阅读说明：本技术 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法 (Experimental device and method for researching failure behavior of fuel element in severe accident of nuclear reactor ) 是由 张亚培 王栋 田文喜 苏光辉 秋穗正 于 2019-11-07 设计创作，主要内容包括：一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法,该实验装置包括上部电极冷却腔室、中部筒体、下部电极冷却腔室、模拟燃料棒和拉力试验机；中部筒体中包含多重热屏蔽装置,可将包壳加热至2200℃以上,开展核反应堆冷却剂丧失事故、反应性引入事故等引起的严重事故工况以及堆芯注水等事故缓解措施下的单根燃料棒或燃料棒束的失效行为研究；本发明还提供了实验方法；本发明通过开展核反应堆严重事故下燃料元件失效行为实验,揭示燃料元件失效机理,对核反应堆安全设计具有重要指导意义。(An experimental device and a method for researching fuel element failure behaviors under a severe accident of a nuclear reactor are disclosed, wherein the experimental device comprises an upper electrode cooling chamber, a middle cylinder, a lower electrode cooling chamber, a simulation fuel rod and a tensile testing machine; the middle cylinder body comprises a multiple heat shielding device, can heat the cladding to over 2200 ℃, and can carry out the failure behavior research of a single fuel rod or a fuel rod bundle under the accident relieving measures such as nuclear reactor coolant loss accidents, reactivity introduction accidents and the like under the severe accident working conditions and reactor core water injection accidents; the invention also provides an experimental method; the invention discloses the failure mechanism of the fuel element by developing the failure behavior experiment of the fuel element under the serious accident of the nuclear reactor, and has important guiding significance for the safety design of the nuclear reactor.)

核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及 方法

技术领域

本发明涉及核反应堆燃料性能测试技术领域，具体涉及一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法。

背景技术

燃料元件是核反应堆运行的核心部件，其在严重事故下的失效行为是核反应堆安全研究的关键内容。核反应堆严重事故可由多种事故引起，不同事故工况下燃料元件的失效机理不尽相同。例如，当核反应堆发生冷却剂丧失事故(Loss-Of-Coolant Accident，LOCA)时，燃料元件部分区域暴露在高温水蒸汽环境中，无法及时带走二氧化铀芯块裂变释放的热量，此时燃料元件温度和内部压力升高，包壳发生蠕变肿胀，最终发生破裂，导致燃料元件失效；当反应堆发生反应性引入事故(Reactivity-Initiated Accident，RIA)时，二氧化铀芯块裂变速率迅速增加，堆芯功率激增，此时燃料元件可能由于芯块-包壳机械相互作用(Pellet–Clad Mechanical Interaction，PCMI)和偏离泡核沸腾(Departure fromNucleate Boiling，DNB)发生损坏。在严重事故工况下，可通过堆芯注水的方法缓解事故进程，燃料元件的形态特征对再淹没过程中堆芯的冷却特性具有重要影响。因此，研究不同严重事故工况下燃料元件的失效行为对核反应堆的安全设计具有指导意义。

例如，文献(Kim J H,Lee M H,Choi B K,et al.Deformation of zircaloy-4cladding during a LOCA transient up to 1200℃[J].Nuclear engineering anddesign,2004,234(1-3):157-164.)公开了一种LOCA事故下Zr-4合金包壳失效行为实验装置，采用电极夹持包壳的方法直接加热包壳，包壳内部无芯块，采用氩气充压，研究Zr-4合金包壳在水蒸汽环境中的失效行为；但是该实验装置只能将包壳加热至1000～1250℃，且无法有效加热SiC等新型材料包壳，无法完全覆盖严重事故工况的温度区间，且无法研究燃料元件芯块对包壳失效的影响作用。

