CN109767853A - 模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置及方法，该实验装置包含骤冷水箱、进水口、燃料棒包壳管试件、温度控制系统、高频信号发生器、悬挂升降装置、可视化窗口、电磁线圈、红外测温仪、质谱仪等，实验的配套设备有安全阀门、通气管道、水蒸气过滤系统、泵、及数据测量采集系统；实验的最高运行温度可达1600℃，能够悬挂升降系统模拟堆芯失水后锆合金包壳的再淹没过程，揭示包壳骤冷破裂失效机理；实验过程效率高；石英骤冷圆管内部构件可以方便地加装拆卸，以便进行多次骤冷实验。石英骤冷圆管上设有可视化窗、安全阀、高温报警器等多重安全装置，并且采用电磁加热，安全性能高。
Description
技术领域
本发明属于实验装置技术领域，具体涉及一种模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置及方法。
背景技术
失水事故作为核动力装置中最为常见的事故之一，严重威胁到核反应堆的结构完整性，特别是燃料元件的结构完整性。反应堆发生失水事故后，燃料元件面临诸多方面的安全威胁：锆包壳合金可能与高温水蒸汽发生剧烈的锆水反应；锆包壳合金将在高温下被氧化可能导致氧化失效；迅速上升的燃料温度和加速释放的裂变气体致使燃料元件内压迅速上升，可能导致燃料棒的爆破；由于燃料元件的热学与力学响应，包括蠕变、热膨胀、肿胀、PCMI等直接致使包壳发生机械失效；氧化物和氢化物的增加导致包壳的韧性下降，在再淹没骤冷阶段可能由于韧性不足发生机械失效。
在90年代中期，各种研究已经表明，在失水事故中，从燃料棒丧失冷却剂，芯块温度剧烈升高，到再淹没包壳表面发生骤冷现象的过程中，包壳表面的氧化层破裂会严重影响包壳的机械性能。
目前，国内外已经对单纯的某种合金的包壳材料骤冷破裂进行了广泛而深入的理论和实验研究，但针对反应堆失水事故背景的包壳骤冷破裂失效研究较少。核安全分析系统软件RELAP5和燃料性能分析程序FRAPTRAN中有失水事故分析模型，但都没有涉及包壳氧化失效破裂过程。为了揭示包壳骤冷破裂失效机理，合理估算反应堆发生破口事故后包壳破裂程度，开展反应堆燃料棒骤冷实验研究是十分必要的。
国内外做过一些类似的燃料棒骤冷实验，但绝大多数实验都属于常规的锆合金氧化实验范畴，没有涉及反应堆工程背景，如J.Desquines等人在公开发表的一篇文献(J.Desquines,D.Drouan,S.Guilbert,P.Embrittlement of pre-hydrided Zircaloy-4bysteam oxidation under simulated LOCA transients.Journal of Nuclear Materials469(2016)20e31)中介绍的蒸汽骤冷锆-4包壳实验装置，装置主体为内径3.5mm、高70mm的圆柱锆-4包壳材料，该实验在1200℃下进行骤冷，采用水蒸汽介质进行了一系列针对材料的骤冷实验。此外，国外还针对反应堆燃料棒氧化机械性能变化做过一些相关实验，但这些实验无法说明包壳氧化失效机理，实验条件较为理想，不能作为反应堆工程的普适规律。如Jun Hwan Kim等人针对长200mm外径9.5mm，厚0.57mm的Zr-4圆管，研究了900℃到1250℃氧化温度范围内的包壳失效特性(Kim J H,Lee M H,Choi B K,et al.Failure behavior ofZircaloy-4 cladding after oxidation and water quench[J].Journal of NuclearMaterials,2007,362(1):36-45.)，此次研究的对象是在模拟LOCA事故工况下燃料包壳的失效反应来测定建立一个结构失效图。该实验将包壳材料暴露在蒸汽中，没有骤冷过程，不能还原真实压水堆核电厂失水事故。
