CN112382421A - 模拟核反应堆燃料棒的试验装置 - Google Patents

模拟核反应堆燃料棒的试验装置 Download PDF

Info

Publication number
CN112382421A
CN112382421A CN202011074145.8A CN202011074145A CN112382421A CN 112382421 A CN112382421 A CN 112382421A CN 202011074145 A CN202011074145 A CN 202011074145A CN 112382421 A CN112382421 A CN 112382421A
Authority
CN
China
Prior art keywords
tube
heating
cladding tube
clamp
cladding
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN202011074145.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112382421B (zh
Inventor
汪峰
李怀林
兰雪影
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
State Power Investment Group Science and Technology Research Institute Co Ltd
Original Assignee
State Power Investment Group Science and Technology Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by State Power Investment Group Science and Technology Research Institute Co Ltd filed Critical State Power Investment Group Science and Technology Research Institute Co Ltd
Priority to CN202011074145.8A priority Critical patent/CN112382421B/zh
Publication of CN112382421A publication Critical patent/CN112382421A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112382421B publication Critical patent/CN112382421B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/001Mechanical simulators
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种模拟核反应堆燃料棒的试验装置,所述模拟核反应堆燃料棒的试验装置包括包壳管、绝缘管和加热管,所述包壳管套设在所述绝缘管上,所述包壳管的内周面与所述绝缘管的外周面相接触,所述绝缘管套设在所述加热管上,所述绝缘管的内周面与所述加热管的外周面相接触,所述加热管具有加热腔,所述加热管上设有与所述加热腔连通的气体通道,所述气体通道沿所述加热管的径向贯通所述加热管,所述加热腔的一端封闭、另一端适于与气源连通,所述加热管适于通过第一导线和第二导线连接外部供电设备。本发明的模拟核反应堆燃料棒的试验装置能够利用电加热模拟燃料棒性能进行加压模拟试验。

