模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置

1.本发明涉及物理工程及能源利用技术领域，具体涉及一种模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置。


背景技术：

2.锆水反应及锆合金吸氢问题是造成压水堆核电站中锆合金包壳老化失效的主要原因之一。在压水堆一回路高温高压的工况下，一旦包壳出现一次破口，一回路冷却剂会通过破口进入包壳内并发生闪蒸现象形成水蒸气，水蒸气与锆合金包壳内壁发生锆水反应，产生大量的氢并击穿氧化膜，氢扩散进入锆合金基体并在内外壁温度梯度的作用下向外壁运动。氢与锆逐渐结合成氢化物并聚集在外壁形成鼓泡，使包壳合金的强度和韧性降低，对反应堆的正常运行有着严重的影响。
3.目前，有关对压水堆核电站核燃料元件包壳管失效行为的研究，主要是针对一些因素如内部压力、温度对包壳管膨胀变形等的影响。对于锆水反应现象的研究一般分为堆内试验和堆外试验。堆内试验是通过对核电厂中取出的发生破损的燃料棒进行观察分析，对锆水反应现象进行研究，存在较大的安全隐患，费时费力；堆外试验的方法大部分为建立实验模拟装置、循环回路等模拟反应堆一回路工况，进行试验研究锆水反应现象，成本较高。


技术实现要素：

4.本发明的目的在于提供一种模拟压水堆核电站核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，以解决上述背景技术中存在的至少一项技术问题。
5.为了实现上述目的，本发明采取了如下技术方案：
6.本发明提供一种模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，包括：压力管；所述压力管内设有核燃料元件包壳管，所述核燃料元件包壳管内设有内电加热棒；所述压力管的外部设有外电加热炉；所述压力管的两端分别连通有外部气源和外部水源，所述压力管内设有测温热电偶；所述核燃料元件包壳管的一端连通有外部气源；所述内电加热棒、所述测温热电偶、所述外电加热炉均连接电气控制柜。
7.优选的，所述内电加热棒通过卡套式接头与核燃料元件包壳管进行嵌套连接，内电加热棒顶部引出线与电气控制柜连接。
8.优选的，所述卡套式接头的卡套与螺母套在压力管上插入接头体，旋紧螺母，卡套前端外侧与接头体锥面贴合，内刃均匀的压住压力管，形成密封连接。
9.优选的，所述压力管上设有热电偶引出口，测温热电偶从热电偶引出口进入压力管，焊接在核燃料元件包壳管外壁上。
10.优选的，所述外部气源和所述核燃料元件包壳管连通的管路上设有充气针型阀b。
11.优选的，所述压力管与所述外部水源连通的管路上设有加水针型阀。
12.优选的，所述压力管与所述外部气源连通的管路上设有压力表、安全阀、充气针型
阀a和排气针型阀。
13.优选的，所述压力管与所述外部水源连通的管路上设有蠕动泵。
14.优选的，所述外部气源为加压氦气瓶。
15.优选的，所述测温热电偶采用的是k型铠装热电偶。
16.本发明有益效果：
17.装置各部件之间的连接均采用卡套式接头密封连接，具有结构简单、密封性能可靠、使用方便等优点；
18.装置采用的双热源，实现了核燃料元件包壳管上、中、下部温度均可同时稳定在320℃的运行工况，解决了窄缝空间热分层现象带来的影响；
19.采用卡套式接头的设计，用于连接核燃料元件包壳管和内电加热棒，并在中间出口连接充气管路，可满足在核燃料元件包壳管与内电加热棒的间隙充入氦气的实验要求，并且降低了实验装置出现氦气泄漏的风险；
20.实验装置与动态循环回路相比，结构简单，制造成本低，与静态高压釜相比，能够实现反应堆核燃料芯块的模拟，为包壳管内外壁提供一定的温差，为锆合金中的氢化物的扩散提供温度梯度的驱动力；
21.该系统可模拟反应堆长期运行状态下堆芯的热工工况，对压水堆核电站核燃料元件包壳锆水反应进行模拟。
22.本发明附加的方面和优点将在下面的描述中部分给出，这些将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。
