CN203965297U - 核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置 - Google Patents
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Abstract
本实用新型涉及一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其包括：样品室，其包括石英管、上端盖和下端盖、蒸汽进气管、排气管；包壳，其设置在石英管内，且包壳的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖和下端盖上；加热电极，其包括分别密封固定在上端盖和下端盖上且加热端部位于包壳内部的第一钨电极和第二钨电极；上、下绝缘环，其用于分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘；测温装置。本实用新型能够很好地模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为，可用于对包壳材料成分及加工工艺进行筛选，生产不同批次管材高温氧化性能评价等，也可用于其他管材在高温水蒸气和其他气体、液体环境中腐蚀性能评价。
Description
技术领域
本实用新型涉及一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置。
背景技术
正常运行工况下，包壳处于高温高压水冷却环境，包壳内、外表面不会超过设计温度，可保证包壳金属层厚度足以支撑燃料元件。而在LOCA（反应堆失水事故）工况下，由于冷却剂的丧失，使包壳裸露在高温（可达1200℃）、高压水蒸气中，包壳会快速氧化，金属层减薄，当不足以密封燃料芯块时，包壳破裂，会导致放射性裂变产物向压力容器中释放。通过包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价，筛选高温腐蚀性能优异的包壳材料，对于提高核安全水平具有重要意义。
现有技术中，常采用静态高压釜来进行包壳材料腐蚀性能评价，存在以下不足：首先该腐蚀试验温度低，最高550℃，不能模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为；其次，由于样品用高温、高压水加热，材料受热均匀，不能模拟包壳在真实服役工况下径向的温度梯度，所以也不存在径向包壳材料合金元素的二次分配问题；再次，在高温（800℃以上）蒸汽中腐蚀，包壳氧化膜和金属层之间会生成脆性的固溶体（Zr-O）层，对包壳的塑性不利，而用静态高压釜腐蚀样品则无上述固溶体层，不能反映真实工况下包壳的力学性能。
发明内容
本实用新型所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置。
为解决上述技术问题，本实用新型采取如下技术方案：
一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其包括：
样品室，其提供高温蒸汽与包壳反应的空间，样品室包括石英管、分别密封设置在石英管上端部和下端部的上端盖和下端盖、连接在下端盖上且与石英管相连通的蒸汽进气管、连接在上端盖上且与石英管相连通的排气管；
包壳，其设置在石英管内，且包壳的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖和下端盖上；
加热电极，其用于对包壳进行加热，加热电极包括分别密封固定在上端盖和下端盖上且加热端部位于包壳内部的第一钨电极和第二钨电极；
上、下绝缘环，其分别设置在第一钨电极、第二钨电极与包壳之间，用于分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘；
测温装置，其包括用于测量包壳内壁温度的第一热电偶、用于测量包壳外壁及样品室内蒸汽温度的第二热电偶以及接收并存储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，样品室还包括设置在石英管外周的保温层。进一步优选地，样品室还包括设置在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。
根据本实用新型的一个具体方面，在所述上绝缘环和下绝缘环上分别开设有固定孔，第一热电偶有二个，该二个第一热电偶分别通过所述固定孔固定在包壳的中部加热段。
根据又一具体方面，第二热电偶固定在包壳的外壁上。
进一步优选地，所述的测温装置还包括用于测量样品室内蒸汽温度、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。
优选地，所述的包壳内填充有改善热传导特性的导热性气体例如He。所述实验装置还优选包括用于实时测量包壳内填充气体的压力的测压装置，从而可以判断出包壳是否在实验过程中破裂。
优选地，上、下绝缘环为氧化锆陶瓷环。
由于以上技术方案的实施，本实用新型与现有技术相比具有如下优点：
本实用新型的装置设计巧妙，合理，其能够很好地模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为，可用于对包壳材料成分及加工工艺进行筛选，生产不同批次管材高温氧化性能评价等，也可用于其他管材在高温水蒸气和其他气体、液体环境中腐蚀性能评价。
附图说明
下面结合附图和具体的实施例对本实用新型做进一步详细的说明。
图1为根据本实用新型的专用实验装置的分解示意图；
其中：10、石英管；11、上端盖；12、下端盖；13、蒸汽进气管；14、排气管；15、保温层；16、铜管；2、包壳；30、第一钨电极；31、第二钨电极；4、上绝缘环；5、下绝缘环；6、第一热电偶；7、红外高温计。
具体实施方式