Description

模拟核反应堆燃料棒的试验装置
技术领域
本发明涉及模拟试验技术领域,具体地,涉及一种模拟核反应堆燃料棒的试验装置。
背景技术
压水堆核电站事故工况下,包壳管内燃料棒快速膨胀,裂变气体在管中产生很大内压。与此同时,包壳管在臌胀形变、瞬态热应力等作用下也产生较大的轴向应力,包壳管发生弯曲变形、臌胀、脆性断裂或爆破,对核安全造成严重威胁。
为了对事故工况下的包壳管进行压力测试,需要一种模拟包壳管内燃料芯棒的试验装置。
发明内容
本发明旨在至少一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。
为此,本发明的实施例提出一种模拟核反应堆燃料棒的试验装置,该模拟核反应堆燃料棒的试验装置能够利用电加热模拟燃料棒性能进行加压模拟试验。
根据本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置包括:包壳管,所述包壳管具有在其长度方向相对的第一端和第二端;绝缘管,所述包壳管套设在所述绝缘管上,所述包壳管的内周面与所述绝缘管的外周面相接触,所述绝缘管具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端;和加热管,所述绝缘管套设在所述加热管上,所述绝缘管的内周面与所述加热管的外周面相接触,所述加热管具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述加热管具有加热腔,所述加热管上设有与所述加热腔连通的气体通道,所述气体通道沿所述加热管的径向贯通所述加热管,其中所述加热腔具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述加热腔的所述第一端和所述第二端中的一者封闭,所述加热腔的所述第一端和所述第二端中的另一者适于与气源连通,所述加热管适于通过第一导线和第二导线连接外部供电设备。
根据本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,加热管通电发热后对通入加热腔内的气体进行加热,加热腔内的气体加热后膨胀,加热后的气体通过气体通道对绝缘管施加径向的力,绝缘管又将力传递给包壳管,进而能够模拟燃料棒产生裂变气体在包壳管中产生的内压。绝缘管能够将加热管与包壳管隔离开,避免加热管通电时将电流传递给包壳管,从而避免该试验装置漏电,保证试验安全。加热管通电发热后会软化,加热管软化后容易变形,而加热管在内部气体压力和绝缘管的支撑下会保持初始形状、不会变形,绝缘管能对加热管起到支撑保护的作用,由此能够保证加热管持续对加热腔内的气体进行加热,进而能够保证模拟试验的持续进行。加热管的发热效率好、面功率密度高,能够对加热腔内的气体进行高效加热,使加热腔内的气体压力满足试验要求。
在一些实施例中,所述气体通道为螺旋状,所述气体通道的轴线与所述包壳管的长度方向一致,可选地,所述包壳管由锆合金制成,所述绝缘管为二氧化锆陶瓷管,所述加热管由铁铬铝合金制成,可选地,所述加热管的管径与管壁厚度的比为14:1~16:1。
在一些实施例中,所述绝缘管的长度小于所述包壳管的长度,所述模拟核反应堆燃料棒的试验装置还包括:第一端塞,所述第一端塞的至少一部分伸入到所述包壳管的所述第一端内,所述第一端塞与所述包壳管的所述第一端的内周面接触,其中所述第一端塞具有第一连接通道,所述第一连接通道的一端与所述加热腔连通,所述第一连接通道的另一端适于与气源连通;和第二端塞,所述第二端塞的至少一部分伸入到所述包壳管的所述第二端内,所述第二端塞与所述包壳管的所述第二端的内周面接触,其中所述第一导线穿过所述第一端塞,所述第二导线穿过所述第二端塞,可选地,所述加热管的长度小于所述绝缘管的长度,所述第一端塞的第一部分伸入到所述绝缘管的所述第一端内,所述第一端塞的所述第一部分与所述绝缘管的所述第一端的内周面接触,所述第二端塞的第一部分伸入到所述绝缘管的所述第二端内,所述第二端塞的所述第一部分与所述绝缘管的所述第二端的内周面接触,可选地,所述包壳管的第一端和所述绝缘管的第一端间隔第一预设距离,所述包壳管的第二端与所述绝缘管的第二端间隔第二预设距离,可选地,所述第一端塞抵靠在所述加热管的第一端上,所述第二端塞抵靠在所述加热管的第二端上,可选地,所述第一端塞具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述第二端塞具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述第一端塞的所述第一端的端面与所述包壳管的所述第一端的端面平齐,所述第二端塞的所述第二端的端面与所述包壳管的所述第二端的端面平齐。
在一些实施例中,所述模拟核反应堆燃料棒的试验装置还包括:第一夹具和第二夹具,所述第一夹具夹持在所述包壳管的所述第一端上,所述第二夹具夹持在所述包壳管的所述第二端上;以及轴向加载装置,所述轴向加载装置与所述第二夹具相连。
在一些实施例中,所述第一夹具具有在所述包壳管的长度方向上相对的第一端和第二端,所述第一夹具的所述第二端夹持在所述包壳管的所述第一端上,所述第二夹具具有在所述包壳管的长度方向上相对的第一端和第二端,所述第二夹具的所述第一端夹持在所述包壳管的所述第二端上,所述轴向加载装置与所述第二夹具的所述第二端连接。
在一些实施例中,所述第一夹具设有第二连接通道,所述第二连接通道的一端与所述第一连接通道的所述另一端连通,所述第二连接通道的另一端适于与气源连通。
在一些实施例中,所述第二夹具设有压力平衡孔,所述压力平衡孔能够与外界连通。
在一些实施例中,所述模拟核反应堆燃料棒的试验装置进一步包括密封塞,所述密封塞设在所述第一夹具与所述包壳管的所述第一端之间,可选地,所述密封塞设在所述第一夹具与所述包壳管的所述第一端的端面之间,所述密封塞具有第三连接通道,所述第三连接通道的一端与所述第二连接通道的所述一端连通,所述第三连接通道的另一端与所述第一连接通道的所述另一端连通。
在一些实施例中,所述模拟核反应堆燃料棒的试验装置进一步包括:第一加载件和第二加载件,所述第一加载件和所述第二加载件中的每一者与所述第二夹具相连,所述第一加载件和所述第二加载件在第一方向上相对设置,可选地,所述第一导线适于通过所述第一加载件和所述第二加载件中的一者与所述外部供电设备相连;以及第三加载件和第四加载件,所述第三加载件和第四加载件中的每一者与所述第二夹具相连,所述第三加载件和所述第四加载件在第二方向上相对设置,所述第二方向垂直于所述第一方向,可选地,所述第二导线适于通过所述第三加载件和所述第四加载件中的一者与所述外部供电设备相连,其中所述轴向加载装置与所述第一加载件、所述第二加载件、所述第三加载件和所述第四加载件中的每一者相连。
在一些实施例中,所述模拟核反应堆燃料棒的试验装置进一步包括加载支撑板,所述加载支撑板套设在所述第二夹具相连的一部分上,且所述加载支撑板与所述第二夹具之间具有间隙,所述轴向加载装置安装在所述加载支撑板上。
附图说明
图1是本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置的一个示例性的结构示意图。
图2是本发明实施例的加热管的结构示意图。
图3是本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置的另一个示例性的主视结构示意图。
图4是本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置的另一个示例性的侧视结构示意图。
附图标记:
包壳管100;绝缘管200;加热管300;加热腔310;气体通道320;第一端塞410;第一连接通道411;第二端塞420;第一夹具510;第二连接通道511;第二夹具520;压力平衡孔521;密封垫522;密封塞600;第三连接通道601;轴向加载装置700;第一立柱711;第二立柱712;第三立柱713;第四立柱714;第一加载杆721;第二加载杆722;第三加载杆723;第四加载杆724;加载支撑板800;第一加载件910;第二加载件920;第三加载件930;第四加载件940。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例,所述实施例的示例在附图中示出。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的,旨在用于解释本发明,而不能理解为对本发明的限制。
如图1-图4所示,根据本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置001包括包壳管100、绝缘管200和加热管300。
如图1所示,加热管300内通入气体,且加热管300适于通过第一导线和第二导线连接外部供电设备。包壳管100套设在绝缘管200上,且包壳管100的内周面与绝缘管200的外周面相接触。绝缘管200套设在加热管300上,且绝缘管200的内周面与加热管300的外周面相接触。
由此绝缘管200能够将加热管300与包壳管100隔离开,避免加热管300通电时将电流传递给包壳管100,从而避免该试验装置漏电,保证试验安全。
