CN204760048U - 核燃料包壳管在模拟loca工况下性能评价的实验装置 - Google Patents

Abstract

本实用新型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工况下核燃料包壳管性能的评价，结构简单，操作方便，且成本低。

Description

核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置

技术领域

本实用新型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。

背景技术

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。

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，本实用新型采取如下技术方案：

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。

根据本实用新型的一个具体实施和优选方面，密封件为水冷密金属封件，水冷密金属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，在水冷密金属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、水冷密金属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、水冷密金属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并下达指令。

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。

根据本实用新型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实用新型做进一步详细的说明。

图1为根据本实用新型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（水冷密金属封件）；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、红外线检测仪（双色红外测温仪）；813、监控器（电脑）；82、第三控制单元；820、流量处理器；83、检控单元；830，831、真空计；42，51，601，71，821、管道；43，44，52，53，54，603，72、控制阀。

具体实施方式

如图1所示，本例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，其主要包括用于容纳核燃料包壳管1的型腔2、加热装置3、水蒸气循环装置4、抽真空装置5、冷却装置6、气体保护装置7、控制系统8。下面对各个部分进行详细说明。

核燃料包壳管1包括管体10、焊接在管体10底部的管底11。

型腔2沿着竖直方向延伸设置，其包括通过密封件20分隔形成的位于上部的真空腔21和位于下部的淬火腔22，在密封件20上设有通孔，核燃料包壳管1自底部的插入通孔并上部位于真空腔21、下部位于淬火腔22内，且核燃料包壳管1与通孔密封连接。

进一步的，核燃料包壳管1的下部悬空在淬火腔22内，密封件20水平设置，通孔位于密封件20的中部，核燃料包壳管1沿着型腔2高度方向设置在通孔内，然后由石墨密封圈将核燃料包壳管1与通孔进行密封。密封件20为水冷密金属封件，该水冷密金属封件和真空腔21内均设有能够容纳冷却装置6的冷却介质（冷却液）的容腔。

加热装置3包括自核燃料包壳管1开口伸入核燃料包壳管1内的加热棒30、套设在加热棒30的外周用于将加热棒30与核燃料包壳管1的内壁绝缘隔开的套管31、以及辅助加热棒30加热的辅热单元32，其中套管31的材质为石英或陶瓷，其性能：绝缘、耐高温、导热性好。

具体的，加热棒30的下端部位于管体10底部和管底11焊接处的上方，且加热棒30的下端部距淬火腔22底部的距离大于焊接处的高度。即燃料包壳管1的焊接处与加热棒30之间存在一定的间距，防止燃料包壳管1的焊接处温度过高，先于燃料包壳管1的管体10发生失效，从而影响核燃料包壳管1在模拟LOCA工况下性能评估的准确性。

进一步的，加热棒30由钨合金制成，套管31为石英套管。

水蒸气循环装置4包括分别与淬火腔22相连通的水蒸气发生器40和水蒸气冷凝器41、以及连通管道42和控制阀43、44，其中水蒸气发生器40和水蒸气冷凝器41均为常规设计，同时，在淬火腔22的侧壁上分别设有水蒸气入口和水蒸气出口，管道42分别将水蒸气入口与水蒸气发生器40、水蒸气出口与水蒸气冷凝器41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30下端部距淬火腔22底部的距离。即水蒸气入口位于燃料包壳管1焊接处以上，加热棒30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1的管体10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。

抽真空装置5包括抽真空泵50、分别与真空腔21和淬火腔22相连通的管道51、以及控制阀52、53、54。

冷却装置6包括能够分别向真空腔21的容腔、淬火腔22、以及水冷密金属封件的容腔内注入冷却液的进液单元60、以及排液单元61，其冷却液为水。

气体保护装置7包括保护气体存储器70、分别向真空腔21和淬火腔22内通入保护气体的管道71、以及控制阀72。

控制系统8，其包括用于控制抽真空泵50抽真空的第一控制单元80、用于控制进液单元60注入冷却液的第二控制单元81、用于控制气体保护装置7通入真空腔21和淬火腔22内气体流量的第三控制单元82、以及分别用于检测并监控真空腔21和淬火腔22内压力变化的检控单元83，其中当检控单元83显示真空腔21或淬火腔22内压力下降时，核燃料包壳管1损坏而失效。

具体的，进液单元60包括储液器600；分别与真空腔21的容腔、淬火腔22、水冷密金属封件的容腔相连通的进液管道601；与第二控制单元81相连通的进液控制器602；以及控制阀603；其中进液控制器602能够接收第二控制单元81的指令并分别向真空腔21的容腔、淬火腔22、水冷密金属封件的容腔中注入冷却液，同时该进液控制器602带有水流量控制器，可定量的进行注水。

进一步的，第一控制单元80主要包括能够向抽真空泵50下达抽真空指令的控制处理器800、以及将控制处理器800与抽真空泵50相连通的导线801，也为常规设计；第二控制单元81包括信息处理器810、设置在淬火腔22上的测温窗口811、能够透过测温窗口811检测核燃料包壳管1温度的红外线检测仪812、用于记录红外线检测仪812检测温度值并将信息传递至信息处理器810的监控器813，其中由信息处理器810根据接收到核燃料包壳管1温度信息并下达指令；第三控制单元82主要包括流量处理器820、以及流量处理器820相连通的管道821，也为常规设计。

