CN105427899B - 反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术 - Google Patents

Abstract

一种反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术。它是用热处理技术和装置，可以在反应堆现场或附近也可以在器件原位，可以在其工作状态也可以在非工作状态，可以整体也可以部分的多次修复堆芯内重要器件，例如熔盐堆主容器和核燃料元件包壳，的辐射损伤，减少或消除其辐照缺陷，部分或全部恢复其原有性能。这能大幅度的扩展现有材料的抗辐射使用范围和使用寿命，用现有材料实现其以前无法实现的耐辐射剂量的设计功能要求。例如，实现高燃耗；延长反应堆整体使用寿命等。同时降低反应堆运行成本，提高其整体效益。目前尚无包壳材料能达到高燃耗反应堆的要求，致使其无法实现。本技术的应用，使那些必须实现高燃耗的先进反应堆的研发和实现，成为可能。

Description

反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术

技术领域

本发明涉及一种反应堆堆芯内器件材料辐射损伤的恢复技术，尤其是高燃耗反应堆堆芯内器件的辐射损伤原位或现场用热处理方法恢复的技术。

背景技术

反应堆是一个复杂的多技术、多系统集成的大系统。可以采用固体核燃料或液体核燃料，也可以用热中子或快中子能谱。因此，不同类型的反应堆涉及的技术差异极大。但也存在共性部分。

反应堆堆芯内，尤其是快中子反应堆堆芯内，的工作条件，多是高温、高腐蚀、高压和高辐射强度，这对所用材料性能的要求很高，也增加研发、生产所需材料的难度和使用、更新这些材料的成本。

快中子会把合金结构材料等中的原子撞离原晶格(如Fe原子的离位阈能约325eV)而留下一个空位，并停留在晶格间隙中形成间隙原子，产生点缺陷。更高能量中子的撞击会产生级联效应形成微贫原子区或无序非晶态相。达到一定剂量后，过饱和点缺陷会扩散迁移、聚集演化成贫原子区、微空洞、层错四面体和位错环等缺陷团，称为辐照缺陷，使合金材料变硬变脆延展性下降，即由晶格损伤造成的脆化。另外快中子与包壳等材料组成元素发生(n，α)反应生成氦He原子逐渐聚集成的He气泡也使基体晶格畸变增加，包壳等肿胀，脆性增大，成为氦脆。这些是缩短包壳等使用寿命甚至功能失效的主要因素。

熔盐堆主容器、核燃料包壳等合金材料，如快堆用的316不锈钢，在中子辐照下会产生晶体缺陷使材料性能变差并最终失效。包壳使用寿命，成为快堆换料周期长短、甚至先进反应堆研发成败的决定因素。

目前，公知的反应堆堆芯内金属材料提高抗辐射性能的加固技术，主要是通过改进材料组成元素、成份及结晶过程等技术实现。

也有实验室研究，辐照的金属铜、金、银材料产生空位、间隙原子、Frankel缺陷对等缺陷引起性能变化后，通过退火减少或消除缺陷使其性能得到恢复的研究报导，退火温度在600K以下。

耐高温、耐腐蚀、耐高压和耐辐射的适用的长工作寿命材料的研发，延长反应堆堆芯内结构材料的使用寿命，是当前世界反应堆应用，尤其是高燃耗先进反应堆研发面临的难题。

发明内容

为了克服现有反应堆堆芯内，尤其是快中子反应堆堆芯内的结构材料等使用寿命短，达不到先进反应堆研发要求的不足，本发明提供一种材料辐射损伤的恢复技术，尤其是包壳、熔盐堆主容器和部件等材料的辐射损伤原位或现场用热处理方法恢复的技术，该技术不仅能修复堆芯内材料的辐射损伤，而且能原位或现场修复堆芯内材料的辐射损伤，大幅度延长器件在堆芯内的使用寿命，降低反应堆运行成本和器件更新成本，实现高效益、高效率和高燃耗。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：在堆芯内辐射损伤材料所处的原位或现场，用热处理的方法和装置，减少或消除受辐照材料的辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。

具体方法是：

(1)当被修复器件容易从堆芯内取出或拆除时，则将这些器件放入现场或附近的热处理装置的容器内进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。

例如，修复固体核燃料元件的包壳辐射损伤的方法是：先从堆芯内取出核燃料组件，分拆成燃料元件后，把每个完整的燃料元件分别放入现场或附近的热处理装置内的专用槽内，该专用槽可保持元件的形状和准直度等在热处理过程中不变或其改变量在允许的范围内，进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能，再把元件组装成组件，放回堆芯内。至此，整个修复过程就全部完成。这个过程中处理的元件是高放射性的，需要遥控操作。对堆芯内的全部核燃料组件，可分批轮换进行修复处理。

其它容易从堆芯内取出和拆除器件的辐射损伤修复过程，视具体器件的材料和要求而有所差别，但与上述修复过程类似或基本相同。主要差异是加热温度的高低、保持该温度时间的长短和冷却过程。

热处理装置有可保温和加压力的箱体，内置耐高温合金板架，板架用定位杆定位并带有加热和测控温器件，板架两面都开有可放置整根燃料元件的半圆专用槽，板架的专用槽内放置燃料元件后板架叠放加压，紧固住所有燃料元件，以保持其形状和准直度等在热处理恢复过程中不变或其改变量在允许的范围内。机械手及其系统的遥控操作，热处理装置箱体内温度及其变化模式、压力及其变化模式、持续时间，都由该装置的控制系统遥控实施执行。

