[发明专利]一种包壳管内压爆破试验装置及其试验方法

说明书

本发明涉及包壳管内压爆破试验装置，包括第一介质源、第二介质源、真空加热装置、设置在真空加热装置中的包壳管、与第一介质源和第二介质源连接且与包壳管连通将压力介质输送至包壳管的压力介质输送管道、设置在真空加热装置上探测包壳管温度的至少一个温度探测头、设置在真空加热装置上的压力释放装置以及与真空加热装置和压力介质输送管道连接控制真空加热装置加热和控制压力介质输送管道输送介质的控制装置；控制装置包括在第一温度下控制压力介质输送管道输送第一介质的第一模式；以及在第二温度下控制压力输送管道输送第二介质的第二模式。该包壳管内压爆破试验装置可用于模拟测量包壳管在核电站发生事故工况高温、高压环境中的承压能力。

技术领域

本发明涉及试验装置，更具体地说，涉及一种试验装置及其试验方法。

背景技术

核燃料包壳管是核反应堆安全的第一道屏障，能够保证在长期运行条件下包容芯块核裂变产生的放射性裂变产物，不产生放射性物质的泄露。锆合金包壳管具有强度高，耐腐蚀性能好，中子吸收截面低等特点，是核电站应用最为广泛的包壳材料。但锆合金包壳管也有其自身的缺陷，当电站发生一回路失水或全场断电事故时，包壳管温度迅速上升，与水蒸气发生剧烈的化学反应，所产生的氢积累在安全壳内，进而引起氢爆，导致大量放射性物质释放到环境中，污染环境，危害人类身体健康，因此研制出新一代包壳材料，提高其在事故工况下对放射性裂变产物的包容能力是未来核电发展的重要方向之一。

事故容错燃料包壳管是日本福岛事故后国际核安全组织所提出的新一代包壳管，要求能承受高温、高压及交变应力等复杂严峻工况，消除在事故工况下产生氢爆的可能性，确保在事故工况下对放射性裂变产物的包容能力。当核电站发生一回路失水或全场断电事故时，包壳管温度不能及时被冷却剂带走，温度迅速上升，一方面，包壳管强度会随温度升高而迅速降低；另一方面由气体状态方程PV=nRT（P 气体压强；V 气体体积；n 气体的物质的量；R 气体常量；T 体系温度）可知，当包壳管内气体量不变时，温度升高，包壳管内压力迅速升高，两方面综合作用，导致包壳管破了，释放放射性裂变产物，污染环境。因此开展内压爆破实验，以评价事故容错燃料包壳管在高温、高压环境中保持自身完整性的能力是衡量其能否入堆服役的重要标准之一。

目前，核电行业用内压爆破试验机主要是针对现役压水堆用锆合金包壳管设计，通常采用液态介质加压爆破模式，压力介质为高温硅油，温度参数为室温~400℃，为防止包壳管氧化，炉内真空度＜10^-3Pa。该内压爆破试验机能够较好的模拟400℃以下锆合金包壳管的承压能力，计算获得包壳管的周向强度。但是高温硅油主要成分为聚硅氧烷，在温度超过400℃时，成分会被分解破坏，一方面，分解过后的高温硅油会导致加压过程中压力失稳，产生压力波动，影响测量的准确性，且在严重分解的情况下无法实现包壳管的持续有效增压；另一方面，分解后的高温硅油会产生大量的碳，附着在包壳管内壁，在高温情况下会与包壳管反应，导致包壳管性能变化，影响测量准确性。

对于事故容错燃料包壳管，内压爆破试验参数主要参考包壳管在事故工况下的温度和压力状态，温度参数为室温~1200℃，为防止包壳管氧化，炉内真空度＜10^-3Pa。可以看出，当前的内压爆破设备远不能满足事故容错燃料包壳管的测试参数要求，主要原因是目前核行业内要爆破试验机为单一液态介质加压爆破系统，加热炉加热温度低，压力介质为高温硅油，无法实现高温（＞400℃）内压爆破。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种能够解决无法实现高温（＞400℃）内压爆破，无法模拟测量事故容错包壳管在核电站发生事故工况后，高温、高压环境中的承压能力的试验装置及其试验方法。