附图说明
23.为了更清楚地说明本发明实施例的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
24.图1为本发明实施例所述的模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置结构图。
25.图2位本发明实施例所述的模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置的主实验段的立体结构图。
26.其中：1-核燃料元件包壳管；2-压力管；3-卡套式接头；4-测温热电偶；5-内电加热棒；6-外电加热炉；7-电气控制柜；8-热电偶引出口；9-压力表；10-安全阀；11-加水针型阀；12-充气针型阀a；13-充气针型阀b；14-排气针型阀；15-蠕动泵；16-氦气瓶。
具体实施方式
27.下面详细叙述本发明的实施方式，所述实施方式的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过附图描述的实施方式是示例性的，仅用于解释本发明，而不能解释为对本发明的限制。
28.本技术领域技术人员可以理解，除非另外定义，这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明所属领域中的普通技术人员的一般理解相同的意义。
29.还应该理解的是，诸如通用字典中定义的那些术语应该被理解为具有与现有技术的上下文中的意义一致的意义，并且除非像这里一样定义，不会用理想化或过于正式的含义来解释。
30.本技术领域技术人员可以理解，除非特意声明，这里使用的单数形式“一”、“一个”、“所述”和“该”也可包括复数形式。应该进一步理解的是，本发明的说明书中使用的措辞“包括”是指存在所述特征、整数、步骤、操作、元件和/或组件，但是并不排除存在或添加一个或多个其他特征、整数、步骤、操作、元件和/或它们的组。
31.在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述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。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。
32.在本说明书的描述中，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”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
33.在本说明书的描述中，术语“中心”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”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技术和简化描述，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技术的限制。
34.除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“设置”应做广义理解，例如，可以是固定相连、设置，也可以是可拆卸连接、设置，或一体地连接、设置。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技术中的具体含义。
35.为便于理解本发明，下面结合附图以具体实施例对本发明作进一步解释说明，且具体实施例并不构成对本发明实施例的限定。
36.本领域技术人员应该理解，附图只是实施例的示意图，附图中的部件并不一定是实施本发明所必须的。
37.实施例1