例如，文献(Uetsuka H,Furuta T,Kawasaki S.Zircaloy-4claddingembrittlement due to inner surface oxidation under simulated loss-of-coolantcondition[J].Journal of Nuclear Science and Technology,1981,18(9):705-717.)也公开了一种LOCA事故下Zr-4合金包壳失效行为实验装置，采用辐射炉加热带有芯块的燃料元件，研究燃料元件在水蒸汽环境中的失效行为；但是该实验装置采用的辐射加热方法无法模拟反应堆燃料元件芯块、气隙和包壳间的温度梯度，且燃料元件双端通过焊接密封，无法在实验中灵活控制内压，此外该实验装置也无法开展1250℃以上的实验。

发明内容

为克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法，用于开展单根燃料棒或燃料棒束在严重事故进程中的失效行为研究，揭示不同事故工况下的燃料元件的失效机理。

为达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置，包括上部电极冷却腔室3、中部筒体、下部电极冷却腔室13、模拟燃料棒1和拉力试验机29；上部电极冷却腔室3侧面加工有第一冷却水进口24和第一冷却水出口2；下部电极冷却腔室13侧面加工有第二冷却水进口15和第二冷却水出口12；上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13均通过法兰和螺栓与中部筒体相连；模拟燃料棒1沿轴向贯穿上部电极冷却腔室3、中部筒体和下部电极冷却腔室13；中部筒体顶部法兰上焊接有第一密封轴23，中部筒体底部法兰上焊接有第二密封轴16，第一密封轴23和第二密封轴16通过内部的O型密封圈对模拟燃料棒1进行轴向密封；中部筒体底部为第一纤维层11，第一纤维层11上放置中心开孔的第一陶瓷坩埚19，第一纤维层11上表面与其上设置的钼格架9形成了冷却剂整流腔10；钼格架9上放置中心开孔的第二陶瓷坩埚20，钼格架9同时支撑上方的钼屏21和第二纤维层5，钼屏21包围的圆柱形空间形成了冷却剂流道8；钼屏21上加工有多个圆台形通道，沿轴向呈2列相对放置；中部筒体的最外层为水冷套筒6，水冷套筒6上加工有冷却剂进口18、冷却剂出口4、第三冷却水进口17、第三冷却水出口22和多个石英玻璃视窗7，每个石英玻璃视窗7的位置与钼屏21的每个圆台形通道位置对应；模拟燃料棒1上端安装第一密封装置26，下端安装第二密封装置14，分别通过第一夹具30和第二夹具31与拉力试验机29相连，第一密封装置26上还加工有充压毛细管25，与高压系统相连；模拟燃料棒1贯穿上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13处采用O型密封圈进行轴向密封；模拟燃料棒1也能够更换为每根燃料棒结构与模拟燃料棒1相同的模拟燃料棒束，每根燃料棒均贯穿上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13，并与拉力试验机29相连。

所述的模拟燃料棒1从内向外依次由加热棒、陶瓷芯块38和包壳37组成，加热棒包括采用螺纹依次连接的第一铜电极32、第一钼电极33、钨棒34、第二钼电极35和第二铜电极36，加热棒周围为堆叠的陶瓷芯块38，通过最***的包壳37进行封装，包壳37与陶瓷芯块38间存在微小的气隙；加热棒外表面喷涂薄绝缘层。

所述的第一密封装置26包括上部紧固螺栓40、下部紧固螺栓42、绝缘双头卡套41、上部绝缘卡芯39、下部绝缘卡芯43和充压毛细管44；模拟燃料棒1的包壳37与下部绝缘卡芯43接触，第一铜电极32与上部绝缘卡芯39接触，采用绝缘双头卡套41包围下部绝缘卡芯43和上部绝缘卡芯39，绝缘双头卡套41中部加工有充压毛细管44，两端加工有螺纹，用于安装上部紧固螺栓40和下部紧固螺栓42；下部紧固螺栓42与拉力试验机29的第一夹具30相连；所述第二密封装置14与第一密封装置26的结构以及与模拟燃料棒1的包壳37和拉力试验机29连接位置关系相同。

还包括高压系统，所述的高压系统包括与充压毛细管44连通的充压管线、卸压管线和真空管线；充压管线由高压气瓶47、减压阀28以及相应的管道组成，通过压力传感器27测量模拟燃料棒1的内部压力；卸压管线由第一阀门45和相应的管道组成；真空管线由真空泵48、第二阀门46以及相应的管道组成。

