核燃料包殼管在模擬loca工況下性能評價的實驗裝置的制造方法
【技術領域】
[0001]本發明涉及一種核燃料包殼管在模擬LOCA工況下性能評價的實驗裝置，特別涉及一種模擬LOCA工況發生時在高溫水蒸氣氧化及淬火中用于評價核燃料包殼性能的實驗
目.ο
【背景技術】
[0002]眾所周知，LOCA (Loss Of Coolant Accident)是核電廠在運行過程中最為嚴重的事故之一。該事故的發生主要是由于反應堆一回路冷卻劑流失，導致堆芯溫度急劇上升，同時反應堆內壓力迅速下降，引發安注系統向堆內注水，以冷卻快速升溫的堆芯。
[0003]在LOCA工況下(以鋯合金為例)，當核燃料包殼溫度超過600°C時，由于外部壓力的下降導致燃料包殼發生腫脹、破裂；當溫度升高至850°C以上時，燃料包殼鋯合金會發生劇烈的鋯水反應，包殼外部氧化膜厚度迅速增加，同時反應釋放出氫氣。當對堆芯進行注水時，相當于對鋯合金包殼進行淬火，會導致包殼變脆甚至破裂，可引發放射性裂變產物泄漏。
[0004]針對LOCA工況，美國聯邦法規10CFR50.65制定了燃料包殼完整性的臨界條件，即在最高溫度1204°C、ECR(Equivalent cladding reacted)最高為17%時，核燃料包殼淬火時要保持完整性。達到一定值ECR所需時間由Baker-Just公式計算得出。包殼的氧化產氫量不超過假設所有鋯水反應所釋放氫量的1%。我國ECCS驗收標準也是參照這一法規。
(I)計算的燃料包殼最高溫度應不超過1204°C ; (2)計算的燃料包殼最大氧化量不應超過包殼原始壁厚的17% ; (3)與水蒸汽或水的發生化學反應的鋯不應超過堆芯包殼總重量(不包括元件棒空腔部分的重量)的1%。
[0005]如果用堆內實驗獲得鋯合金燃料包殼材料在LOCA工況下的行為，不僅技術復雜，而且耗費較大。因此，基本上采用反應堆外模擬技術及裝置，來評價燃料核燃料包殼管的性能。目前，核燃料包殼在模擬LOCA工況下的實驗裝置主要有兩種:一種是通過電阻爐對燃料核燃料包殼管進行加熱，然后通入水蒸氣，在到達特定的氧化時間后將燃料包殼投入水中進行淬火。這種實驗裝置是從外部對核燃料包殼進行加熱，而核反應堆堆內實際工況是燃料芯塊在核燃料包殼內部發熱，因此這種實驗裝置與實際工況相差較遠；第二種實驗裝置是由韓國原子能科學院研發，采用核燃料包殼管內部插入發熱體進行加熱，在核燃料包殼管兩端夾持電極。由于該LOCA裝置中核燃料包殼管在加熱過程中的熱脹冷縮，核燃料包殼管上端所夾持的電極及附屬電源線的總重量在不斷變化，因此燃料核燃料包殼管在整個試驗過程中承受了一定的外力，這將對試驗結果產生一定的影響。此外，上述兩種設備均不能實現對核燃料包殼管的氣氛保護功能。

【發明內容】

[0006]本發明所要解決的技術問題是克服現有技術的不足，提供一種核燃料包殼管在模擬LOCA工況下性能評價的實驗裝置。
[0007]為解決上述技術問題，本發明采取如下技術方案:
一種核燃料包殼管在模擬LOCA工況下性能評價的實驗裝置，其包括:
用于容納核燃料包殼管的型腔，型腔包括通過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，在密封件上設有通孔，核燃料包殼管密封設置在通孔中，且上部位于真空腔、下部位于淬火腔內；加熱裝置，其包括自核燃料包殼管開口伸入核燃料包殼管內的加熱棒、套設在加熱棒的外周用于將加熱棒與核燃料包殼管的內壁絕緣隔開的套管、以及輔助加熱棒加熱的輔熱單元，套管的材質為石英或陶瓷；水蒸氣循環裝置，其包括分別與淬火腔相連通的水蒸氣發生器和水蒸氣冷凝器；抽真空裝置，其包括抽真空栗、分別與真空腔和淬火腔相連通的管道、以及控制閥；冷卻裝置，其包括能夠分別向真空腔和淬火腔內注入冷卻液的進液單元、以及排液單元；控制系統，其包括用于控制抽真空栗抽真空的第一控制單元、用于控制進液單元注入冷卻液的第二控制單元、以及分別用于檢測并監控真空腔和淬火腔內壓力變化的檢控單元，其中當檢控單元顯示真空腔或淬火腔內壓力下降時，核燃料包殼管損壞而失效。
[0008]具體的，核燃料包殼管的下部懸空在淬火腔內，且包括管體、焊接在管體底部的管底，加熱棒的下端部位于管體底部和管底焊接處的上方，且加熱棒的下端部距淬火腔底部的距離大于焊接處的高度。即燃料包殼管的焊接處與加熱棒之間存在一定的間距，防止燃料包殼管的焊接處溫度過高，先于燃料包殼管發生失效，從而影響核燃料包殼管在模擬LOCA工況下性能評估的準確性。
[0009]進一步的，在淬火腔的側壁上分別設有水蒸氣入口和水蒸氣出口，通過管道分別將水蒸氣入口與水蒸氣發生器、水蒸氣出口與水蒸氣冷凝器相連通，其中水蒸氣入口的高度大于焊接處的高度、小于加熱棒下端部距淬火腔底部的距離。即水蒸氣入口位于燃料包殼管焊接處以上，加熱棒以下的位置，避免燃料包殼管焊接處的劇烈氧化，先于燃料包殼管發生失效，從而影響核燃料包殼管在模擬LOCA工況下性能評估的準確性。
[0010]根據本發明的一個具體實施和優選方面，密封件為水冷密金屬封件，水冷密金屬封件與進液單元相連通；核燃料包殼管與通孔由石墨密封圈進行密封。
[0011]優選地，在水冷密金屬封件和真空腔內均設有容納冷卻液的容腔，進液單元包括儲液器；分別與真空腔的容腔、淬火腔、水冷密金屬封件的容腔相連通的進液管道；以及與第二控制單元相連通的進液控制器，其中進液控制器能夠接收第二控制單元的指令并分別向真空腔的容腔、淬火腔、水冷密金屬封件的容腔中注入冷卻液。
[0012]優選地，第二控制單元包括信息處理器、設置在淬火腔上的測溫窗口、能夠透過測溫窗口檢測核燃料包殼管溫度的紅外線檢測儀、用于記錄紅外線檢測儀檢測溫度值并將信息傳遞至信息處理器的監控器，其中由信息處理器根據接收到核燃料包殼管溫度信息并下達指令。
[0013]優選地，輔熱單元包括加熱控制器、加熱源、用于將加熱源與加熱棒相連接的第一導線；以及一端部連接在紅外線檢測儀將信息傳遞至監控器的支路上、另一端部與加熱控制器相連通的第二導線，其中加熱控制器根據接收紅外線檢測儀檢測的信息向加熱棒下達加熱指令。
[0014]優選地，排液單元包括位于淬火腔底部的排液管和排液閥。
[0015]根據本發明的又一個具體實施和優選方面，實驗裝置還包括氣體保護裝置，該氣體保護裝置包括保護氣體存儲器、分別向真空腔和淬火腔內通入保護氣體的管道、以及控制閥。
[0016]優選地，控制系統還包括用于控制氣體保護裝置通入真空腔和淬火腔內氣體流量的第三控制單元。
[0017]由于以上技術方案的實施，本發明與現有技術相比具有如下優點:
本發明的裝置設計巧妙，合理，其能夠很好地模擬LOCA工況下核燃料包殼管性能的評價，結構簡單，操作方便，且成本低。
【附圖說明】
[0018]下面結合附圖和具體的實施例對本發明做進一步詳細的說明。
[0019]圖1為根據本發明的實驗裝置的結構示意圖(局部剖視)；