38.本实施例1中，提供的一种模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，装置各部件之间的连接均采用卡套式接头密封连接，具有结构简单、密封性能可靠、使用方便等优点；装置采用的双热源，实现了核燃料元件包壳管上、中、下部温度均可同时稳定在320℃的运行工况，解决了窄缝空间热分层现象带来的影响；采用卡套式接头的设计，用于连接核燃料元件包壳管和内电加热棒，并在中间出口连接充气管路，可满足在核燃料元件包壳管与内电加热棒的间隙充入氦气的实验要求，并且降低了实验装置出现氦气泄漏的风险；实验装置与动态循环回路相比，结构简单，制造成本低，与静态高压釜相比，能够实现反应堆核燃料芯块的模拟，为核燃料元件包壳管内外壁提供一定的温差，为锆水反应形成的氢化物的扩散提供温度梯度的驱动力；该系统可模拟反应堆长期运行状态下堆芯的热工工况，对压水堆核电站核燃料元件包壳锆水反应进行模拟。
39.如图1所示，本实施例1中所述的模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，主要包括主试验段和辅助系统，其中：
40.所述主试验段包括核燃料元件包壳管1、压力管2、卡套式接头3、测温热电偶4、内电加热棒5、外电加热炉6，所述内电加热棒5通过卡套式接头与核燃料元件包壳管1进行嵌套连接，内电加热棒顶部引出线与电气控制柜7连接；所述卡套式接头3的卡套与螺母套在压力管上插入接头体，旋紧螺母，卡套前端外侧与接头体锥面贴合，内刃均匀的咬入压力管2，形成有效密封；测温热电偶4从热电偶引出口8进入压力管2，点焊在核燃料元件包壳管外壁；外电加热炉6套装在压力管外部，从外部对压力管进行加热。
41.所述辅助系统包括电气控制、温度监测、安全保护、压力管充水和充气部件、间隙充气部件。所述电气控制部分用于控制内电加热棒和外电加热炉，内电加热棒顶部引出线与控制柜7连接，外电加热炉控制线也与电气控制柜7相连，电气控制通过通断电流，控制内电加热棒和外电加热炉的开关。所述温度监测用于监测实验装置内部温度，通过测温热电偶反馈实现。所述安全保护分为温度保护与压力保护，温度保护与温度监测相连通，当实验装置内部温度高于350℃时，将强制断开内电加热棒和外电加热炉的电源。压力保护包括安全阀以及压力表，当实验装置的压力高于18mpa时，安全阀会自动打开排压，将实验装置内的压力降低，防止实验装置内压力过高，影响实验装置的安全性。所述压力管充水和充气部件通过卡套式接头与压力管连接，充水和充气管路使用加水针型阀11和充气针型阀a12作为管路开关。所述间隙充气部件通过卡套式接头与充气针型阀b13连接核燃料元件包壳管，满足在核燃料元件包壳管与内电加热棒之间的间隙充入2mpa氦气的实验条件。所述压力表9、安全阀10采用卡套式接头与压力管密封连接。
42.本实施例1中，所述压力管2总体为耐高温高压封闭管式反应装置，其顶部与卡套式接头密封连接，底部通过卡套式接头与加水针型阀11密封连接。
43.所述压力管2内径为19mm，外径为25.4mm；所述内电加热棒5的设计功率为3kw，设计压力为2mpa，最高温度为600℃。
44.在具体应用中，所述压力管2的结构参数并不受上述参数的限制，本领域技术人员可根据实际情况设置合适的压力管的结构参数，以满足实验需求。
45.所述内电加热棒5分为前端非发热段、中心发热段、尾端非发热段三段。所述内电加热棒5总长为1m，其中：前端非发热段长度为450mm，中心发热段的长度为150mm，尾段非发热段长度为400mm；所述内电加热棒5直径为8mm，模拟直径为8.2mm的反应堆燃料芯块。
46.同样的，在具体应用中，所述内电加热棒的结构参数并不受上述参数的限制，本领域技术人员可根据实际情况设置合适的内电加热棒的结构参数，以满足实验需求。
47.本实施例1中，与压力管的结构参数相匹配，所述核燃料元件包壳管1总长为1m，管径、壁厚参数与压水堆核电站所用锆合金包壳保持一致；所述核燃料元件包壳管1外径为9.5mm，壁厚0.572mm；所述核燃料元件包壳管壁预制微小破口位置在距离底端20mm处，为纯水渗入核燃料元件包壳管提供初始条件。