如图1所示， 本例提供一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其主要包括样品室，包壳2，加热电极，上、下绝缘环4,5，测温装置等。下面对各个部分进行详细说明。
样品室用于高温蒸汽与包壳反应的空间。本例中，样品室包括石英管10、分别密封设置在石英管10上端部和下端部的上端盖11和下端盖12、连接在下端盖12上且与石英管10相连通的蒸汽进气管13、连接在上端盖11上且与石英管10相连通的排气管14、位于石英管10外周材料为石棉或氧化锆的保温层15、设置在石英管10与保温层15之间的一层铜管16。在石英管10外周设的铜管16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。
包壳2设置在石英管10内，且包壳2的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖11和下端盖12上。
加热电极用于对包壳2进行加热。加热电极2包括分别密封固定在上端盖11和下端盖12上且加热端部位于包壳2内部的第一钨电极30和第二钨电极31。上、下绝缘环4，5为氧化锆陶瓷环，它们分别设置在第一钨电极30、第二钨电极31与包壳2之间，用于分别使第一钨电极30、第二钨电极31与包壳2的内壁之间绝缘。
测温装置包括用于测量包壳2内壁温度的第一热电偶6、用于测量包壳2外壁及样品室内蒸汽温度的第二热电偶（图中未显示）、接收并存储第一热电偶6和第二热电偶发送的测量结果的记录仪器（图中未显示）以及用于测量样品室内蒸汽温度和包壳2外壁温度的红外高温计7。其中，第一热电偶6有二个，这二个第一热电偶6分别通过开设在上、下绝缘环4,5上的固定孔固定在包壳2的中部加热段。第二热电偶则直接固定在包壳2的外壁上。红外高温计7则通过开设在保温层15上的安装孔安装在样品室的侧壁上。
本例中，在包壳2内填充有改善热传导特性的导热性气体例如He。实验装置还进一步包括用于实时测量包壳2内填充气体的压力的测压装置（图中未显示），从而可以判断出包壳是否在实验过程中破裂。
本实施例的专用实验装置进行包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价时使用如下：
高温蒸汽（300℃，最高可达1200℃）从蒸汽进气管13进入石英管10内，并在石英管10中与包壳2反应，未反应的水蒸气及其它气体从排气管14排出石英管10。包壳2内部利用第一钨电极30和第二钨电极31进行加热，钨棒电极的热功率密度高达180w/cm，供电电压不不高于36V，与核电站燃料元件的功率密度相当。第一热电偶6和第二热电偶分别对包壳2内壁和外壁的温度进行测量并将自动发送到记录一起上存储。红外高温计对包壳2外壁的温度进行测量，用于校验第二热电偶测量结果。在包壳2内填充导热性能良好的气体，如He，并利用测压装置实时测量包壳2内的气体压力，通过压力的变化可判断出包壳是否在实验过程中破裂。
综上所述，本实用新型的装置具有如下特点：
1、可用于包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价（最高试验温度可达1200℃），可模拟LOCA(反应堆失水事故)工况下包壳的腐蚀行为；，
2、包壳采用钨（棒）电极加热，受热均匀，可模拟包壳在真实服役工况下径向的温度梯度；
3、能反映真实工况下包壳的力学性能，对包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价准确，从而利于筛选高温腐蚀性能优异的包壳材料，对于提高核安全水平，具有重要意义。
以上对本实用新型做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本实用新型的内容并加以实施，并不能以此限制本实用新型的保护范围，凡根据本实用新型的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本实用新型的保护范围内。
Claims (10)
1. 一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：包括：
样品室，其提供高温蒸汽与包壳（2）反应的空间，所述样品室包括石英管（10）、分别密封设置在所述石英管（10）上端部和下端部的上端盖（11）和下端盖（12）、连接在所述下端盖（12）上且与所述石英管（10）相连通的蒸汽进气管（13）、连接在所述上端盖（11）上且与所述石英管（10）相连通的排气管（14）；
包壳（2），其设置在所述石英管（10）内，且所述包壳（2）的上下端部分别通过密封装置固定在所述上端盖（11）和下端盖（12）上；
加热电极，其用于对包壳（2）进行加热，所述加热电极包括分别密封固定在所述上端盖（11）和所述下端盖（12）上且加热端部位于所述包壳（2）内部的第一钨电极（30）和第二钨电极（31）；
上、下绝缘环（4,5），其分别设置在所述第一钨电极（30）、所述第二钨电极（31）与所述包壳（2）之间，用于分别使所述第一钨电极（30）、第二钨电极（31）与所述包壳（2）的内壁之间绝缘；
测温装置，其包括用于测量所述包壳（2）内壁温度的第一热电偶（6）、用于测量所述包壳（2）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（6）和第二热电偶发送的测量结果的记录仪器。
2. 根据权利要求1所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述样品室还包括设置在所述石英管（10）外周的保温层（15）。
3. 根据权利要求1所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述样品室还包括设置在所述石英管（10）与保温层（15）之间的铜管（16）。
