根据权利要求1所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述样品室还包括设置在所述石英管外周的保温层、设置在所述石英管与保温层之间的铜管。
6.根据权利要求1所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述的水淬系统包括与所述水箱和所述石英管内部连通的淬火管道。
7.根据权利要求5所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述的样品室还包括设置在所述保温层外周的不锈钢水冷套。
8.根据权利要求1所述的LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其特征在于：所述的反应装置还包括设置在所述样品室外的负压防护系统。
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