另外,加热管300通电发热后会软化,加热管300软化后容易变形。在本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置中,加热管300在内部气体压力和绝缘管200的支撑下会保持初始形状、不会变形,绝缘管200能对加热管300起到支撑保护的作用。由此加热管300能够持续对加热腔310内的气体进行加热,能够保证模拟试验的持续进行,进而能够保证模拟试验的准确性。
如图2所示,加热管300具有加热腔310,加热管300上设有与加热腔310连通的气体通道320,气体通道320沿加热管300的径向贯通加热管300。
加热管300通电发热后对通入加热腔310内的气体进行加热,加热腔310内的气体加热后膨胀。加热后的气体通过气体通道320对绝缘管200施加径向的力,绝缘管200又将该力传递给包壳管100。由此本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置能够模拟燃料棒产生的裂变气体在包壳管100中产生的内压,即能够对包壳管100进行径向加载。
如图2所示,加热腔310具有在包壳管100的长度方向相对的第一端311和第二端312。加热腔310的第一端311和第二端312中的一者封闭,加热腔310的第一端311和第二端312中的另一者适于与气源连通。
加热管300的发热效率好、面功率密度高,能够对加热腔310内的气体进行高效加热,由此可以快速地提高加热腔310内的气体的压力,以便使加热腔310内的气体压力满足试验要求。
因此,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置能够通过向加热腔310内通入气体和对加热腔310内的气体加热的方式,模拟燃料棒产生的裂变气体在包壳管100中产生的内压,进而能够对包壳管100进行压力测试。
因此,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置具有模拟精准度高、测试结果精准可靠、安全性好等优点。
进一步地,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置向加热腔310内通入的气体为惰性气体。由此可以避免包壳管100和加热管300被氧化。
为了使本申请的技术方案更加容易被理解,下面以加热管300和包壳管100均沿上下方向延伸(加热管300的长度方向与上下方向一致、包壳管100的长度方向与上下方向一致)为例,进一步描述本申请的技术方案。上下方向如图1的箭头A所示。
如图1和图2所示,根据本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置包括包壳管100、绝缘管200、加热管300、第一端塞410和第二端塞420。
如图1所示,包壳管100具有在其长度方向相对的第一端101和第二端102,例如包壳管100的第一端101为上端、第二端102为下端。绝缘管200具有在包壳管100的长度方向相对的第一端201和第二端202,例如绝缘管200的第一端201为上端、第二端202为下端。加热管300具有在包壳管100的长度方向相对的第一端301和第二端302,例如加热管300的第一端301为上端、第二端302为上端。
如图1和图2所示,气体通道320为螺旋状,气体通道320的轴线与包壳管100的长度方向一致,即气体通道320的轴线能够沿上下方向延伸。由此加热腔310内的气体能够通过气体通道320与绝缘管200连续接触,从而使绝缘管200在上下方向上受到的压力尽可能相等。由此能够精准模拟燃料棒产生的裂变气体在包壳管100中产生的内压。
可以理解的是,气体通道320也可以是多个通孔,多个通孔在加热管300上均匀布置。由此绝缘管200的内周面与加热管300内的气体均匀接触,从而使绝缘管200受到均匀的压力。由此能够精准模拟燃料棒产生的裂变气体在包壳管100中产生的内压。
进一步地,包壳管100由锆合金制成,绝缘管200为二氧化锆陶瓷管,加热管300由铁铬铝合金(FeCrAl)制成。由此绝缘管200的材质与包壳管100的表面的氧化物相似,不会对包壳管100的性能测试产生影响。另外,由于加热管300含有铬和铝,即使加热管内误入空气,加热管300的周面在高温时也会形成致密的氧化膜。也可以提前对加热管加热,使加热管表面形成该氧化膜。由此能够延长加热管300的使用寿命。
进一步地,加热管300的管径与管壁厚度的比为14:1~16:1。由此加热管300具有更好的发热效率、更高的面功率密度。加热管能够快速地对加热腔内的气体加热,能够提高试验的模拟精准度。
进一步地,包壳管100的外周面的邻近包壳管100的第一端的位置设有温度检测器。由此能够实时、持续检测包壳管100的温度,保证包壳管100处于试验要求的温度范围内。当包壳管100的温度过高或者过低时,可以调节通入包壳管100的电流的大小。
如图1所示,绝缘管200的长度小于包壳管100的长度。第一端塞410的至少一部分伸入到包壳管100的第一端101(例如上端)内,第一端塞410与包壳管100的第一端101的内周面接触。第二端塞420的至少一部分伸入到包壳管100的第二端102(例如下端)内,第二端塞420与包壳管100的第二端102(下端)的内周面接触。由此第一端塞410对包壳管100的第一端101(上端)进行密封,和第二端塞420对包壳管100的第二端102(下端)进行密封,进而使绝缘管200和加热管300处于封闭的空间,能够避免绝缘管200内部以及加热管300内部的压力泄漏。
进一步地,如图1所示,包壳管100的第一端101和绝缘管200的第一端201(例如上端)间隔第一预设距离,包壳管100的第二端102与绝缘管200的第二端202(例如下端)间隔第二预设距离。即绝缘管200的全部外周面与包壳管100的内周面的一部分相接触。由此绝缘管200能够将其受到的气体压力完全传递给包壳管100。
进一步地,如图1所示,加热管300的长度小于绝缘管200的长度。第一端塞410的第一部分伸入到绝缘管200的第一端201内,第一端塞410的第一部分与绝缘管200的第一端201的内周面接触。第二端塞420的第一部分伸入到绝缘管200的第二端202内,第二端塞420的第一部分与绝缘管200的第二端202的内周面接触。换言之,加热管300的全部外周面与绝缘管200的内周面的一部分相接触。由此绝缘管200能够为加热管300整体提供支撑,避免加热管300加热后软化变形。
进一步地,如图1所示,第一端塞410具有上下相对的第一端412和第二端413,例如第一端塞410的第一端412为上端、第二端413为下端。第二端塞420具有上下相对的第一端421和第二端422,例如第二端塞420的第一端421为上端、第二端422为下端。第一端塞410的第一端412(例如上端)的端面与包壳管100的第一端101的端面平齐。第二端塞420的第二端422(例如下端)的端面与包壳管100的第二端102(下端)的端面平齐。
具体地,第一端塞410抵靠在加热管300的第一端301(上端)上,第二端塞420抵靠在加热管300的第二端302(下端)上。由此第一端塞410和第二端塞420能够占据绝缘管200内除加热管300和加热腔310以外的空间,保证气体完全进入加热腔310内进行加热。且绝缘管200只受到来自加热腔310内的气体压力,避免加热腔310以外未有效加热的气体对绝缘管200施压,能够确保试验的准确性。
如图1所示,第一端塞410具有第一连接通道411,第一连接通道411的一端与加热腔310连通,第一连接通道411的另一端适于与气源连通。
进一步地,第一导线(图中未示出)穿过第一端塞410,第二导线(图中未示出)穿过第二端塞420。第一导线与加热管300的第一端101相连,第二导线与加热管300的第二端102相连。具体地,第一端塞410的第二端413(下端)具有第一环形导电体,第一导线与第一环形导电体相连,第一环形导电体和加热管300的第一端301(例如上端)的端面贴合且连接。第二端塞420的第一端421具有第二环形导电体,第二导线与第二环形导电体相连,第二环形导电体和加热管300的第二端301(例如下端)的端面贴合且连接。由此使加热管300的整体加热,能够避免加热管300的局部过热。
如图3和图4所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置还包括第一夹具510和第二夹具520以及轴向加载装置700。第一夹具510夹持在包壳管100的第一端上,第二夹具520夹持在包壳管100的第二端上,轴向加载装置700与第二夹具520相连。由此能够通过轴向加载装置700对包壳管100施加轴向的力,能够模拟燃料棒产生的裂变气体产生的对包壳管100的轴向的力,进而对包壳管100受到的轴向的应力进行模拟试验,即能够对包壳管100进行轴向加载。
进一步地,如图3和图4所示,第一夹具510具有在包壳管100的长度方向上相对的第一端512和第二端513,例如第一端512为第一夹具510的上端,第二端513为第一夹具510的下端。第一夹具510的第二端513夹持在包壳管100的第一端101上。
