模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置

    公开(公告)号:CN105575447B

    公开(公告)日:2017-05-17

    申请号:CN201610089358.5

    申请日:2016-02-17

    IPC分类号: G21C17/00

    摘要: 本发明涉及一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置,其包括:型腔,其包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔,在密封件上设有通孔,核燃料包壳管密封设置在通孔中,且两端位于真空腔、中间位于淬火腔内,淬火腔包括腔体、腔体一体设置的金属波纹管,淬火腔能够随着金属波纹管的自由伸缩而伸缩;平衡装置,其包括滑轮组件、配重砝码;加热装置,其包括伸入核燃料包壳管内的加热棒、套设在加热棒外周的隔离管。本发明能够使得燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩,同时由金属波纹管的自由伸缩设置,还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的问题,从而能够准确的评价核燃料包壳管性能。

    LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统

    公开(公告)号:CN105761768A

    公开(公告)日:2016-07-13

    申请号:CN201610223659.2

    申请日:2016-04-12

    IPC分类号: G21C17/10

    CPC分类号: G21C17/10

    摘要: 本发明涉及LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统,其包括反应装置、工作气体分配系统、混合气体供应装置、汽气分离器、氢气分析仪、水淬系统、测压装置及真空系统,反应装置包括样品室、用于对包壳进行加热的加热电极、用于测量包壳内壁以及外壁温度的测温装置,样品室包括石英管、上端盖和下端盖、混合气体进气管、排气管;工作气体分配系统包括内存储有氦气的第一气体罐、内存储有氩气的第二气体罐。本发明既可评价反应堆失水,安注系统启动后向反应堆内注水,对包壳进行淬火后包壳完整性,还可以测量锆合金包壳与高温蒸汽反应过程中释放的氢气量,为锆合金研发过程中堆外性能评价中提供设备支持。

    一种Zr-Nb-Cu系合金的制备方法

    公开(公告)号:CN104264087B

    公开(公告)日:2016-04-06

    申请号:CN201410548854.3

    申请日:2014-10-16

    IPC分类号: C22F1/18 C22C16/00

    摘要: 本发明涉及一种Zr-Nb-Cu系合金的制备方法,其按照锻造→淬火→热挤压→首次退火→第一次冷轧和退火→第二次冷轧和退火→第三次冷轧和退火,其中,第一次冷轧和退火是将首次退火后的制件进行第一次冷轧,在变形量达50~70%后,在500~550℃下进行退火处理;第二次冷轧和退火是将第一次冷轧和退火后的制件进行第二次冷轧,在变形量达50~70%后,在500~550℃下进行退火处理;第三次冷轧和退火是将第二次冷轧和退火后的制件进行第三次冷轧,在变形量达50~70%后,在450~520℃下进行退火处理。本发明所制备的Zr-Nb-Cu系合金的第二相呈细小弥散分布,且相比传统工艺,其耐腐蚀性能提高25%以上。

    核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置

    公开(公告)号:CN104034651B

    公开(公告)日:2016-04-06

    申请号:CN201410294969.4

    申请日:2014-06-26

    IPC分类号: G01N17/00

    摘要: 本发明涉及一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置,其包括:样品室,其包括石英管、上端盖和下端盖、蒸汽进气管、排气管;包壳,其设置在石英管内,且包壳的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖和下端盖上;加热电极,其包括分别密封固定在上端盖和下端盖上且加热端部位于包壳内部的第一钨电极和第二钨电极;上、下绝缘环,其用于分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘;测温装置。本发明能够很好地模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为,可用于对包壳材料成分及加工工艺进行筛选,生产不同批次管材高温氧化性能评价等,也可用于其他管材在高温水蒸气和其他气体、液体环境中腐蚀性能评价。