所述的一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置的实验方法，该实验装置能够开展核反应堆冷却剂丧失事故、反应性引入事故引起的严重事故工况以及堆芯注水事故缓解措施下的单根燃料棒或燃料棒束的失效行为研究；

实验开始前，所有阀门保持关闭，打开第二阀门46，启动真空泵48，待压力传感器27监测的真空度满足要求后，关闭第二阀门46，真空泵48停止运行；打开减压阀28向模拟燃料棒1内充气，监测压力达到大气压后打开第一阀门45；实验开始后，关闭第一阀门45，控制减压阀28开度，使模拟燃料棒1的初始内压达到实验工况值；利用冷水机向上部电极冷却腔室3、下部电极冷却腔室13和水冷套筒6通循环冷却水；启动拉力试验机29，施加预设的载荷；将第一铜电极32和第二铜电极36接通电源；

开展核反应堆冷却剂丧失事故下的燃料元件失效行为研究时，利用蒸汽发生器产生蒸汽，由冷却剂进口18将蒸汽通入中部筒体；以预设的升温过程加热模拟燃料棒1，当压力传感器27检测到模拟燃料棒1内压发生骤降时，说明模拟燃料棒1的包壳37发生破裂，停止实验或继续实验以研究失效后的燃料元件行为；

开展反应性引入事故下的燃料元件失效行为研究时，由冷却剂进口18将水通入中部筒体；以20～250℃/s的升温速率加热模拟燃料棒1，当压力传感器27检测到模拟燃料棒1内压发生骤降时，说明模拟燃料棒1的包壳37发生破裂，停止实验或继续实验以研究失效后的燃料元件行为；

开展堆芯注水对燃料元件失效行为影响的实验时，首先由冷却剂进口18向中部筒体内通水蒸汽；将包壳37加热至规定温度后，停止通入水蒸汽，将冷却水由冷却剂进口18或冷却剂出口4通入中部筒体，分别模拟堆芯底部注水和堆芯顶部注水，当冷却水淹没模拟燃料棒1达三分之二以上时，停止实验；

停止实验的方式为：断开第一铜电极32和第二铜电极36与电源的连接，停止通入蒸汽或冷却水，关闭拉力试验机29、蒸汽发生器和冷水机，待模拟燃料棒1温度降低到室温后，排放上部电极冷却腔室3、下部电极冷却腔室13、水冷套筒6和中部筒体内的冷却水，取出模拟燃料棒1进行后续的测量和分析。

和现有技术相比较，本发明具备如下优点：

本发明所述的一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法，是针对燃料元件在核反应堆严重事故下由于蠕变、PCMI、DNB等现象发生失效而设计的实验装置，可模拟燃料元件内的温度梯度和灵活控制燃料棒内压，且包壳温度可达2200℃以上，实验工况接近于实际工况，实验结果可以较大限度地应用于工程实际；

本发明所述的一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法，可针对不同的包壳和芯块材料进行实验，研究新型燃料元件材料对失效行为的影响；

本发明所述的一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法，可模拟LOCA、RIA等多种事故工况和堆芯注水等事故缓解措施，功能全面，研究范围广泛。

附图说明

图1为本发明一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置示意图。

图2为本发明一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置的模拟燃料棒示意图。

图3为本发明一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置的第一密封装置示意图。

图4为本发明一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置的高压系统示意图。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明作详细的说明：

如图1所示，一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置，包括上部电极冷却腔室3、中部筒体、下部电极冷却腔室13、模拟燃料棒1和拉力试验机29。

所述的模拟燃料棒1如图2所示，由加热棒、陶瓷芯块38和包壳37组成；加热棒包括采用螺纹依次连接的第一铜电极32、第一钼电极33、钨棒34、第二钼电极35和第二铜电极36；铜具有良好的导热性能但熔点较低，实验中需不断通水冷却，而钼具有较高的熔点，可延伸至中部筒体内并与钨棒34相连，钨棒34形成了模拟燃料棒1的有效加热段，可将包壳加热至2200℃以上，该加热方式可有效模拟实际燃料元件从芯块到包壳的温度梯度，有助于研究芯块与包壳间的相互作用；加热棒周围为堆叠的陶瓷芯块38，用于模拟核反应堆燃料元件芯块，通过最***的包壳37进行封装，包壳37与陶瓷芯块38间存在微小的气隙，可填充气体；加热棒外表面喷涂极薄的绝缘层，防止由于陶瓷芯块38受损与包壳37接触时导电。