第二夹具520具有在包壳管100的长度方向上相对的第一端523和第二端524,例如第一端523为第二夹具520的上端,第二端524为第二夹具520的下端。第二夹具520的第一端523夹持在包壳管100的第二端102上。轴向加载装置700与第二夹具520的第二端524连接。由此轴向加载装置700通过第二夹具520对包壳管100施加轴向的力。
进一步地,如图3和图4所示,第二夹具520设有压力平衡孔521,压力平衡孔521能够与外界连通。具体地,压力平衡孔521的一端封闭,压力平衡孔521的另一端贯穿第二夹具520的第二端524的端面。压力平衡孔521能够与包壳管100所处的试验环境连通,使第二夹具520内外的压力平衡。由此消除试验环境的压力对包壳管100施加轴向的力的影响。具体地,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置在应用时安装到高压釜(图中未示出)内,压力平衡孔521与高压釜的内部连通。由此压力平衡孔521内的压力与高压釜内的压力相同,能够消除高压釜内的压力对包壳管100施加轴向的力的影响。
可以理解的是,压力平衡孔521的长度越长、越有利于对包壳管100施加轴向的力。因此,可以使压力平衡孔521的一端贯穿第二夹具520的第一端523的端面、另一端贯穿第二夹具520的第二端524的端面。在压力平衡孔521的一端设有密封垫522,且密封垫522与包壳管100的第二端102相接触。由此能够最大程度地消除试验环境的压力对包壳管100施加轴向的力的影响,且密封垫522能够对包壳管100的第二端102进一步密封。可选地,密封垫522与第二端塞的第二端102的端面相接触。
进一步地,如图3和图4所示,第一夹具510设有第二连接通道511,第二连接通道511的一端与第一连接通道411的另一端连通,第二连接通道511的另一端适于与气源连通。具体地,第二连接通道511的另一端和气源之间具有气体回路,可在气体回路中设置伺服阀。由此能够向加热腔310内通入压力可调的气体,能够根据试验要求调节气体的压力大小。
如图3和图4所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置进一步包括密封塞600,密封塞600设在第一夹具510与包壳管100的第一端之间。密封塞600能够对第一夹具510和包壳管100的被夹持的部分之间进行密封,避免气体从第一夹具510的第二端513和包壳管100的第一端101之间泄漏。
进一步地,如图3和图4所示,密封塞600设在第一夹具510与包壳管100的第一端的端面之间。由此密封塞600能够避免加热腔310内的气体从第一连接通道411向外泄漏。
进一步地,如图3和图4所示,密封塞600具有第三连接通道601,第三连接通道601的一端与第二连接通道511的一端连通,第三连接通道601的另一端与第一连接通道411的另一端连通。由此气体能够依次通过第二连接通道511、第三连接通道601和第一连接通道411进入加热腔310。具体地,第三连接通道601的径向尺寸小于第一连接通道411的径向尺寸和第二连接通道511的径向尺寸。由此第三连接通道601能够在一定程度上避免加热腔310内的气体从第一连接通道411进入第三连接通道601。
如图3和图4所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置进一步包括第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940。第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940中的每一者与第二夹具520相连。例如,第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940中的每一者设在第二夹具520的周面上。
第一加载件910和第二加载件920在第一方向上相对设置。第三加载件930和第四加载件940在第二方向上相对设置,第二方向垂直于第一方向。也就是说,第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940可以大体构成十字状。第一方向为图3中的左右方向。左右方向如图3中箭头B所示。第二方向为图4中的前后方向。前后方向如图4中箭头C所示。即第一加载件910和第二加载件920在左右方向上相对设置,第三加载件930和第四加载件940在前后方向上相对设置。
轴向加载装置700与第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940中的每一者相连。由此,轴向加载装置700通过第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940为包壳管100施加轴向的力,能够使包壳管100受到均匀的轴向的力。进而能够精准地对包壳管100受到的轴向的应力进行模拟试验。
进一步地,第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940由青铜制成。第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940具有较高的强度和良好的导电性,同时第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940还具有良好的散热性能。第一导线适于通过第一加载件910和第二加载件920中的一者与外部供电设备相连。第二导线适于通过第三加载件930和第四加载件940中的一者与外部供电设备相连。由此能够为加热管300通入电流,且第一加载件910和第二加载件920不会过热。
如图3和图4所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置进一步包括加载支撑板800,加载支撑板800套设在第二夹具520的一部分上,且加载支撑板800与第二夹具520之间具有间隙,轴向加载装置700安装在加载支撑板800上。由此,轴向加载装置700以加载支撑板800为支撑,通过第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940为包壳管100施加轴向的力。具体地,加载支撑板800安装在高压釜的靠近第二夹具520的一端(例如下端)的端盖上,能够使加载支撑板800的位置固定。
进一步地,如图3和图4所示,轴向加载装置700通过多个立柱安装在加载支撑板800上。轴向加载装置700的具有多个加载杆,轴向加载装置700的多个加载杆分别向第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940施加轴向的力。由此,轴向加载装置700能够稳定安装,且轴向加载装置700对第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940分别施加同等的轴向力,保证包壳管100受到均匀、稳定的轴向力。
具体地,轴向加载装置700通过第一立柱711、第二立柱712、第三立柱713和第四立柱714安装到加载支撑板800上,且第一立柱711、第二立柱712、第三立柱713和第四立柱714沿加载支撑板800的周向均匀间隔布置。轴向加载装置700的多个加载杆分别为第一加载杆721、第二加载杆722、第三加载杆723和第四加载杆724。第一加载杆721与第一加载件910相连,第二加载杆722与第二加载件920相连,第三加载杆723与第三加载件930相连,第四加载杆724与第四加载件940相连。
进一步地,如图3所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置还包括第一支撑件950和第二支撑件960。第一支撑件950和第二支撑件960在左右方向上相对设置。第一支撑件950和第二支撑件960中的每一者与第一夹具510相连。由此第一夹具510通过第一支撑件950和第二支撑件960进行安装固定。
本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置对包壳管进行轴向加载时,第一夹具510的位置固定,才能利用轴向加载装置700对第二夹具520进行加载。具体地,第一支撑件950和第二支撑件960连接在第一夹具510的周面。第一支撑件950和第二支撑件960安装在高压釜靠近第一夹具510的一端(例如上端)的端盖上。
下面参考图1-图4描述根据本发明的具体示例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置。
如图1和图2所示,根据本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置包括包壳管100、绝缘管200、加热管300、第一端塞410和第二端塞420。
加热管300内通入惰性气体,且加热管300适于通过第一导线和第二导线连接外部供电设备。包壳管100套设在绝缘管200上,且包壳管100的内周面与绝缘管200的外周面相接触。绝缘管200套设在加热管300上,且绝缘管200的内周面与加热管300的外周面相接触。
