[实用新型]核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置

说明书

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。