进一步的，辅热单元32包括加热控制器320、加热源、用于将加热源与加热棒30相连接的第一导线321；以及一端部连接在红外线检测仪812将信息传递至监控器813的支路上、另一端部与加热控制器320相连通的第二导线322，其中加热控制器320根据接收红外线检测仪812检测的信息向加热棒30下达加热指令。

具体的，排液单元61包括位于淬火腔22底部的排液管610和排液阀611。

检控单元83包括分别位于管道42、71上能够检测真空腔21和淬火腔22内真空压力的真空计830、831。

此外，本例中所有的阀均为电磁控制阀。

本试验装置选择采样周期为0.1s的数据采集卡作为数据记录计算机的核燃料包壳管温度、内外压力的信号输入，记录极短时间内核燃料包壳管的温度、内外压力和管内部氢气含量随时间变化的曲线。本试验装置中核燃料包壳管（以锆合金包壳管为例）最高温度可以达到1500℃，最快升温速率为400℃/min，同时实现水蒸气氧化和淬火功能，可以满足核电站核燃料锆合金包壳的LOCA实验要求。

具体模拟LOCA工况的操作过程如下（结合附图）：

首先，将核燃料包壳管1的底部自水冷密金属封件20上的通孔伸入淬火腔22，使得核燃料包壳管1的上部位于真空腔21、下部位于淬火腔22内，然后采用石英套管31将加热棒30与核燃料包壳管1内壁绝缘隔开，使得加热棒30的下端部位于核燃料包壳管1焊接处的上方，接着密闭型腔2，分别对淬火腔22和真空腔21抽真空，此时控制阀52、53、54处于开启状态，控制阀72、44、603处于关闭状态，第一控制单元80向抽真空泵50下达抽真空指令，实现淬火腔21和真空腔22抽真空；然后，开启冷却装置6，对真空腔21和水冷金属密封件20进行冷却，当淬火腔22和真空腔21的真空度达到一定值后；向真空腔22内通入保护气体，此时控制阀52处于关闭状态，控制阀72、53、54处于开启状态，在第三控制单元82作用下，控制进气流量，调节真空腔21内的气压，使其高于大气压，然后关闭控制阀72，充保护气结束；随后打开加热辅助单元32对加热棒30进行加热，燃料包壳管1随之温度升高，燃料包壳管1的温度通过红外线检测仪812（双色红外测温仪）进行测温，当燃料包壳管1温度到达指定温度后，打开水蒸气发生器40及控制阀43、54，使水蒸气进入淬火腔22并从冷凝器41排出，实现水蒸气氧化的环境下对燃料包壳管性能的评价；当淬火腔22内部通水蒸气时间到达指定时间时，通过第二控制单元打开控制阀603，向淬火腔22定量进行注水，实现淬火环境下对燃料包壳管性能的评价。

本实施例实验装置的结论是：一旦燃料包壳管1发生破损时，燃料包壳管1内部压力会急剧下降，压力下降值可由真空计830读数，此时可判定燃料包壳管1失效。

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密金属封件，所述的水冷密金属封件与所述进液单元相连通；所述的核燃料包壳管与所述通孔由石墨密封圈进行密封。

5.根据权利要求4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：在所述的水冷密金属封件和所述真空腔内均设有容纳所述冷却液的容腔，所述的进液单元包括储液器；分别与所述真空腔的容腔、淬火腔、水冷密金属封件的容腔相连通的进液管道；以及与所述第二控制单元相连通的进液控制器，其中所述进液控制器能够接收所述第二控制单元的指令并分别向所述真空腔的容腔、淬火腔、水冷密金属封件的容腔中注入所述的冷却液。

6.根据权利要求5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：所述的第二控制单元包括信息处理器、设置在所述淬火腔上的测温窗口、能够透过所述的测温窗口检测所述核燃料包壳管温度的红外线检测仪、用于记录所述红外线检测仪检测温度值并将信息传递至所述信息处理器的监控器，其中由所述信息处理器根据接收到所述核燃料包壳管温度信息并下达所述的指令。

7.根据权利要求6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：所述辅热单元包括加热控制器、加热源、用于将所述的加热源与所述加热棒相连接的第一导线；以及一端部连接在所述红外线检测仪将信息传递至所述监控器的支路上、另一端部与所述加热控制器相连通的第二导线，其中所述的加热控制器根据接收所述红外线检测仪检测的信息向所述的加热棒下达加热指令。

8.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：所述的排液单元包括位于所述淬火腔底部的排液管和排液阀。

9.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、分别向所述真空腔和淬火腔内通入保护气体的管道、以及控制阀。

10.根据权利要求9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：所述的控制系统还包括用于控制所述气体保护装置通入所述真空腔和淬火腔内气体流量的第三控制单元。