吳騰
摘要:安全的核燃料是核電站持續(xù)穩(wěn)定運(yùn)行的核心,模擬事故工況環(huán)境是新型核燃料研發(fā)過(guò)程中的一項(xiàng)重要內(nèi)容。本文根據(jù)壓水堆核電站事故工況下的環(huán)境條件及核燃料研發(fā)的性能要求,對(duì)事故工況模擬試驗(yàn)裝置的設(shè)計(jì)進(jìn)行了分析和研究。該試驗(yàn)裝置主要用于核燃料包殼的高溫氧化試驗(yàn)和熱沖擊試驗(yàn),有助于提高核燃料在嚴(yán)重事故工況下的容錯(cuò)性能。
關(guān)鍵字:核燃料? 事故工況? 高溫氧化? 熱沖擊? 試驗(yàn)裝置? 設(shè)計(jì)
Research Study on the Design of Nuclear Fuel Accident Condition Simulation Test Device
WU Teng
(China Nuclear Power Technology Research Institute Co.,Ltd., Shenzhen, Guangdong Province, 518120 China)
Abstract: Safe nuclear fuel is the core of sustainable and stable operation of nuclear power plants. Simulation of accident condition environment is an important content in the research and development of new nuclear fuel. According to the environmental conditions of PWR nuclear power plant under accident conditions and the performance requirements of nuclear fuel, this paper analyzes and studies the design of accident condition simulation test device. The test device is mainly used for high-temperature oxidation test and thermal shock test of nuclear fuel cladding, which is helpful to improve the fault-tolerant performance of nuclear fuel under severe accident conditions.
Key words: Nuclear fuel; Accident condition; High-temperature oxidation; Thermal shock; Test device; Design
核反應(yīng)堆失去一回路冷卻劑是壓水堆核電站的一種嚴(yán)重事故。核燃料在該事故工況下會(huì)經(jīng)受高溫環(huán)境,同時(shí)后續(xù)再淹沒過(guò)程又會(huì)造成熱沖擊[1]。目前,國(guó)內(nèi)外核燃料的研發(fā)均關(guān)注提高其在核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故工況下的容錯(cuò)性能,這是福島核事故后國(guó)際上核安全技術(shù)及燃料研究領(lǐng)域的發(fā)展趨勢(shì),也是滿足新建核電廠“從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋的可能”有效途徑[2]。核燃料事故工況模擬試驗(yàn)裝置是核燃料研發(fā)中的重要試驗(yàn)裝置,主要研究燃料包殼材料的高溫蒸汽氧化性能和再淹沒淬火對(duì)包殼材料性能的影響,提高核燃料在嚴(yán)重事故工況下的容錯(cuò)性能,從而有利于從根本上提高新建核電廠對(duì)嚴(yán)重事故抵抗能力,有效提高核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性[3]。本文結(jié)合核電站事故工況下環(huán)境條件以及核燃料研發(fā)的性能要求[4-5],對(duì)核燃料高溫氧化試驗(yàn)和熱沖擊試驗(yàn)裝置的設(shè)計(jì)進(jìn)行了分析和研究。
1事故環(huán)境條件與技術(shù)要求
1.1 環(huán)境條件
(1)試驗(yàn)環(huán)境溫度:≤1600℃。
(2)試驗(yàn)氧化介質(zhì):飽和水蒸氣(0.1~1MPa)。
(3)試驗(yàn)冷卻介質(zhì):去離子水(20~30℃)。
1.2 高溫氧化技術(shù)要求
在800~1600℃的范圍內(nèi),利用試驗(yàn)裝置測(cè)定燃料包殼材料在不同加熱時(shí)間下氧化后的重量變化。試驗(yàn)的氧化氣氛為飽和水蒸氣,蒸汽壓力為0.1~1MPa,最大加熱時(shí)間為8h。在燃料包殼材料表面溫度達(dá)到試驗(yàn)溫度前不通入水蒸氣,以惰性氣體對(duì)試驗(yàn)進(jìn)行保護(hù)。
1.3 熱沖擊技術(shù)要求
在不同的溫度臺(tái)階上,將燃料包殼置于高溫水蒸氣形成的氧化氣氛中一段時(shí)間,然后對(duì)燃料包殼實(shí)施室溫冷水淬火。通過(guò)采用將燃料包殼整體墜入冷水池的方式,模擬核反應(yīng)堆在失水事故過(guò)程中的再淹沒過(guò)程。最后對(duì)熱沖擊后的燃料包殼進(jìn)行檢測(cè),并通過(guò)目視和氣體檢漏的方式分析是否出現(xiàn)破損失效。
1.4其他技術(shù)要求
(1)可進(jìn)行燃料包殼單/雙面氧化試驗(yàn)。
(2)保證燃料包殼與蒸汽能夠充分接觸。
(3)保證燃料包殼處于加熱的均溫區(qū)。
(4)實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)并調(diào)整水蒸氣的流量。
(5)具有蒸汽預(yù)加熱功能。
2 總體設(shè)計(jì)
本文設(shè)計(jì)研究的核燃料事故工況模擬試驗(yàn)裝置主要由紅外加熱爐系統(tǒng)、電阻加熱爐系統(tǒng)、水蒸氣系統(tǒng)、真空系統(tǒng)、惰性氣體系統(tǒng)、制水系統(tǒng)、蒸汽冷凝系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、尾氣檢測(cè)與排放系統(tǒng)、樣件夾持系統(tǒng)、冷淬系統(tǒng)、電氣儀控系統(tǒng)、供電系統(tǒng)等組成,試驗(yàn)裝置的流程圖如圖1所示,核燃料事故工況模擬試驗(yàn)裝置模擬如圖2所示。
紅外加熱爐系統(tǒng)和電阻加熱爐系統(tǒng)是試驗(yàn)裝置的核心,為試驗(yàn)裝置提供高溫環(huán)境。水蒸氣系統(tǒng)、真空系統(tǒng)、惰性氣體系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供所需的氣氛[6]。制水系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供滿足技術(shù)要求的純水。蒸汽冷凝系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置內(nèi)的介質(zhì)及試驗(yàn)裝置本身提供冷卻介質(zhì)。樣件夾持系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供樣件夾持、裝樣和送樣機(jī)構(gòu)。冷淬系統(tǒng)為燃料包殼熱沖擊試驗(yàn)提供再淹沒環(huán)境[7]。尾氣檢測(cè)與排放系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置尾氣提供成分檢測(cè)及安全排放設(shè)備。電氣儀控系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供運(yùn)行狀態(tài)監(jiān)測(cè)、實(shí)驗(yàn)過(guò)程控制、實(shí)驗(yàn)結(jié)果存儲(chǔ)記錄等。供電系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供電源。
3 子系統(tǒng)設(shè)計(jì)與選型
3.1 紅外加熱爐系統(tǒng)
紅外加熱爐系統(tǒng)由紅外加熱爐和蒸汽預(yù)熱爐組成,如圖3所示,用于建立試驗(yàn)所需的高溫環(huán)境,最高爐溫1450℃。紅外加熱爐采用拋物閉合環(huán)型面疊加紅外反射鏡面結(jié)構(gòu),最大升溫速率達(dá)到20℃/s。紅外加熱爐的爐管選用高純度石英玻璃材質(zhì)。爐管上下部設(shè)置密封裝置。在爐體上部與密封裝置中間的過(guò)渡段爐管外表面纏繞銅管,并通入冷卻水進(jìn)行冷卻。該爐采用立式哈弗開啟式結(jié)構(gòu),由9層環(huán)型拋物閉合反射面組成,而反射基體垂直對(duì)稱剖成兩部分,其中一半固定在機(jī)架上,另一半采用活頁(yè)連接在固定的其另一半上,可沿活頁(yè)軸旋轉(zhuǎn)實(shí)現(xiàn)開啟和關(guān)閉爐門。
蒸汽預(yù)熱爐選用硅碳棒電阻爐,爐管選用高純度石英玻璃材質(zhì),使蒸汽經(jīng)預(yù)熱爐溫達(dá)到1250℃。該爐采用臥式哈弗式單層結(jié)構(gòu),夾套內(nèi)一側(cè)是用作加熱元件接線,另一側(cè)用于空氣冷卻層。其中開啟式爐體固定體部分固定在支架上。兩邊爐門框均采用304不銹鋼中厚板焊接成整體框,采用轉(zhuǎn)軸將爐體固定體與活動(dòng)部分進(jìn)行連接。紅外加熱爐與蒸汽預(yù)熱爐采用高溫密封接頭連接。
3.2 電阻加熱爐系統(tǒng)
電阻加熱爐系統(tǒng)由電阻加熱爐和蒸汽預(yù)熱爐組成,如圖4所示,同樣用于建立試驗(yàn)所需的高溫環(huán)境,最高爐溫1600℃。電阻加熱爐的加熱元件分為3層,每層8支,可實(shí)現(xiàn)對(duì)爐管進(jìn)行三區(qū)控溫,平均升溫速率達(dá)到5~10℃/min。爐管選用剛玉材質(zhì)。該爐采用立式哈弗式雙層結(jié)構(gòu),爐體內(nèi)部設(shè)置保溫層,外部設(shè)置夾套,夾套內(nèi)一側(cè)是用于加熱元件接線,另一側(cè)是用于空氣冷卻。兩邊爐門框均采用304不銹鋼中厚板焊接成整體框,采用轉(zhuǎn)軸將爐體固定體與活動(dòng)部分進(jìn)行連接。
電阻加熱爐系統(tǒng)蒸汽預(yù)熱爐結(jié)構(gòu)與紅外加熱爐系統(tǒng)蒸汽預(yù)熱爐結(jié)構(gòu)一致。電阻加熱爐與蒸汽預(yù)熱爐同樣采用高溫密封接頭連接。
3.3 水蒸氣系統(tǒng)
水蒸氣系統(tǒng)包含蒸汽發(fā)生器、蒸汽輸出管道。系統(tǒng)設(shè)置蒸汽流量測(cè)量、蒸汽流量控制、安全閥、排空閥、壓力測(cè)量、溫度測(cè)量、電加熱裝置及蒸汽發(fā)生器控制裝置。
蒸汽發(fā)生器采用316L不銹鋼材料作蒸汽發(fā)生器主材,采用電加熱方式,汽包上設(shè)數(shù)顯溫度傳感器,同時(shí)配輸出接口遠(yuǎn)傳至中控室控制系統(tǒng),在儀表柜上顯示。汽包上設(shè)有數(shù)顯壓力傳感器,且配輸出端口遠(yuǎn)傳到中控室控制系統(tǒng),在汽包上設(shè)安全閥及超壓報(bào)警裝置。
3.4 真空系統(tǒng)
真空系統(tǒng)由真空機(jī)組、真空管道、真空閥門、真空測(cè)量系統(tǒng)組成。
真空機(jī)組由2臺(tái)直聯(lián)式旋片機(jī)械泵組成。機(jī)組通過(guò)管道對(duì)兩路爐管、蒸汽發(fā)生器等設(shè)備抽真空,且在抽氣口管道上設(shè)氣動(dòng)真空擋板閥和真空測(cè)量口。機(jī)組采用金屬電阻規(guī)進(jìn)行真空測(cè)量,通過(guò)數(shù)字巡檢真空儀進(jìn)行顯示,并留有通信接口與無(wú)紙記錄儀和上位機(jī)進(jìn)行通訊。
3.5 其他輔助系統(tǒng)
制水系統(tǒng)主要包括制水機(jī)及配套的水箱和水泵。制水系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供滿足技術(shù)要求的純水,主要用于提供蒸汽發(fā)生器和冷水機(jī)的給水及熱沖擊試驗(yàn)用水。
蒸汽冷凝系統(tǒng)主要包括帶冷阱夾套式水冷組件、板式換熱器及配套的溫度和壓力測(cè)量?jī)x表。蒸汽冷凝系統(tǒng)用于冷凝爐管排出的高溫蒸汽,冷凝水流至回水箱內(nèi)。爐管排出的蒸汽進(jìn)入帶冷阱夾套式水冷組件進(jìn)行一次熱交換,再進(jìn)入夾套水冷管道進(jìn)一步熱交換,使?fàn)t管排出的高溫蒸汽快速降溫,以滿足板式熱交換器入口的溫度要求。冷阱夾套式水冷組件的結(jié)構(gòu)示意圖如圖5所示。
循環(huán)冷卻水系統(tǒng)主要包括箱式水冷冷水機(jī)。循環(huán)冷卻水系統(tǒng)用于提供紅外加熱爐及板式換熱器的冷卻介質(zhì)。
惰性氣體系統(tǒng)主要包括配氣柜及配套的流量計(jì)、壓力測(cè)量?jī)x表。惰性氣體系統(tǒng)用于爐管在通入蒸汽前建立惰性氣氛,同時(shí)用于稀釋試驗(yàn)過(guò)程排放的氫氣。
尾氣檢測(cè)與排放系統(tǒng)主要包括文丘里噴嘴以及尾氣成分分析儀、流量計(jì)和壓力測(cè)量?jī)x表。尾氣檢測(cè)與排放系統(tǒng)用于檢測(cè)和分析試驗(yàn)所產(chǎn)生的尾氣。當(dāng)尾氣中包含可燃?xì)怏w,并且濃度處在爆炸極限范圍內(nèi),控制系統(tǒng)同時(shí)也發(fā)出報(bào)警信號(hào),并利用配氣柜提供的惰性氣體將尾氣濃度稀釋到安全范圍內(nèi)排放。
樣件夾持系統(tǒng)主要包括裝樣倉(cāng)、送樣裝置和樣件夾頭。裝樣倉(cāng)位于加熱爐上方。送樣裝置采用電動(dòng)控制。樣件夾頭可用于較長(zhǎng)的燃料棒包殼的單面和雙面高溫氧化試驗(yàn)及熱沖擊試驗(yàn),如圖6所示。
冷淬系統(tǒng)主要包括2個(gè)急冷水箱、1套注入漫灌設(shè)備及配套的管路、閥門等組成。2個(gè)急冷水箱由不銹鋼材料制作,設(shè)有配套水閥、注水口等部件,水箱上部法蘭與閥門下端法蘭連接,閥門上端法蘭與爐管下端密封法蘭連接。水箱底部安裝減震彈簧組,在彈簧組上敷設(shè)一不銹鋼板盒,減少試樣入水時(shí)對(duì)試樣桿的沖擊,不銹鋼板盒便于收集試樣表面剝落層。冷淬系統(tǒng)為燃料包殼的熱沖擊試驗(yàn)提供再淹沒環(huán)境。
電氣儀控系統(tǒng)主要包括計(jì)算機(jī)、PLC模塊、儀表、系統(tǒng)控制柜、溫度動(dòng)力柜、溫度儀控柜及上位機(jī)操作臺(tái)等。電氣儀控系統(tǒng)為試驗(yàn)裝置提供一套完整的電氣控制設(shè)備。
供電系統(tǒng)是為試驗(yàn)裝置提供電源。供電系統(tǒng)配置一個(gè)DDG標(biāo)準(zhǔn)低壓配電柜,分別為上位機(jī)操作臺(tái)、系統(tǒng)控制柜、溫控動(dòng)力柜及溫度儀控柜等提供380V三相交流電源。該配電柜設(shè)有缺相、短路、漏電保護(hù),每個(gè)支路單獨(dú)設(shè)置隔離開關(guān),便于獨(dú)立斷電檢修。另外,分別在支路柜體內(nèi)單獨(dú)設(shè)有斷路器,當(dāng)某個(gè)柜體內(nèi)有過(guò)流、短路或其他故障時(shí),及時(shí)、可靠地切斷自身電源,而不影響整個(gè)系統(tǒng)的供電。
3.6 加熱元件選型
根據(jù)熱平衡計(jì)算得到電阻加熱爐、紅外加熱爐及蒸汽預(yù)熱爐的熱功率如下。
(1)紅外加熱爐:P紅外≈80kW。
(2)電阻加熱爐:P硅鉬≈30kW。
(3)蒸汽預(yù)熱爐:P紅外≈42kW。
對(duì)于紅外加熱爐的加熱元件,采用紅外發(fā)熱管。考慮到爐體是開啟式結(jié)構(gòu),且內(nèi)部有9層環(huán)型拋物閉合反射面,因此加熱元件設(shè)計(jì)根數(shù)應(yīng)是2的倍數(shù),也是9的倍數(shù),故設(shè)計(jì)總數(shù)18根,每根功率必須≥4.5kW。
對(duì)于電阻加熱爐的加熱元件,采用硅鉬棒。為實(shí)現(xiàn)爐管的三區(qū)控溫,電阻加熱爐的加熱元件分為3層,每層8支,每根功率必須≥1.25kW。
對(duì)于蒸汽加熱爐的加熱元件,采用硅碳棒。硅碳棒分為3組,每組總功率必須≥14kW。
4 系統(tǒng)控制方案
試驗(yàn)裝置設(shè)置了遠(yuǎn)控和近控兩種模式,采用遠(yuǎn)/近控切換開關(guān)進(jìn)行切換。
遠(yuǎn)控模式是由上位機(jī)通過(guò)PLC對(duì)設(shè)備進(jìn)行控制,具體又分為手動(dòng)和自動(dòng)狀態(tài),可以在人機(jī)界面進(jìn)行轉(zhuǎn)換。在遠(yuǎn)程自動(dòng)控制狀態(tài)下,整個(gè)系統(tǒng)則由上位機(jī)根據(jù)實(shí)驗(yàn)要求設(shè)置的工藝參數(shù)和實(shí)驗(yàn)工藝曲線進(jìn)行程序化自動(dòng)控制。在遠(yuǎn)程手動(dòng)控制狀態(tài)下,在觸摸屏上可對(duì)各被控制對(duì)象單獨(dú)進(jìn)行啟動(dòng)/停止操作。
近控模式在控制按鈕上直接對(duì)單機(jī)設(shè)備進(jìn)行操作,而不通過(guò)上位機(jī)。試驗(yàn)裝置相關(guān)的運(yùn)行參數(shù)需在儀表上單獨(dú)設(shè)置。此時(shí)上位機(jī)只顯示反饋收集的工作狀態(tài)和數(shù)據(jù)記錄,不能控制設(shè)備的啟停。
5 結(jié)語(yǔ)
根據(jù)壓水堆核電站事故工況下的環(huán)境條件以及核燃料研發(fā)的性能要求,本文設(shè)計(jì)了核燃料事故工況模擬試驗(yàn)裝置的總體方案,并進(jìn)一步對(duì)紅外加熱爐系統(tǒng)、電阻加熱爐系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)的設(shè)計(jì)及設(shè)備選型進(jìn)行研究,同時(shí)設(shè)計(jì)了遠(yuǎn)控和近控兩種試驗(yàn)裝置控制模式。通過(guò)研發(fā)核燃料事故工況模擬試驗(yàn)裝置,可用于研究燃料包殼材料的高溫蒸汽氧化性能和再淹沒淬火對(duì)包殼材料性能的影響,提高核燃料在嚴(yán)重事故工況下的容錯(cuò)性能,從而有利于從根本上提高新建核電廠對(duì)嚴(yán)重事故的抵抗能力,有效提高核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性。
參考文獻(xiàn)
[1]劉佩琪,趙鵬程,于濤,等.壓水堆不同尺寸的破口失水事故分析[J].核技術(shù),2019(2):68-75.
[2]馮鷗杏,元一單,張?zhí)扃?,?日本福島核電站事故淺析[J].中國(guó)科技成果,2021(7):35-38.
[3]趙成昆.中國(guó)核電發(fā)展現(xiàn)狀與展望[J].核動(dòng)力工程,2018(5):1-3.
[4]CAPPS NATHAN, WYSOCKI AARON, GODFREY ANDREW, et al. Full core LOCA safety analysis for a PWR containing high burnup fuel[J]. Nuclear Engineering and Design,2021,379.
[5]王賀南,常愿,石雪垚,等.“華龍一號(hào)”嚴(yán)重事故下安全殼環(huán)境條件研究[J].核科學(xué)與工程,2020,40(4):637-644.
[6]雷一明.幾種事故容錯(cuò)燃料包殼涂層的設(shè)計(jì)、制備與性能研究[D].中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué),2021.
[7]丁多亮,鄭開云.核電設(shè)備LOCA試驗(yàn)方法探討[J].發(fā)電設(shè)備,2018,32(5):331-334.