48.同样的，在具体应用中，所述核燃料元件包壳管1的结构参数并不受上述参数的限制，本领域技术人员可根据实际情况设置合适的核燃料元件包壳管1的结构参数，以满足实验需求。
49.所述外电加热炉6的热流密度为25kw/m2，作用是对压力管内的纯水进行加热，模
拟核反应堆一回路冷却剂的温度320℃。
50.所述测温热电偶4采用的是k型铠装热电偶，其直径为1mm，设计3个测温热电偶位置，分别于核燃料元件包壳管的尾端、中部、顶部；所述压力管2距顶部244mm处设计有热电偶引出口8，测温热电偶4从热电偶引出口接入，用于监测核燃料元件包壳管外壁的温度，其测温范围为400℃以内。
51.本实施例1中，利用上述的模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置的实验方法，包括如下步骤：
52.步骤1：将核燃料元件包壳管1与内电加热棒5安装至卡套式接头中嵌套、密封，将卡套式接头3与压力管2进行密封，并将测温热电偶4从热电偶引出口8接入，焊接于核燃料元件包壳管设计的3个位置上，将加水针型阀11与压力管2进行安装密封，然后通过加水针型阀在压力管中加入纯水；
53.步骤2：打开排气针型阀14，使用蠕动泵15将400ml纯水通过底部加水针型阀11注入到压力管内，然后将两个阀门关紧。打开充气针型阀a12，接入氦气瓶16，将压力管内的压力提升至3mpa左右，然后关闭充气针型阀a。打开充气针型阀b13，接入氦气瓶16，将核用包壳管与电加热棒之间间隙的压力提升至2mpa左右，然后关闭充气针型阀b。打开电气控制柜7外电加热炉开关，对压力管内的纯水进行加热，打开电气控制柜内电加热棒的开关，从较低的功率缓慢上调至设定功率，并实时观察电气控制柜的温度示数，防止温度过高。
54.实验装置正常运行一段时间后，压力管内纯水温度达到设定试验值，温度保护系统通过测温热电偶4反馈的温度控制纯水温度，当温度高于设定阈值上限时断开电气控制柜内电加热棒以及外电加热炉的电源，当温度低于设定阈值下限时接通电气控制柜电加热棒以及外电加热炉的电源；压力管2内的纯水达到设定温度试验值后将从所述核燃料元件包壳管1微小破口处渗入包壳管内部，内电加热棒5将渗入内部的纯水闪蒸为水蒸气，在核燃料元件包壳管1内壁发生锆水反应并且吸氢；由于核燃料元件包壳管壁内外存在温度梯度，将影响锆合金中氢的迁移。
55.步骤3：实验装置长期运行，达到实验时间后，关闭电气控制柜外电加热炉与内电加热棒的电源开关，直到实验装置冷却后，将压力管顶部卡套式接头卸下，取出核燃料元件包壳管，将压力管底部连接的加水针形阀11打开，排出压力管内的水，将电气控制系统所有电源关闭，实验完毕。
56.实施例2
57.本实施例2提供模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，主要分为主试验段和辅助系统。主试验段包括核燃料元件包壳管、压力管、卡套式接头、测温热电偶、内电加热棒、外电加热炉等，辅助系统包括电气控制、温度监测、安全保护、压力管充水和充气部件、间隙充气部件等组成。
58.所述主试验段部分中，压力管是包容核燃料元件包壳管和内电加热棒的装置，在其中发生锆水反应，压力管总体为耐高温高压封闭管式反应装置，相比高压釜有利于对于装置内温度的检测以及控制。
59.压力管顶部与卡套式接头密封连接，底部通过卡套式接头与加水针型阀密封连接。此设计的目的是为了使压力管具有极佳的气密性。压力管内径为19mm，外径为25.4mm。试验所选用电加热棒的设计功率为3kw，设计压力为2mpa，最高温度为600℃。
60.内电加热棒总长为1m，其中：前端非发热段长度为450mm，中心发热段的长度为150mm，尾段非发热段长度为400mm；所述内电加热棒直径为8mm，模拟直径为8.2mm的反应堆燃料芯块。取8mm为直径是为了与卡套式接头安装时更加方便。内电加热棒通过引出线连接到控制柜，主要作用是模拟燃料芯块发热，为核燃料元件包壳管提供一个温度梯度。