其中:1、核燃料包殼管(鋯合金包殼管)；2、型腔；20、密封件(水冷密金屬封件)；21、真空腔；22、淬火腔；3、加熱裝置；30、加熱棒；31、套管(石英套管)；32、輔熱單元；320、加熱控制器；321、第一導線；322、第二導線；4、水蒸氣循環裝置；40、水蒸氣發生器；41、水蒸氣冷凝器；5、抽真空裝置；50、抽真空栗:6、冷卻裝置；60、進液單元；600、儲液器；602、進液控制器；61、排液單元；610、排液管；611、排液閥；7、氣體保護裝置；70、氣體存儲器；8、控制系統；80、第一控制單元；800、控制處理器；801、導線；81、第二控制單元；810、息處理器；811、測溫窗口 ；812、紅外線檢測儀(雙色紅外測溫儀)；813、監控器(電腦)；82、第三控制單元;820、流量處理器;83、檢控單元;830，831、真空計;42，51，601，71，821、管道;43，44，52，53，54，603，72、控制閥。
【具體實施方式】
[0020]如圖1所示，本例提供一種核燃料包殼管在模擬LOCA工況下性能評價的實驗裝置，其主要包括用于容納核燃料包殼管I的型腔2、加熱裝置3、水蒸氣循環裝置4、抽真空裝置5、冷卻裝置6、氣體保護裝置7、控制系統8。下面對各個部分進行詳細說明。
[0021]核燃料包殼管I包括管體10、焊接在管體10底部的管底11。
[0022]型腔2沿著豎直方向延伸設置，其包括通過密封件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上設有通孔，核燃料包殼管I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內，且核燃料包殼管I與通孔密封連接。
[0023]進一步的，核燃料包殼管I的下部懸空在淬火腔22內，密封件20水平設置，通孔位于密封件20的中部，核燃料包殼管I沿著型腔2高度方向設置在通孔內，然后由石墨密封圈將核燃料包殼管I與通孔進行密封。密封件20為水冷密金屬封件，該水冷密金屬封件和真空腔21內均設有能夠容納冷卻裝置6的冷卻介質(冷卻液)的容腔。
[0024]加熱裝置3包括自核燃料包殼管I開口伸入核燃料包殼管I內的加熱棒30、套設在加熱棒30的外周用于將加熱棒30與核燃料包殼管I的內壁絕緣隔開的套管31、以及輔助加熱棒30加熱的輔熱單元32，其中套管31的材質為石英或陶瓷，其性能:絕緣、耐高溫、導熱性好。
[0025]具體的，加熱棒30的下端部位于管體10底部和管底11焊接處的上方，且加熱棒30的下端部距淬火腔22底部的距離大于焊接處的高度。即燃料包殼管I的焊接處與加熱棒30之間存在一定的間距，防止燃料包殼管I的焊接處溫度過高，先于燃料包殼管I的管體10發生失效，從而影響核燃料包殼管I在模擬LOCA工況下性能評估的準確性。
[0026]進一步的，加熱棒30由鎢合金制成，套管31為石英套管。
[0027]水蒸氣循環裝置4包括分別與淬火腔22相連通的水蒸氣發生器40和水蒸氣冷凝器41、以及連通管道42和控制閥43、44，其中水蒸氣發生器40和水蒸氣冷凝器41均為常規設計，同時，在淬火腔22的側壁上分別設有水蒸氣入口和水蒸氣出口，管道42分別將水蒸氣入口與水蒸氣發生器40、水蒸氣出口與水蒸氣冷凝器41相連通，其中水蒸氣入口的高度大于焊接處的高度、小于加熱棒30下端部距淬火腔22底部的距離。即水蒸氣入口位于燃料包殼管I焊接處以上，加熱棒30以下的位置，避免燃料包殼管焊接處的劇烈氧化，先于燃料包殼管I的管體10發生