加热管300具有加热腔310,加热管300上设有与加热腔310连通的气体通道320,气体通道320沿加热管300的径向贯通加热管300。加热腔310的下端封闭,加热腔310的上端适于与气源连通。气体通道320为螺旋状,气体通道320的轴线沿上下方向延伸。
包壳管100由锆合金制成,绝缘管200为二氧化锆陶瓷管,加热管300由铁铬铝合金(FeCrAl)制成。加热管300的管径与管壁厚度的比为14:1~16:1。包壳管100的外周面的邻近包壳管100的第一端的位置设有温度检测器。
绝缘管200的长度小于包壳管100的长度。第一端塞410的一部分伸入到包壳管100的上端内,第一端塞410与包壳管100的上端的内周面接触。第二端塞420的一部分伸入到包壳管100的下端内,第二端塞420与包壳管100的下端的内周面接触。
包壳管100的上端和绝缘管200的上端间隔第一预设距离,包壳管100的下端与绝缘管200的下端间隔第二预设距离。
加热管300的长度小于绝缘管200的长度。第一端塞410的另一部分伸入到绝缘管200的上端内,第一端塞410的另一部分与绝缘管200的上端的内周面接触。第二端塞420的另一部分伸入到绝缘管200的下端内,第二端塞420的另一部分与绝缘管200的下端的内周面接触。
第一端塞410的上端的端面与包壳管100的上端的端面平齐,第一端塞410的下端的端面与绝缘管200的上端的端面平齐。第二端塞420的上端的端面与绝缘管200的下端的端面平齐,第二端塞420的下端的端面与包壳管100的下端的端面平齐。第一端塞410抵靠在加热管300的上端的端面上,第二端塞420抵靠在加热管300的下端的端面上。
第一端塞410具有第一连接通道411,第一连接通道411的一端与加热腔310连通,第一连接通道411的另一端适于与气源连通。第一导线穿过第一端塞410,第二导线穿过第二端塞420。第一导线与加热管300的上端相连,第二导线与加热管300的下端。
具体地,第一端塞410的下端具有第一环形导电体,第一导线与第一环形导电体相连,第一环形导电体和加热管300的上端的端面贴合且连接。第二端塞420的上端具有第二环形导电体,第二导线与第二环形导电体相连,第二环形导电体和加热管300的下端的端面贴合且连接。
如图3和图4所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置还包括第一夹具510、第二夹具520、密封塞600、第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930、第四加载件940、加载支撑板800和轴向加载装置700。
第一夹具510夹持在包壳管100的第一端上,第二夹具520夹持在包壳管100的第二端上,轴向加载装置700与第二夹具520相连。
第一夹具510的下端夹持在包壳管100的上端,第二夹具520的上端夹持在包壳管100的下端,轴向加载装置700与第二夹具520下端连接。
第二夹具520设有压力平衡孔521,压力平衡孔521能够与外界连通。压力平衡孔521的一端贯穿第二夹具520的上端的端面、另一端贯穿第二夹具520的下端的端面。在压力平衡孔521的一端设有密封垫522,且密封垫522与包壳管100的下端相接触。本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置在应用时安装到高压釜内,压力平衡孔521与高压釜的内部连通。由此压力平衡孔521内的压力与高压釜内的压力相同,能够消除高压釜内的压力对包壳管100施加轴向的力的影响。
第一夹具510设有第二连接通道511,第二连接通道511的一端与第一连接通道411的另一端连通,第二连接通道511的另一端适于与气源连通。
密封塞600设在第一夹具510与包壳管100的第一端之间。密封塞600能够对第一夹具510和包壳管100之间的夹持部进行密封,避免气体从第一夹具510的下端的内周面和包壳管100的上端的外周面之间泄漏。
进一步地,密封塞600设在第一夹具510与包壳管100的第一端的端面之间。由此密封塞600能够避免加热腔310内的气体从第一连接通道411向外泄漏。具体地,密封塞600具有第三连接通道601,第三连接通道601的一端与第二连接通道511的一端连通,第三连接通道601的另一端与第一连接通道411的另一端连通。
如图3和图4所示,第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940中的每一者与第二夹具520相连,第一加载件910和第二加载件920在左右方向上相对设置,第三加载件930和第四加载件940在前后方向上相对设置。轴向加载装置700与第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940中的每一者相连。
第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940由青铜制成。第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940具有较高的强度和良好的导电性,同时第一加载件910、第二加载件920、第三加载件930和第四加载件940还具有良好的散热性能。第一导线适于通过第一加载件910和第二加载件920中的一者与外部供电设备相连。第二导线适于通过第三加载件930和第四加载件940中的一者与外部供电设备相连。
加载支撑板800套设在第二夹具520的一部分上,且加载支撑板800与第二夹具520之间具有间隙,轴向加载装置700通过第一立柱711、第二立柱712、第三立柱713和第四立柱714安装到加载支撑板800上,且第一立柱711、第二立柱712、第三立柱713和第四立柱714均匀间隔布置。轴向加载装置700具有第一加载杆721、第二加载杆722、第三加载杆723和第四加载杆724。第一加载杆721与第一加载件910相连,第二加载杆722与第二加载件920相连,第三加载杆723与第三加载件930相连,第四加载杆724与第四加载件940相连。具体地,加载支撑板800安装在高压釜的靠近第二夹具520的下端的端盖上,能够使加载支撑板800的位置固定。
如图3所示,本发明实施例的模拟核反应堆燃料棒的试验装置还包括第一支撑件950和第二支撑件960。第一支撑件950和第二支撑件960在左右方向上相对设置。第一支撑件950和第二支撑件960中的每一者与第一夹具510相连。由此第一夹具510通过第一支撑件950和第二支撑件960进行安装固定。具体地,第一支撑件950和第二支撑件960连接在第一夹具510的周面。第一支撑件950和第二支撑件960安装在高压釜靠近第一夹具510的上端的端盖上。
在本发明的描述中,需要理解的是,术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是至少两个,例如两个,三个等,除非另有明确具体的限定。
在本发明中,除非另有明确的规定和限定,术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解,例如,可以是固定连接,也可以是可拆卸连接,或成一体;可以是机械连接,也可以是电连接或彼此可通讯;可以是直接相连,也可以通过中间媒介间接相连,可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系,除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言,可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
在本发明中,除非另有明确的规定和限定,第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触,或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且,第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方,或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方,或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。
在本发明中,术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中,对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例或示例。而且,描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。此外,在不相互矛盾的情况下,本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例或示例以及不同实施例或示例的特征进行结合和组合。
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例,可以理解的是,上述实施例是示例性的,不能理解为对本发明的限制,本领域的普通技术人员在本发明的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。