图1所示的一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置，上部电极冷却腔室3侧面加工有第一冷却水进口24和第一冷却水出口2；下部电极冷却腔室13侧面加工有第二冷却水进口15和第二冷却水出口12；实验过程中，上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13中不断通有冷却水，使模拟燃料棒1的第一铜电极32和第二铜电极36保持较低的温度，防止模拟燃料棒1的各个轴向密封失效；上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13均通过法兰和螺栓与中部筒体相连；模拟燃料棒1沿轴向贯穿上部电极冷却腔室3、中部筒体和下部电极冷却腔室13；中部筒体顶部法兰上焊接有第一密封轴23，中部筒体底部法兰上焊接有第二密封轴16，第一密封轴23和第二密封轴16通过内部的O型密封圈对模拟燃料棒1进行轴向密封；中部筒体底部为第一纤维层11，第一纤维层11上放置中心开孔的第一陶瓷坩埚19，第一纤维层11上表面与其上设置的钼格架9形成了冷却剂整流腔10；钼格架9上放置中心开孔的第二陶瓷坩埚20，钼格架9同时支撑上方的钼屏21和第二纤维层5，钼屏21包围的圆柱形空间形成了冷却剂流道8；坩埚可用于接收实验中包壳氧化脱落的碎片和熔化产生的熔融物，第二纤维层5可起到良好的隔热保温效果，使模拟燃料棒1中部区域在实验中可达熔点附近的温度；钼屏21的作用隔绝冷却剂，避免实验中冷却剂进入第二纤维层5导致二次使用时其保温效果下降；钼屏21上加工有6个圆台形通道，沿轴向呈2列相对放置；中部筒体的最外层为水冷套筒6，水冷套筒6上加工有冷却剂进口18、冷却剂出口4、第三冷却水进口17、第三冷却水出口22和6个石英玻璃视窗7，石英玻璃视窗7的位置与钼屏21的6个圆台形通道对应；石英玻璃视窗7外可布置红外测温探头、高速摄像仪、激光变形测量仪等设备，进行温度测量、变形测量、实验过程观察等操作；实验过程中水冷套筒6中持续通有冷却水，使中部筒体外壁保持较低的温度，保证实验的安全性；当冷却剂为水蒸汽时，第一纤维层11可防止水蒸汽受到下部电极冷却腔室13的冷却而发生冷凝，进而有效模拟核反应堆燃料元件因失水而裸露的工况；模拟燃料棒1上端安装第一密封装置26，下端安装第二密封装置14，分别通过第一夹具30和第二夹具31与拉力试验机29相连；拉力试验机29可为包壳37提供拉伸、压缩、弯曲、剪切等受力状态，研究不同约束条件下的燃料元件失效行为；第一密封装置26上还加工有充压毛细管25，与高压系统相连，为模拟燃料棒1填充高压气体，模拟真实燃料元件内的氦气、裂变产物气体等；模拟燃料棒1贯穿上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13，贯穿处采用O型密封圈进行轴向密封；也可将模拟燃料棒1更换为每根燃料棒结构与模拟燃料棒1相同的模拟燃料棒束，每根燃料棒均贯穿上部电极冷却腔室3和下部电极冷却腔室13，并与拉力试验机29相连，用于模拟严重事故下棒束燃料组件的失效行为。