因此，希望有一种实验方案来克服现有技术缺陷，满足具有反应堆工程背景的燃料包壳骤冷实验要求。
发明内容
本发明的目的是克服上述现有实验设计的缺点，提供一种模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置及方法，该实验装置可以揭示包壳骤冷破裂失效机理，并能模拟反应堆破口事故后包壳氧化过程，为程序提供实验验证。
为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：
一种核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置，氩气储气罐1与氧气储气罐2通过过滤器3一同连接至石英骤冷圆管4的底部进气口，氩气和氧气充满石英骤冷圆管4，以上共同组成了实验装置的气体充排模块；
石英骤冷圆管4上设有可视化窗，中下部装有具有保温作用的骤冷水箱5，骤冷水箱5中安装有温度计用于检测水温，骤冷水箱5上部设置有安全阀门6，在实验开始时能够隔离骤冷水箱5中蒸发的水蒸气，避免对实验的影响；石英骤冷圆管4上半部分外表面设置有用于加热包壳试件8的电磁加热线圈7，并连接至高频信号发生器12控制包壳试件8的温度；包壳试件8位于石英骤冷圆管4内上部，由悬吊升降系统9固定，悬吊升降系统9配有悬挂升降系统驱动装置13，能够调整包壳试件8的高度；包壳试件8外表面贴有多个热电偶，热电偶连接至数据采集系统11，同时配套有红外测温探头10，以保证对包壳试件8温度检测的准确性与温度反馈的实时性；以上共同组成了实验装置的实验段模块；
包壳试件8通过冷却水进行骤冷，冷却水在实验开始前储存在加热水箱21中，加热水箱21通过过滤器20与水泵19连接石英骤冷圆管4并连通骤冷水箱5，当冷却水加热到预定温度后，冷却水通过过滤器20与水泵19从石英骤冷圆管4底部进入骤冷水箱5；石英骤冷圆管4顶部设置有出气口，出气口连通气体冷凝器14以及水蒸气过滤器15，水蒸气过滤器15后通过管道连接有分析实验后混合气体的原子质谱仪16和捕获冷凝水蒸气的捕获水箱18；捕获水箱18的的冷凝水出口连通加热水箱21，冷凝水通过管道流入加热水箱21，完成实验冷却水的循环使用；以上组成了实验装置的冷却水循环模块与气体采集模块；
实验装置还配套有摄影测量系统17，记录整个实验过程。
实验装置中加热水箱21内的加热功率、石英骤冷圆管4上缠绕的电磁加热线圈7的热功率、悬吊升降系统9的控制均通过可编程逻辑控制器实现时时远程调控。
所述摄影测量系统17、原子质谱仪16以及包壳试件8外表面布置的多个热电偶均通过NI数据采集系统连接到数据采集系统11上。
所述包壳试件8外表面布置的多个热电偶采用锆环固定的方式。
所述电磁加热线圈7的工作频率为5-40k赫兹，功率为2-200kW，电磁加热线圈7紧密地缠绕在石英骤冷圆管4上端，缠绕长度大于包壳试样8的长度，以保证加热效率。
所述实验装置对应的实验方法，试验开始前对实验装置进行水压、气密性检测，确保回路在高温下的边界完整，具体实验方法如下：
