模拟loca工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置的制造方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管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】
[0002]核燃料包壳管为核燃料芯块外面的一层保护层，它保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀，避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染，同时还能保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件。其工况条件为其包容核燃料，承受高温高压和强烈的中子辐射，受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆等危害，受冷却剂压力、冲刷、振动和腐蚀以及氢脆等威胁。因此核燃料包壳管的性能十分重要，关系到核电站的安全。
[0003]LOCA为反应堆运行过程中非常严重的事故，该事故发生主要由以下原因引起的:一回路一根管道或辅助系统的管道破裂;一回路或辅助系统管道的阀门意外打开或不能关闭;输送一回路介质的栗的轴封或阀杆泄露。LOCA事故发生时反应堆失去一回路冷却剂，堆芯冷却不良导致包壳温度快速升高，使其氧化速率加快，造成包壳材料氧化膜厚度快速增加。在LOCA的后期，大量的水注入反应堆活性区，使包壳材料温度快速下降，可以认为该过程是对包壳材料的淬火，如果包壳材料没有足够的抗冲击能力便会发生破裂，导致放射性裂变产物释放，对反应堆的安全构成威胁。
[0004]如果用堆内实验获得燃料包壳材料在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，进行模拟LOCA工况下包壳行为的装置较少，大部分为了利于控温采取外部加热的方式，该方式与LOCA真实工况不相符合，不能够更加真实的反应工况下材料的性能。同时，一部分实验装置在加热过程中核燃料包壳管不能自由膨胀，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，不能准确的反应材料的真实性能，还有一部分实验装置在加热过程中核燃料包壳管能够自由膨胀，但其存在了膨胀后变弯的问题，无法使得包壳管能够自由伸缩，更准确的测试材料的性能。
【发明内容】
[0005]本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置。
[0006]为解决上述技术问题，本发明采取如下技术方案:
一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管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，该型腔包括通过密封件分隔形成的位于上下两端的真空腔和位于中部的淬火腔，在密封件上设有通孔，核燃料包壳管密封设置在通孔中，且两端位于真空腔、中间位于淬火腔内，淬火腔包括与核燃料包壳管延伸方向一致的腔体、以及与沿着腔体方向与腔体一体设置的金属波纹管，其中淬火腔能够随着金属波纹管的自由伸缩而伸缩，腔体上具有水蒸气的入口和出口、以及淬火液的入口和出口；
平衡装置，其用于平衡对金属波纹管施加的应力，使得金属波纹管处于自由伸缩状态，其包括位于上端部真空腔的上方的滑轮组件、以及配重砝码；
加热装置，其包括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隔离管，该隔离管的材质为石英、碳化硼或陶瓷。
[0007]优选地，金属波纹管位于腔体的上方，且金属波纹管的上端部与密封件密封连接。尽可能的减小对金属波纹管所产生的应力，便于平衡装置的设计。
[0008]进一步的，平衡装置有两组，且分别位于上端部真空腔顶部的左右两侧。使得真空腔的受力相对均匀，确保金属波纹管的自由伸缩，进一步有效地防止了核燃料包壳管的弯曲。
[0009]根据本发明的一个具体实施和优选方面，滑轮组件包括位于上端部真空腔上方的定滑轮、缠绕在定滑轮上的牵引绳，其中牵引绳一端部与位于上端部真空腔相连接、另一端部与配重砝码相连接。结构简单，且便于实施。
[0010]根据本发明的另一具体实施和优选方面，加热棒两端部分别伸出所述核燃料包壳管，加热装置还包括分别设置在加热棒两端部的电极。
[0011]优选地，电极为钨电极。
[0012]优选地，加热装置还包括分别设置在真空腔内、用于将电极与所述真空腔相绝缘的绝缘层。
[0013]优选地，腔体上还设有测温窗口。便于实际操控。
[0014]此外，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、分别向真空腔内通入保护气体的管道、以及控制阀。
[0015]优选地，密封件为水冷密封件，核燃料包壳管与通孔由石墨密封圈进行密封。
[0016]由于以上技术方案的实施，本发明与现有技术相比具有如下优点:
本发明的装置设计巧妙，合理，使得燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由金属波纹管的自由伸缩设置，还能够解决核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的问题，从而能够准确的评价核燃料包壳管性能，结构简单，操作方便，且成本低。
【附图说明】
[0017]下面结合附图和具体的实施例对本发明做进一步详细的说明。
[0018]图1为根据本发明的实验装置的结构示意图；
其中:1、核燃料包壳管(锆合金包壳管)；2、型腔;3、密封件(水冷密封件);4、真空腔;5、淬火腔;50、腔体；51、金属波纹管;6、平衡装置;60、滑轮组件;600、定滑轮;601、牵引绳；61、配重砝码;7、加热装置;70、加热棒;71、隔离管;72、电极;8、气体保护装置;80、保护气体的管道;a、水蒸气的入口 ；b、水蒸气的出口；C、淬火液的入口 ；d、淬火液的出口；e、测温窗
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【具体实施方式】
[0019]如图1所示，本实施例提供模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置，其主要包括:用于容纳核燃料包壳管I的型腔2，该型腔2包括通过密封件3分隔形成的位于上下两端的真空腔4和位于中部的淬火腔5，在密封件3上设有通孔，核燃料包壳管I密封设置在通孔中，且两端位于真空腔4、中间位于淬火腔5内，淬火腔5包括与核燃料包壳管I延伸方向一致的腔体50、以及与沿着腔体50方向与腔体50—体设置的金属波纹管51，其中淬火腔5能够随着金属波纹管51的自由伸缩而伸缩，腔体50上具有水蒸气的入口a和出口 b、以及淬火液的入口 c和出口d;
平衡装置6，其用于平衡对金属波纹管51施加的应力，使得金属波纹管51处于自由伸缩状态，其包括位于上端部真空腔4的上方的滑轮组件60、以及配重砝码61;
加热装置7，其包括伸入核燃料包壳管I内的加热棒70、套设在加热棒70的外周用于将加热棒70与核燃料包壳管I的内壁绝缘隔开的