如图3所示，所述的第一密封装置26包括上部紧固螺栓40、下部紧固螺栓42、绝缘双头卡套41、上部绝缘卡芯39、下部绝缘卡芯43和充压毛细管44；模拟燃料棒1的包壳37与下部绝缘卡芯43接触，第一铜电极32与上部绝缘卡芯39接触；采用绝缘双头卡套41包围下部绝缘卡芯43和上部绝缘卡芯39，并形成一定的气空间；绝缘双头卡套41中部加工有充压毛细管44，两端加工有螺纹，用于安装上部紧固螺栓40和下部紧固螺栓42，通过拧紧螺栓使得卡芯与包壳37、第一铜电极32紧密接触，达到密封的目的；下部紧固螺栓42与拉力试验机29的第一夹具30相连。所述第二密封装置14与第一密封装置26的结构以及与模拟燃料棒1的包壳37和拉力试验机29连接位置关系相同。

如图4所示，所述的高压系统包括与充压毛细管44连通的充压管线、卸压管线和真空管线；充压管线由高压气瓶47、减压阀28以及相应的管道组成，可提供实验工况所需的模拟燃料棒1内压，通过压力传感器27监测模拟燃料棒1的内压，记录包壳37肿胀和破裂过程中压力变化的关键数据；卸压管线由第一阀门45和相应的管道组成，用于实验结束或意外中止时为模拟燃料棒1卸压，以及实验开始前使模拟燃料棒1内部保持常压；真空管线由真空泵48、第二阀门46以及相应的管道组成，用于实验开始前对模拟燃料棒1内部抽真空；通过三条管线的配合可灵活控制模拟燃料棒1的内部压力。

本发明一种核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置，具体实验方法如下：该实验装置可开展核反应堆冷却剂丧失事故、反应性引入事故等引起的严重事故工况以及堆芯注水等事故缓解措施下的单根燃料棒或燃料棒束的失效行为研究；

实验开始前，所有阀门保持关闭，打开第二阀门46，启动真空泵48，待压力传感器27监测的真空度满足要求后，关闭第二阀门46，真空泵48停止运行；打开减压阀28向模拟燃料棒1内充气，监测压力达到大气压后打开第一阀门45；实验开始后，关闭第一阀门45，控制减压阀28开度，使模拟燃料棒的初始内压达到实验工况值；利用冷水机向上部电极冷却腔室3、下部电极冷却腔室13和水冷套筒6通循环冷却水；启动拉力试验机29，施加预设的载荷；将第一铜电极32和第二铜电极36接通电源；

开展核反应堆冷却剂丧失事故下的燃料元件失效行为研究时，利用蒸汽发生器产生蒸汽，由冷却剂进口18将蒸汽通入中部筒体；以预设的升温方案加热模拟燃料棒1，当压力传感器27检测到模拟燃料棒1内压发生骤降时，说明模拟燃料棒1的包壳37发生破裂，可停止实验或继续实验以研究失效后的燃料元件行为；

开展反应性引入事故下的燃料元件失效行为研究时，由冷却剂进口18将水通入中部筒体；以20～250℃/s的升温速率加热模拟燃料棒1，当压力传感器27检测到模拟燃料棒1内压发生骤降时，说明模拟燃料棒1的包壳37发生破裂，可停止实验或继续实验以研究失效后的燃料元件行为；

开展堆芯注水对燃料元件失效行为影响的实验时，首先由冷却剂进口18向中部筒体内通水蒸汽；将包壳37加热至规定温度后，停止通入水蒸汽，将冷却水由冷却剂进口18或冷却剂出口4通入中部筒体，分别模拟堆芯底部注水和堆芯顶部注水，当冷却水淹没模拟燃料棒1达三分之二以上时，停止实验；

停止实验的方式为：断开第一铜电极32和第二铜电极36与电源的连接，停止通入蒸汽或冷却水，关闭拉力试验机29、蒸汽发生器、冷水机等设备，待模拟燃料棒1温度降低到室温后，排放上部电极冷却腔室3、下部电极冷却腔室13、水冷套筒6和中部筒体内的冷却水，取出模拟燃料棒1进行后续的测量和分析。

以上内容是结合具体原理对本发明作出的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方案仅限于此，对于本发明所属的从业人员来说，不脱离本发明构思前提下所作的简单推演或替换，都应当作本发明的保护范围。