进行实验时，氩气与氧气分别从氩气储气罐1与氧气储气罐2经过过滤器3混合后进入石英骤冷圆管4中；待石英骤冷圆管4中充满氩气与氧气后，开启高频信号发生器12，将包壳试件8加热至1400℃，然后将其保持在该温度，直到达到预定的氧化层厚度；包壳试件8的温度由安装在其外表面上的多个热电偶与红外测温探头10同时测定；预氧化阶段结束后，关闭氧气储气罐阀门，实验装置中的混合气体换成纯氩气环境；当石英骤冷圆管4中压力稳定后，调节高频信号发生器12，将包壳试件8加热或冷却至所需的初始温度；同时将加热水箱21中的蒸馏水加热至90℃，打开阀门，以1.5cm/s的流速通入骤冷水箱5中，骤冷水箱5中的水被加热；当骤冷水箱5中的骤冷水达到骤冷实验所需要的体积，并且包壳试件8达到预定温度时，启动悬吊升降系统9，将包壳试件8以恒定速度0.3-3cm/s向下移动，并稳定地、缓慢地淹没入骤冷水箱5中；整个下降过程中，红外测温探头10和摄影测量系统17与包壳试件8保持相同的速度向下移动，以便完整的测量包壳试件8的温度与氧化过程；骤冷过程开始后，氩气与包壳试件8氧化生成的氢气以及水蒸汽通过石英骤冷圆管4顶部的出气口导出，并由气体冷凝器14冷却；水蒸汽经过冷却后通过水蒸汽过滤器15流入捕获水箱18并最终导入加热水箱21中；之后经过加热水箱21再次进入骤冷水箱5完成循环使用；氩气与氢气经过冷却后进入原子质谱仪16中确定混合气体中的氢气含量，完成数据采样，以便分析包壳试件8的氧化程度；摄影测量系统17用来记录骤冷前后石英骤冷圆管内的行为与包壳试件8的氧化进程与破裂过程。
和现有技术相比较，本发明具备如下优点及创新点：
1、该实验采用的包壳试验件尺寸与实际反应堆堆芯包壳尺寸比为1:1，因此该实验能够真实地模拟骤冷氧化氢化等比例过程；
2、该实验采用了电磁加热线圈对包壳试件加热。加热部分采用环形电缆结构，线圈本身不会产生热量，并可承受500℃以上高温，满足实验要求的高温。包壳试件内部原子直接感应磁能而生热，加热时间比电加热法缩短2/3，同时热效率高达90％以上，大幅提高实验效率。此外，采用电磁加热线圈加热还具有安全性、准确性等特点；
3、石英骤冷圆管上设有可视化窗、安全阀门、高温报警器等多重安全装置，可有效避免圆管内高温包壳管发生剧烈的氧化反应，提高了实验安全性；
4、实验通过采用悬吊升降系统改变包壳试件的高度来模拟实际核反应堆失水事故后的燃料棒再淹没过程。相较于向圆管内注水，采用包壳升降方式的可控性更高，对骤冷过程的模拟能够更加精确，有利于完成实验目的。
附图说明
图1为本发明实验装置回路示意图；
其中：1、氩气储气罐；2、氧气储气罐；3、过滤器；4、石英骤冷圆管；5、骤冷水箱；6、安全阀门；7、电磁加热线圈；8、包壳试件；9、悬吊升降系统；10、红外测温探头；11、数据采集系统；12、高频信号发生器；13、悬挂升降系统驱动装置；14、冷凝管道；15、水蒸汽过滤器；16、原子质谱仪；17、摄影测量系统；18、捕获水箱；19、水泵；20、过滤器；21、加热水箱。
图2包壳试件表面热电偶固定方式示意图；
图3包壳试件悬吊升降系统示意图；
其中：91、控制系统；92、驱动系统；93、悬挂系统。
具体实施方式
下面结合附图对本发明做进一步详细描述：
如图1所示，本发明反应堆失水事故后包壳骤冷实验装置可以进行失水事故包壳骤冷过程模拟，利用液态水骤冷进行包壳表面氧化与吸氢的机理性实验。进行机理性实验的同时还可进行破口事故后再淹没模拟实验。整个实验过程在一个石英骤冷圆管4中进行。氩气储气罐1与氧气储气罐2通过过滤器3一同连接至石英骤冷圆管4的底部进气口，充满石英骤冷圆管4。石英骤冷圆管4中下部装有具有保温作用的骤冷水箱5，骤冷水箱5中安装有温度计用于检测水温。骤冷水箱5上部设置有安全阀门6，在实验开始时可以隔离水箱中蒸发的水蒸气，避免对实验的影响。石英骤冷圆管4上半部分外表面设置有用于加热包壳试件8的电磁加热线圈7，并连接至高频信号发生器12控制包壳试件8的温度。包壳试件8位于石英骤冷圆管4内上部，由悬吊升降系统9固定。悬吊升降系统9配有悬挂升降系统驱动装置13，可调整包壳试件8的高度。包壳试件8外表面贴有三个热电偶，热电偶连接至数据采集系统11，同时配套有红外测温探头10，以保证对包壳试件8温度检测的准确性与温度反馈的实时性。包壳试件8通过冷却水进行骤冷。冷却水在实验开始前储存在加热水箱21中。当冷却水加热到预定温度后，冷却水通过过滤器20与水泵19从石英骤冷圆管4底部进入骤冷水箱5。石英骤冷圆管4顶部设置有出气口，出气口连接冷凝管道14以及水蒸气过滤器15。水蒸气过滤器15后通过管道接有分析实验后混合气体的原子质谱仪16与捕获冷凝水蒸气的捕获水箱18。捕获水箱18中的冷凝水通过管道流入加热水箱21，完成实验冷却水的循环使用。实验装置配套有摄影测量系统17，记录整个实验过程。
本实验装置使用了电磁线圈对锆合金包壳试件加热。电磁加热线圈7的工作频率为5-40k赫兹，功率为2-200kW。电磁加热线圈7紧密地缠绕在石英骤冷圆管4上端，缠绕长度略大于包壳试样8的长度，以保证加热效率。线圈两端连接高频信号发生器12，用于控制试件加热温度，并在试件到达预设温度后维持高频电流进行保温。包壳试件8表面上贴有不会对实验结果产生影响的热电偶，并连接至温度控制系统11，用于对包壳试件温度监控。
试验记录了距离试包壳试件8底端28mm，75mm和122mm处包壳试件8外壁面温度。由于包壳试件8的温度对材料中应力的产生以及材料的氧化动力学影响甚大，因此对试验结果进行建模时则应考虑温度测量的精确性。反应堆失水事故包壳骤冷实验装置中使用了Pt/Rh型热电偶。为了确定热电偶的固定方式，针对电焊热电偶和锆环固定热电偶进行了许多试验。试验结果显示，温度在750℃以内时，点焊方式测得的温度曲线具有很好的一致性，而当温度高于750℃时偏离得较大。本实验关注的是800℃以上材料的氧化以及氢气的产生，故试验采用锆环固定热电偶的方式，如图2所示。
如图3所示，试悬吊升降系统9位于石英骤冷圆管顶部，由依次连接的悬挂系统93、驱动系统92和控制系统91组成。在试件预氧化加热阶段，悬吊升降系统9对包壳试件8起到固定作用。预氧化阶段结束后，隔断骤冷水箱5与包壳试件8的安全阀门6将打开，装置中的混合气体换成纯氩气环境，悬挂系统93将在驱动系统92下以0.3-3cm/s的速度向下移动，直至包壳试件8全部淹没在骤冷水箱5中。
骤冷水箱5位于石英骤冷圆管底部，水箱底部有进水口，以1.5cm/s的速度通入初始温度为90摄氏度的蒸馏水。当包壳试件8底部25mm没入骤冷水箱5后包壳试样8停止加热。骤冷水箱5中的冷却水可被加热，并通过气体冷凝器14、水蒸汽过滤器15、捕获水箱18、加热水箱21循环使用。骤冷阶段开始后，骤冷水箱5内的温度通过石英骤冷圆管4外部的红外测温探头10测量。摄影测量系统17设置在红外测温探头10的对立侧以观测石英骤冷圆管4内包壳试件8的氧化、开裂等现象。
进行骤冷实验时，为了定量地研究包壳试件8骤冷时的氧化程度，还需要对出口气体的成分进行检测。气体出口设置在石英骤冷圆管4的顶部，悬吊升降系统9的右侧。由于骤冷实验为高温试验，因此在气体出口连接气体冷凝器14，对包壳骤冷产生的氢气及通入的氩气进行冷却。冷却后的混合气体通过水蒸汽过滤器15过滤骤冷时产生水蒸气与冷凝水，过滤后的冷凝水进入捕获水箱18储存，并通过管道重新进入加热水箱21完成冷却水循环。从水蒸汽过滤器15中导出的混合气体通过原子质谱仪16在预定的流速下进行采样，以确定包壳骤冷时产生的氢气量，并最终确定包壳骤冷时的氧化程度。
参见图1，本发明设计的石英骤冷圆管4主要包含进水口、进气口、骤冷水箱区、实验段骤冷区、气水出口等。进行实验时，氩气与氧气分别从氩气储气罐1与氧气储气罐2经过过滤器3混合后进入石英骤冷圆管4中。待石英骤冷圆管4中充满氩气与氧气后，开启高频信号发生器12，将包壳试件8加热至1400℃，然后将其保持在该温度，直到达到预定的氧化层厚度。包壳试件8的温度由安装在其外表面上的三个热电偶与红外测温探头10同时测定。预氧化阶段结束后，关闭氧气储气罐阀门，实验装置中的混合气体换成纯氩气环境。当石英骤冷石英圆管4中压力稳定后，调节高频信号发生器12，将包壳试件8加热或冷却至所需的初始温度。同时将加热水箱21中的蒸馏水加热至90℃，打开阀门，以1.5cm/s的流速通入骤冷水箱5中，骤冷水箱5中的水可被加热。当骤冷水箱5中的骤冷水达到骤冷实验所需要的体积，并且包壳试件8达到预定温度时，启动悬吊升降系统9，将包壳试件8以恒定速度(0.3-3cm/s)向下移动，并稳定地、缓慢地淹没入骤冷水箱5中。整个下降过程中，红外测温探头10和摄影测量系统17与包壳试件8保持相同的速度向下移动，以便完整的测量包壳试件8的温度与氧化过程。骤冷过程开始后，氩气与包壳试件8氧化生成的氢气以及水蒸汽通过石英骤冷圆管4顶部的出气口导出，并由气体冷凝器14冷却。水蒸汽经过冷却后通过蒸汽过滤器15流入捕获水箱18并最终导入加热水箱21中。之后经过加热水箱21再次进入骤冷水箱5完成循环使用。氩气与氢气经过冷却后进入原子质谱仪16中确定混合气体中的氢气含量，完成数据采样，以便分析包壳试件8的氧化程度。摄影测量系统17用来记录骤冷前后石英骤冷圆管4内的行为与包壳试件8的氧化进程与破裂过程。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。
Claims (6)
1.一种模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置，其特征在于：氩气储气罐(1)与氧气储气罐(2)通过过滤器(3)一同连接至石英骤冷圆管(4)的底部进气口，氩气和氧气充满石英骤冷圆管(4)，以上共同组成了实验装置的气体充排模块；
石英骤冷圆管(4)上设有可视化窗，中下部装有具有保温作用的骤冷水箱(5)，骤冷水箱(5)中安装有温度计用于检测水温，骤冷水箱(5)上部设置有安全阀门(6)，在实验开始时能够隔离骤冷水箱(5)中蒸发的水蒸气，避免对实验的影响；石英骤冷圆管(4)上半部分外表面设置有用于加热包壳试件(8)的电磁加热线圈(7)，并连接至高频信号发生器(12)控制包壳试件(8)的温度；包壳试件(8)位于石英骤冷圆管(4)内上部，由悬吊升降系统(9)固定，悬吊升降系统(9)配有悬挂升降系统驱动装置(13)，能够调整包壳试件(8)的高度；包壳试件(8)外表面贴有多个热电偶，热电偶连接至数据采集系统(11)，同时配套有红外测温探头(10)，以保证对包壳试件(8)温度检测的准确性与温度反馈的实时性；以上共同组成了实验装置的实验段模块；
包壳试件(8)通过冷却水进行骤冷，冷却水在实验开始前储存在加热水箱(21)中，加热水箱(21)通过过滤器(20)与水泵(19)连接石英骤冷圆管(4)并连通骤冷水箱(5)，当冷却水加热到预定温度后，冷却水通过过滤器(20)与水泵(19)从石英骤冷圆管(4)底部进入骤冷水箱(5)；石英骤冷圆管(4)顶部设置有出气口，出气口连通气体冷凝器(14)以及水蒸气过滤器(15)，水蒸气过滤器(15)后通过管道连接有分析实验后混合气体的原子质谱仪(16)和捕获冷凝水蒸气的捕获水箱(18)；捕获水箱(18)的的冷凝水出口连通加热水箱(21)，冷凝水通过管道流入加热水箱(21)，完成实验冷却水的循环使用；以上组成了实验装置的冷却水循环模块与气体采集模块；
实验装置还配套有摄影测量系统(17)，记录整个实验过程。
2.根据权利要求1所述的模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置，其特征在于：实验装置中加热水箱(21)内的加热功率、石英骤冷圆管(4)上缠绕的电磁加热线圈(7)的热功率、悬吊升降系统(9)的控制均通过可编程逻辑控制器实现时时远程调控。
3.根据权利要求1所述的模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置，其特征在于：所述摄影测量系统(17)、原子质谱仪(16)以及包壳试件(8)外表面布置的多个热电偶均通过NI数据采集系统连接到数据采集系统(11)上。
4.根据权利要求1所述的模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置，其特征在于：所述包壳试件(8)外表面布置的多个热电偶采用锆环固定的方式。
5.根据权利要求1所述的模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置，其特征在于：所述电磁加热线圈(7)的工作频率为5-40k赫兹，功率为2-200kW，电磁加热线圈(7)紧密地缠绕在石英骤冷圆管(4)上端，缠绕长度大于包壳试样(8)的长度，以保证加热效率。
6.权利要求1至5任一项所述实验装置对应的实验方法，其特征在于：试验开始前对实验装置进行水压、气密性检测，确保回路在高温下的边界完整，具体实验方法如下：
进行实验时，氩气与氧气分别从氩气储气罐(1)与氧气储气罐(2)经过过滤器(3)混合后进入石英骤冷圆管(4)中；待石英骤冷圆管(4)中充满氩气与氧气后，开启高频信号发生器(12)，将包壳试件(8)加热至1400℃，然后将其保持在该温度，直到达到预定的氧化层厚度；包壳试件(8)的温度由安装在其外表面上的多个热电偶与红外测温探头(10)同时测定；预氧化阶段结束后，关闭氧气储气罐阀门，实验装置中的混合气体换成纯氩气环境；当石英骤冷圆管(4)中压力稳定后，调节高频信号发生器(12)，将包壳试件(8加热或冷却至所需的初始温度；同时将加热水箱(21)中的蒸馏水加热至90℃，打开阀门，以1.5cm/s的流速通入骤冷水箱(5)中，骤冷水箱(5)中的水被加热；当骤冷水箱(5)中的骤冷水达到骤冷实验所需要的体积，并且包壳试件(8)达到预定温度时，启动悬吊升降系统(9)，将包壳试件(8)以恒定速度0.3-3cm/s向下移动，并稳定地、缓慢地淹没入骤冷水箱(5)中；整个下降过程中，红外测温探头(10)和摄影测量系统(17)与包壳试件(8)保持相同的速度向下移动，以便完整的测量包壳试件(8)的温度与氧化过程；骤冷过程开始后，氩气与包壳试件(8)氧化生成的氢气以及水蒸汽通过石英骤冷圆管(4)顶部的出气口导出，并由气体冷凝器(14)冷却；水蒸汽经过冷却后通过水蒸汽过滤器(15)流入捕获水箱(18)并最终导入加热水箱(21)中；之后经过加热水箱(21)再次进入骤冷水箱(5)完成循环使用；氩气与氢气经过冷却后进入原子质谱仪(16)中确定混合气体中的氢气含量，完成数据采样，以便分析包壳试件(8)的氧化程度；摄影测量系统(17)用来记录骤冷前后石英骤冷圆管(4)内的行为与包壳试件(8)的氧化进程与破裂过程。
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