61.设计时所用核燃料元件包壳管总长为1m，管径、壁厚参数与压水堆核电站所用锆合金包壳保持一致；所述核燃料元件包壳管外径为9.5mm，壁厚0.572mm；所述核用包壳管壁预制微小破口位置在距离底端20mm处，为纯水渗入包壳管提供初始条件。
62.所述外电加热炉的热流密度为25kw/m2，作用是对压力管内的纯水进行加热，模拟反应堆一回路冷却剂的温度320℃。
63.所述辅助系统中，主要包括电气控制柜、压力表、安全阀。
64.测温热电偶采用的是k型铠装热电偶，其直径为1mm，设计3个测温热电偶位置，分别于核燃料元件包壳管的尾端、中部、顶部；所述压力管距顶部244mm处设计有热电偶引出口，测温热电偶从热电偶引出口接入，用于监测核燃料元件包壳管外壁的温度，其测温范围为400℃以内。
65.本实施例2所述的模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，工作原理如下：
66.在准备及测试阶段，将核燃料元件包壳管与内电加热棒安装至卡套式接头中嵌套、密封，将卡套式接头与压力管进行密封，并将测温热电偶从热电偶引出口接入，焊接于核燃料元件包壳管设计的3个位置上，将加水针型阀与压力管进行安装密封，然后通过加水针型阀在压力管中加入纯水；
67.进入实验阶段，打开排气针型阀，使用蠕动泵将400ml纯水通过底部加水针型阀注入到压力管内，然后将两个阀门关紧。打开充气针型阀a，接入氦气瓶，将压力管内的压力提升至3mpa左右，然后关闭充气针型阀a。打开充气针型阀b，接入氦气瓶，将核燃料元件包壳管与内电加热棒之间间隙的压力提升至2mpa左右，然后关闭充气针型阀b。打开电气控制柜外电加热炉开关，对压力管内的纯水进行加热，打开电气控制柜内电加热棒的开关，从较低的功率缓慢上调至设定功率，并实时观察电气控制柜的温度示数，防止温度过高。
68.实验装置正常运行一段时间后，压力管内纯水温度达到设定试验值，温度保护系统通过测温热电偶反馈的温度控制纯水温度，当温度高于设定阈值上限时断开电气控制柜内电加热棒以及外电加热炉的电源，当温度低于设定阈值下限时接通电气控制柜内电加热棒以及外电加热炉的电源；压力管内的纯水达到设定温度试验值后将从核燃料元件包壳管微小破口处渗入包壳管内部，所述内电加热棒将渗入内部的纯水闪蒸为水蒸气，所述核燃料元件包壳管内壁发生锆水反应；由于核燃料元件包壳管壁内外存在温度梯度，将影响包壳合金中氢的迁移。
69.实验装置长期运行，达到实验时间后，关闭电气控制柜内电加热棒以及外电加热炉的电源开关，直到实验装置冷却。
70.将压力管顶部卡套式接头卸下，取出核燃料元件包壳管，将压力管底部连接的加水针型阀打开，排出压力管内的水，将电气控制系统所有电源关闭，实验完毕。
71.综上所述，本发明实施例所述的模拟压水堆核燃料元件包壳锆水反应的实验装置，装置各部件之间的连接均采用卡套式接头密封连接，具有结构简单、密封性能可靠、使
用方便等优点；装置采用的双热源，实现了核燃料元件包壳管上、中、下部温度均可同时稳定在320℃的运行工况，解决了窄缝空间热分层现象带来的影响；采用卡套式接头的设计，用于连接核燃料元件包壳管和内电加热棒，并在中间出口连接充气管路，可满足在核燃料元件包壳管与内电加热棒的间隙充入氦气的实验要求，并且降低了实验装置出现氦气泄漏的风险；实验装置与动态循环回路相比，结构简单，制造成本低，与静态高压釜相比，能够实现反应堆核燃料芯块的模拟，为核燃料元件包壳管内外壁提供一定的温差，为锆合金中的氢化物的扩散提供温度梯度的驱动力；该系统可模拟反应堆长期运行状态下堆芯的热工工况，对压水堆核电站核燃料元件包壳锆水反应进行模拟。
72.上述虽然结合附图对本发明的具体实施方式进行了描述，但并非对本发明保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本发明公开的技术方案的基础上，本领域技术人员在不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形，都应涵盖在本发明的保护范围之内。