Claims (10)

1.一种模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,包括:
包壳管,所述包壳管具有在其长度方向相对的第一端和第二端;
绝缘管,所述包壳管套设在所述绝缘管上,所述包壳管的内周面与所述绝缘管的外周面相接触,所述绝缘管具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端;和
加热管,所述绝缘管套设在所述加热管上,所述绝缘管的内周面与所述加热管的外周面相接触,所述加热管具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述加热管具有加热腔,所述加热管上设有与所述加热腔连通的气体通道,所述气体通道沿所述加热管的径向贯通所述加热管,其中所述加热腔具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述加热腔的所述第一端和所述第二端中的一者封闭,所述加热腔的所述第一端和所述第二端中的另一者适于与气源连通,所述加热管适于通过第一导线和第二导线连接外部供电设备。
2.根据权利要求1所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,所述气体通道为螺旋状,所述气体通道的轴线与所述包壳管的长度方向一致,可选地,所述包壳管由锆合金制成,所述绝缘管为二氧化锆陶瓷管,所述加热管由铁铬铝合金制成,可选地,所述加热管的管径与管壁厚度的比为14:1~16:1。
3.根据权利要求1所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,所述绝缘管的长度小于所述包壳管的长度,所述试验装置还包括:
第一端塞,所述第一端塞的至少一部分伸入到所述包壳管的所述第一端内,所述第一端塞与所述包壳管的所述第一端的内周面接触,其中所述第一端塞具有第一连接通道,所述第一连接通道的一端与所述加热腔连通,所述第一连接通道的另一端适于与气源连通;和
第二端塞,所述第二端塞的至少一部分伸入到所述包壳管的所述第二端内,所述第二端塞与所述包壳管的所述第二端的内周面接触,其中所述第一导线穿过所述第一端塞,所述第二导线穿过所述第二端塞,
可选地,所述加热管的长度小于所述绝缘管的长度,所述第一端塞的第一部分伸入到所述绝缘管的所述第一端内,所述第一端塞的所述第一部分与所述绝缘管的所述第一端的内周面接触,所述第二端塞的第一部分伸入到所述绝缘管的所述第二端内,所述第二端塞的所述第一部分与所述绝缘管的所述第二端的内周面接触,
可选地,所述包壳管的第一端和所述绝缘管的第一端间隔第一预设距离,所述包壳管的第二端与所述绝缘管的第二端间隔第二预设距离,
可选地,所述第一端塞抵靠在所述加热管的第一端上,所述第二端塞抵靠在所述加热管的第二端上,
可选地,所述第一端塞具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述第二端塞具有在所述包壳管的长度方向相对的第一端和第二端,所述第一端塞的所述第一端的端面与所述包壳管的所述第一端的端面平齐,所述第二端塞的所述第二端的端面与所述包壳管的所述第二端的端面平齐。
4.根据权利要求3所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,还包括:
第一夹具和第二夹具,所述第一夹具夹持在所述包壳管的所述第一端上,所述第二夹具夹持在所述包壳管的所述第二端上;以及
轴向加载装置,所述轴向加载装置与所述第二夹具相连。
5.根据权利要求4所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,所述第一夹具具有在所述包壳管的长度方向上相对的第一端和第二端,所述第一夹具的所述第二端夹持在所述包壳管的所述第一端上,
所述第二夹具具有在所述包壳管的长度方向上相对的第一端和第二端,所述第二夹具的所述第一端夹持在所述包壳管的所述第二端上,所述轴向加载装置与所述第二夹具的所述第二端连接。
6.根据权利要求4所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,所述第一夹具设有第二连接通道,所述第二连接通道的一端与所述第一连接通道的所述另一端连通,所述第二连接通道的另一端适于与气源连通。
7.根据权利要求4所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,所述第二夹具设有压力平衡孔,所述压力平衡孔能够与外界连通。
8.根据权利要求4所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,进一步包括密封塞,所述密封塞设在所述第一夹具与所述包壳管的所述第一端之间,可选地,所述密封塞设在所述第一夹具与所述包壳管的所述第一端的端面之间,所述密封塞具有第三连接通道,所述第三连接通道的一端与所述第二连接通道的所述一端连通,所述第三连接通道的另一端与所述第一连接通道的所述另一端连通。
9.根据权利要求4所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,进一步包括:
第一加载件和第二加载件,所述第一加载件和所述第二加载件中的每一者与所述第二夹具相连,所述第一加载件和所述第二加载件在第一方向上相对设置,可选地,所述第一导线适于通过所述第一加载件和所述第二加载件中的一者与所述外部供电设备相连;以及
第三加载件和第四加载件,所述第三加载件和第四加载件中的每一者与所述第二夹具相连,所述第三加载件和所述第四加载件在第二方向上相对设置,所述第二方向垂直于所述第一方向,可选地,所述第二导线适于通过所述第三加载件和所述第四加载件中的一者与所述外部供电设备相连,其中所述轴向加载装置与所述第一加载件、所述第二加载件、所述第三加载件和所述第四加载件中的每一者相连。
10.根据权利要求9所述的模拟核反应堆燃料棒的试验装置,其特征在于,进一步包括加载支撑板,所述加载支撑板套设在所述第二夹具相连的一部分上,且所述加载支撑板与所述第二夹具之间具有间隙,所述轴向加载装置安装在所述加载支撑板上。
CN202011074145.8A 2020-10-09 2020-10-09 模拟核反应堆燃料棒的试验装置 Active CN112382421B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011074145.8A CN112382421B (zh) 2020-10-09 2020-10-09 模拟核反应堆燃料棒的试验装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011074145.8A CN112382421B (zh) 2020-10-09 2020-10-09 模拟核反应堆燃料棒的试验装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112382421A true CN112382421A (zh) 2021-02-19
CN112382421B CN112382421B (zh) 2022-06-21

