[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

说明书

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。

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：