4. 根据权利要求2或3所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述的保温层（15）的材料为石棉或氧化锆。
5. 根据权利要求2所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：在所述上绝缘环（4）和下绝缘环（5）上分别开设有固定孔，所述的第一热电偶（6）有二个，该二个第一热电偶（6）分别通过所述固定孔固定在所述包壳（2）的中部加热段。
6. 根据权利要求1或2或5所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述的第二热电偶固定在所述包壳（2）的外壁上。
7. 根据权利要求2所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，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（2）外壁温度的红外高温计（7）。
8. 根据权利要求7所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述的保温层（15）上开设有用于安装所述红外高温计（7）的安装孔。
9. 根据权利要求1所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述的包壳（2）内填充有改善热传导特性的导热性气体，所述的装置还包括用于实时测量所述包壳（2）内填充气体的压力的测压装置。
10. 根据权利要求1所述的核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其特征在于：所述上、下绝缘环（4,5）为氧化锆陶瓷环。
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Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104034651A (zh) * | 2014-06-26 | 2014-09-10 | 苏州热工研究院有限公司 | 核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置 |
| CN104777240A (zh) * | 2015-04-22 | 2015-07-15 | 安徽工业大学 | 一种储氢材料吸放氢实验的样品室 |
| CN105761768A (zh) * | 2016-04-12 | 2016-07-13 | 苏州热工研究院有限公司 | 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 |
| CN106979895A (zh) * | 2017-04-12 | 2017-07-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种薄壁金属管瞬态加热高温爆破试验的方法 |
| CN108051321A (zh) * | 2017-12-20 | 2018-05-18 | 广东核电合营有限公司 | 一种包壳管内压爆破试验装置及其试验方法 |
| CN109767853A (zh) * | 2018-12-19 | 2019-05-17 | 西安交通大学 | 模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置及方法 |
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Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104034651A (zh) * | 2014-06-26 | 2014-09-10 | 苏州热工研究院有限公司 | 核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置 |
| CN104777240A (zh) * | 2015-04-22 | 2015-07-15 | 安徽工业大学 | 一种储氢材料吸放氢实验的样品室 |
| CN105761768A (zh) * | 2016-04-12 | 2016-07-13 | 苏州热工研究院有限公司 | 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 |
| CN105761768B (zh) * | 2016-04-12 | 2017-07-25 | 苏州热工研究院有限公司 | 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 |
| CN106979895A (zh) * | 2017-04-12 | 2017-07-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种薄壁金属管瞬态加热高温爆破试验的方法 |
| CN108051321A (zh) * | 2017-12-20 | 2018-05-18 | 广东核电合营有限公司 | 一种包壳管内压爆破试验装置及其试验方法 |
| CN108051321B (zh) * | 2017-12-20 | 2023-08-25 | 广东核电合营有限公司 | 一种包壳管内压爆破试验装置及其试验方法 |
| CN109767853A (zh) * | 2018-12-19 | 2019-05-17 | 西安交通大学 | 模拟核反应堆失水事故后包壳骤冷破裂实验装置及方法 |
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