Family

ID=74581085

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202011074145.8A Active CN112382421B (zh) 2020-10-09 2020-10-09 模拟核反应堆燃料棒的试验装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112382421B (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115101224A (zh) * 2022-04-11 2022-09-23 国家电投集团科学技术研究院有限公司 电加热模拟燃料棒
CN115980178A (zh) * 2022-12-23 2023-04-18 中国核动力研究设计院 燃料棒氧化膜标样组件及其制备方法、应用
KR20230150140A (ko) * 2022-04-21 2023-10-30 서울대학교산학협력단 반응도 삽입 사고 모사 디바이스 및 시스템

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20090092472A (ko) * 2008-02-27 2009-09-01 한국원자력연구원 핵연료 피복관 크러드 모사시험장치 및 방법
KR20100089330A (ko) * 2009-02-03 2010-08-12 한국원자력연구원 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관, 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관의 제조방법 및 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관이 구비되는 모사 크러드 형성장치
CN103024952A (zh) * 2012-12-17 2013-04-03 中国核电工程有限公司 一种具有模拟不同功率分布功能的电加热装置
JP2014059193A (ja) * 2012-09-18 2014-04-03 Japan Atomic Energy Agency 燃料棒の被覆管試験片作製方法及び治具
CN104575637A (zh) * 2014-12-15 2015-04-29 中国核电工程有限公司 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法
CN105575447A (zh) * 2016-02-17 2016-05-11 苏州热工研究院有限公司 模拟loca工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置
CN108172310A (zh) * 2017-12-15 2018-06-15 岭澳核电有限公司 燃料棒端塞、燃料棒及其装配方法
CN207731664U (zh) * 2018-01-25 2018-08-14 中国原子能科学研究院 快接式高热流密度电加热模拟燃料棒
CN207731670U (zh) * 2018-01-25 2018-08-14 中国原子能科学研究院 高热流密度电加热模拟燃料组件
CN109949950A (zh) * 2019-03-26 2019-06-28 上海交通大学 反应堆包壳破损模拟实验台
JP2019163972A (ja) * 2018-03-19 2019-09-26 株式会社神戸製鋼所 使用済燃料の輸送及び/又は貯蔵に用いられる容器の伝熱試験装置
CN110517797A (zh) * 2019-08-16 2019-11-29 西安交通大学 一种核反应堆环形燃料损毁实验装置及实验方法

