[发明专利]核反应堆严重事故下结构材料超高温腐蚀实验系统及方法

说明书

核反应堆严重事故下结构材料超高温腐蚀实验系统及方法，该系统包括气体供应系统、真空系统、实验段、冷却系统和尾气分析系统；气体供应系统可制备不同水蒸汽含量的腐蚀性气体；实验段由高温辐射炉、低温辐射炉、陶瓷反应管、加热丝、气冷铜管及保温棉组成，高温辐射炉侧壁开设两个石英玻璃视窗，分别放置高速摄像仪和红外测温探头；冷却系统可为关键设备提供必要冷却；尾气分析系统可在线测量腐蚀反应尾气的各个成分的浓度，实现反应动力学的高精度连续测量；实验系统还包括配电系统、数控系统和数据测量与采集系统；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环境下结构材料超高温腐蚀实验，为核反应堆安全设计提供关键数据。

技术领域

本发明涉及材料超高温腐蚀性能测试技术领域，具体涉及核反应堆严重事故下结构材料超高温腐蚀实验系统及方法。

背景技术

在核反应堆严重事故下，燃料元件、定位格架、栅格板等结构材料因一回路丧失冷却剂而暴露于高温水蒸汽环境下，温度可达2000℃以上。此时，堆芯中结构材料的腐蚀行为会对严重事故进程造成极大的影响。随着国际上事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel，ATF)概念的提出，新型结构材料在严重事故下的超高温腐蚀行为愈发值得关注。目前研究材料高温腐蚀行为的方法通常有两种：1)采用同步热分析仪进行连续反应动力学测量，2)采用加热元件为二硅化钼和炉管材质为刚玉的马弗炉进行非连续反应动力学测量。目前在售的同步热分析仪在水蒸汽环境下的长时间工作的最高温度仅能达到1750℃；马弗炉则由于加热元件和炉管性能的限制，难以在1700℃以上长时间运行。截止目前，未有合适的仪器设备能够应用于1750℃以上的水蒸汽环境中对材料进行长时间、连续的反应动力学测量，且目前的仪器设备无法可视化观察材料变形、破裂、氧化层脱落、熔化等现象，阻碍了对严重事故现象机理的进一步认识。

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结构材料超高温腐蚀实验系统及方法，可在水蒸汽环境中对材料进行长时间、连续、高精度的反应动力学测量及可视化观察。

为达到上述目的，本发明采用如下技术方案：