[发明专利]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

权利要求书

1.一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，其特征在于：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。

2.根据权利要求1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，其特征在于：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)，通过最外围的包壳(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。

3.根据权利要求2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，其特征在于：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(25)；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(25)，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。

4.根据权利要求3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，其特征在于：还包括高压系统，所述的高压系统包括与充压毛细管(25)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(46)、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(44)和相应的管道组成；真空管线由真空泵(47)、第二阀门(45)以及相应的管道组成。

5.权利要求1至4任一项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，其特征在于：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的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(45)，启动真空泵(47)，待压力传感器(27)监测的真空度满足要求后，关闭第二阀门(45)，真空泵(47)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(44)；实验开始后，关闭第一阀门(44)，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。