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20090092472A (ko) * 2008-02-27 2009-09-01 한국원자력연구원 핵연료 피복관 크러드 모사시험장치 및 방법
KR20100089330A (ko) * 2009-02-03 2010-08-12 한국원자력연구원 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관, 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관의 제조방법 및 모사 크러드 형성용 핵연료 피복관이 구비되는 모사 크러드 형성장치
JP2014059193A (ja) * 2012-09-18 2014-04-03 Japan Atomic Energy Agency 燃料棒の被覆管試験片作製方法及び治具
CN103024952A (zh) * 2012-12-17 2013-04-03 中国核电工程有限公司 一种具有模拟不同功率分布功能的电加热装置
CN104575637A (zh) * 2014-12-15 2015-04-29 中国核电工程有限公司 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法
CN105575447A (zh) * 2016-02-17 2016-05-11 苏州热工研究院有限公司 模拟loca工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置
CN108172310A (zh) * 2017-12-15 2018-06-15 岭澳核电有限公司 燃料棒端塞、燃料棒及其装配方法
CN207731664U (zh) * 2018-01-25 2018-08-14 中国原子能科学研究院 快接式高热流密度电加热模拟燃料棒
CN207731670U (zh) * 2018-01-25 2018-08-14 中国原子能科学研究院 高热流密度电加热模拟燃料组件
JP2019163972A (ja) * 2018-03-19 2019-09-26 株式会社神戸製鋼所 使用済燃料の輸送及び/又は貯蔵に用いられる容器の伝熱試験装置
CN109949950A (zh) * 2019-03-26 2019-06-28 上海交通大学 反应堆包壳破损模拟实验台
CN110517797A (zh) * 2019-08-16 2019-11-29 西安交通大学 一种核反应堆环形燃料损毁实验装置及实验方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
唐昌兵等: "燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化数值模拟研究", 《核动力工程》 *
林祖伟等: "基于ANSYS的核电用燃料棒的特种焊接电场效应分析", 《上海大学学报(自然科学版)》 *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115101224A (zh) * 2022-04-11 2022-09-23 国家电投集团科学技术研究院有限公司 电加热模拟燃料棒
KR20230150140A (ko) * 2022-04-21 2023-10-30 서울대학교산학협력단 반응도 삽입 사고 모사 디바이스 및 시스템
KR102655039B1 (ko) * 2022-04-21 2024-04-04 서울대학교산학협력단 반응도 삽입 사고 모사 디바이스 및 시스템
CN115980178A (zh) * 2022-12-23 2023-04-18 中国核动力研究设计院 燃料棒氧化膜标样组件及其制备方法、应用

Also Published As

Publication number Publication date
CN112382421B (zh) 2022-06-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN112382421B (zh) 模拟核反应堆燃料棒的试验装置
KR101212406B1 (ko) 누설에 민감한 용례를 위한 이중 벽체 축류 전기 히터
KR100423739B1 (ko) 원자력 재료의 조사시험을 위한 계장캡슐
CN103650060A (zh) 用于加热液体的电加热装置、用于生产该电加热装置的方法以及该电加热装置在核燃料棒的电气仿真中的使用
WO2019083163A1 (ko) 다양한 가스수소 환경하에서 재료 취화거동의 정량적 평가가 가능한 소형펀치 시험장치
CN110299217B (zh) 一种用于研究环形燃料包壳爆破失效的试验段
JP2010139420A (ja) 模擬燃料棒、模擬燃料棒集合体、および模擬燃料棒の製造方法
JP2007232720A (ja) 燃料被覆管の点検方法とその装置
JP2007256123A (ja) 応力腐食割れ試験に用いるシステム
CN112118648A (zh) 一种高发热功率的小尺寸环形加热棒
CN115101224B (zh) 电加热模拟燃料棒
CN112378765A (zh) 包壳管的加压试验装置
KR101696690B1 (ko) 온도 구배 영역에서 시편 이동에 의한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치
KR100424330B1 (ko) 원자로용 크립 시험장치
CN115512865A (zh) 碳化硅复合材料连接装置
KR100945022B1 (ko) 연구용 원자로 or 공에서의 재료 조사 시험용 계장 캡슐
RU2526328C1 (ru) Ампульное устройство для реакторных исследований
JPH0529071A (ja) シーズヒータ及びその製造方法
KR20130143269A (ko) 액체 열매체와 고체 열매체를 혼용한 온도 정밀 제어용 조사 시험 캡슐
GB2553090A (en) Method of manufacture
US9108267B2 (en) Pulse electric-current bonding method and pulse electric-current bonding apparatus
KR101030829B1 (ko) 차량용 시오디 히터
US4822176A (en) Method and apparatus for simulation of the operational demands acting an expanded tube joints
KR101100849B1 (ko) 고온 가스로용 피복입자 핵연료 조사 시험봉의 모사 시험장치
JPH0219758Y2 (zh)

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant