[发明专利]一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置

说明书

一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置，该实验装置是研究基于替代材料的模拟燃料棒熔化过程来间接研究堆芯燃料棒熔化机理的实验装置，主体实验件放置于透明的石英玻璃管内，以实现实验过程的可视化记录；在实验中，通过注水装置向石英玻璃管容器内注入去离子水，然后利用电力系统对模拟燃料棒内的加热棒进行加热至材料发生熔化；在实验中，对模拟燃料棒的不同位置进行温度测量，使用高速摄像仪对模拟燃料棒熔化过程进行拍摄记录，获得模拟燃料棒熔化过程中的表面变化过程以及熔化液滴烛化流动等特性；本发明为核反应堆严重事故堆芯熔化过程中燃料棒的高温熔化和烛化机理研究提供重要的实验装置。

技术领域

本发明涉及核电厂严重事故中燃料棒熔化与烛化机理研究技术领域，具体涉及一种研究核反应堆堆芯燃料棒熔化的可视化实验装置。

背景技术

当核电厂压水堆发生严重事故时，如果堆芯不能得到有效冷却，就会发生堆芯熔化；核反应堆堆芯熔化是一个阶梯式发展过程，堆芯材料先后在不同的温度下发生熔化或液化，同时堆芯材料间还存在氧化、共晶及消熔等复杂的物理化学反应；燃料棒作为核反应堆的核心部件，由二氧化铀燃料芯块及锆合金包壳组成，在核反应堆严重事故过程中，随着堆芯温度升高，锆合金包壳将与堆芯中的水蒸气发生氧化反应，从而在包壳外表面形成氧化锆并释放氢气；氧化锆具有较高的熔点，其能延缓燃料元件几何失效，并限制燃料棒熔融物再定位过程；考虑到锆合金包壳的不同氧化程度，当堆芯温度升高至1800℃至2000℃区间时，锆合金包壳将发生熔化；锆合金熔融物随即与二氧化铀芯块相接触，由于二者之间的非热力学稳定性,它们之间将产生显著的化学反应，导致二氧化铀芯块在低于其熔点的温度下发生消熔，并形成U-O-Zr低温熔融物；因此，锆合金熔融物对二氧化铀芯块的化学消熔过程将引起堆芯内燃料棒早期失效，加快堆芯熔化事故进程；在消熔二氧化铀芯块的同时，锆合金熔融物还将对包壳上的氧化锆层进行消熔，从而导致包壳失效；燃料棒熔化过程中，U-O-Zr低温熔融物将以类似烛滴的形状沿包壳下落，即烛化过程；

烛化过程中锆合金熔融物由堆芯高温区迁徙至堆芯下部低温区，热量在熔融物与包壳之间的传递将导致锆合金熔融物温度降低或发生凝固，因此锆合金氧化过程将受到限制，从而减少氧化反应所释放的热量和氢气；再凝固的堆芯材料将减少堆芯冷却剂流通面积或堵塞冷却剂通道，从而降低事故中燃料棒的冷却能力，并加剧燃料棒熔化程度；烛化过程中锆合金熔融物还将继续消熔包壳表面的氧化锆层，导致包壳失效；包壳大幅失效后，堆积的燃料芯块将坍塌，燃料组件内积累的具有放射性的气态或挥发性裂变产物将大量释放；因此，烛化过程是一个涉及复杂物理化学反应的多组分、多相态、多维度流动过程，其对堆芯熔化严重事故的发展进程及严重事故后果具有重要影响；

由此可见，锆合金对二氧化铀芯块和二氧化锆的化学消熔及熔融物沿包壳的烛化行为将对严重事故中堆芯熔化解体、氢气的产生、放射性裂变产物的释放等产生至关重要的影响；开展燃料棒的消熔和烛化机理及关键技术研究可以了解和熟悉核反应堆严重事故过程，降低严重事故分析的不确定性，为核电站制定完善的严重事故缓解策略和预防措施提供技术支持，从而减少核反应堆严重事故发生的可能性。

发明内容

本发明的目的是克服现有技术的不足，提供一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置，能够对燃料棒熔化过程中的温度变化、熔化过程中棒表面形态变化提供数据及图像。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置，所述的实验装置的模拟燃料棒是基于核反应堆燃料棒结构设计的一种替代材料棒，通过将其安置在一个石英玻璃管容器内进行实验从而达到实验过程的可视化，包括石英玻璃管容器主体1、电力系统2、测量系统3、注水装置4和排水系统装置5；

所述的石英玻璃管容器主体1包括石英玻璃管102，设置在石英玻璃管102上下部的可拆卸的石英玻璃管上部盖板106和可拆卸的石英玻璃管下部盖板105，通过顶部固定桩104和底部固定桩103固定在石英玻璃管上部盖板106和可拆卸的石英玻璃管下部盖板105间的模拟燃料棒101；