(2)当被修复器件不容易或无法从堆芯内取出和拆除时，则将用专用的热处理装置，在非工作状态，对这些器件进行原位热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。

例如，修复液体核燃料熔盐堆的主容器或主容器内大型部件辐射损伤的方法是：当主容器等的材料受辐射到选定的剂量后，开始修复其辐射损伤，先排空主容器内的熔盐，使被修复器件不承受载荷，以减少其在修复过程中变形和受损的可能，打开并通过主容器壁上的专用通道，把专用热处理装置放入主容器内，进行热处理，升高需要修复主容器等的温度，直到适合对这些受辐照产生损伤器件的材料的可修复的温度，并保持一段适当的时间，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，使这些材料的辐照损伤恢复到满意的程度。部分或全部恢复其物理和力学性能。再降低其温度到适当的温度或正常工作温度。然后，把专用热处理装置退回原位置，关闭主容器壁上的专用通道，整个修复过程就全部完成。这个过程中处理的主容器内是高放射性的，需要遥控操作。

这样的修复过程可进行多次。以延长主容器和其它部件的使用寿命到预期或需要的值。

其它不容易从堆芯内取出和拆除器件的辐射损伤修复过程，视具体器件的材料和要求而有所差别，但与上述修复过程类似或基本相同。主要差异是加热温度的高低、保持该温度时间的长短和冷却过程。

用类似的方法，也可在非工作状态，原位整体修复堆芯内全部的固体核燃料组件、元件包壳和结构材料的辐射损伤。

(3)工作态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳的辐射损伤。方法是：先使其堆芯从工作或其它状态转换到原位修复包壳辐射损伤的状态，用堆芯产生的热能或衰变余热，通过调节冷却剂流量，调整堆芯内温度到预先选定的值，按修复需要保持设定的时间，进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能，再按要求降低温度到正常状态。至此，整个修复过程就全部完成。

采用这种原位修复方法，需要在反应堆设计建造时，预先调整堆芯内设计，以满足该方法的特殊要求。例如，为了保持元件的形状和准直度等在热处理过程中不变或其改变量在允许的范围内，需要增加组件中间格架的数量到设定值。堆芯内其它材料，应能设计成为可承受这种原位修复方法引起的温度变化，即产生的变化不大或能自然复原。做到，引起的变形可接受且损伤修复的程度可接受。

这种修复方法的停堆时间短，效率高。也可不用堆芯自身产生的热量，排出冷却剂，再原位整体修复，但需要另外加热和相应的加热装置。在设计时应一并考虑。

(4)工作态原位修复熔盐堆主容器和部件。用堆芯产生的热能或衰变余热修复液体核燃料熔盐堆的主容器或主容器内大型部件辐射损伤的方法是：当主容器等的材料受辐射到选定的剂量后，开始修复其辐射损伤，被修复器件承受载荷，通过调节冷却剂流量，调整堆芯内温度，进行热处理，升高需要修复主容器等的温度，直到适合对这些受辐照产生损伤器件的材料的可修复的温度，并保持一段适当的时间，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，使这些材料的辐照损伤恢复到满意的程度。部分或全部恢复其物理和力学性能。再降低其温度到适当的温度或正常工作温度。整个修复过程就全部完成。要求做到，引起的变形可接受且损伤修复的程度可接受。

本发明的有益效果是：用热处理的方法，原位或现场多次修复反应堆堆芯内，重要器件材料的辐射损伤，例如熔盐堆主容器和核燃料包壳，能够大幅度的扩展现有材料的抗辐射使用范围并延长其使用寿命，用现有材料实现其以前无法实现的耐辐射剂量的设计功能要求。例如，实现高燃耗；延长反应堆整体使用寿命等。同时降低反应堆运行成本，提高其整体效益。使那些必须实现高燃耗的先进反应堆的研发和实现，成为可能。

附图说明

下面结合附图和实施例对本发明进一步说明。

图1是本发明的修复元件包壳辐射损伤的热处理装置横剖面构造示意图。

图2是本发明的专用热处理装置修复熔盐堆主容器辐射损伤的纵剖面构造示意图。

图1中，1.完整的核燃料元件，2.加热和测控温器，3.板架，4.定位装置，5.保温加压箱。

图2中，1.保温屏蔽加热层，2.热交换层，3.热处理装置通道，4.专用热处理装置，5.主容器。

具体实施方式

建造新反应堆时，必须根据其需要修复器件的具体修复要求，例如修复熔盐堆主容器或核燃料包壳，考虑选择原位或现场修复技术，被修复器件承受或不承受载荷，再按照对反应堆修复内容的具体指标要求并同时按照相应反应堆器件辐射损伤修复的热处理装置的特殊要求设计和建造，才能满足整个系统协调的运行的要求。实现其优异性能，例如实现高燃耗、器件的超长工作寿命等。

在图1中，完整的核燃料元件(1)置于板架(3)的专用槽内，板架(3)叠放并由定位装置(4)定位，由保温加压箱(5)保温并对叠放的板架(3)加压，加热和测控温器(2)用于加热和测量控制保温加压箱(5)内的温度。

在图2中，保温屏蔽加热层(1)用于保温、屏蔽和加热，专用热处理装置(4)通过热处理装置通道(3)进入和退出主容器(5)，专用热处理装置(4)在主容器(5)内对主容器(5)加热，或保温屏蔽加热层(1)在主容器(5)外对主容器(5)加热。

Claims (9)

1.反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：基于用热处理技术改变金属材料性能的原理，在反应堆的工作状态和非工作状态条件下，在其器件的原位、现场、附近，对反应堆堆芯内的器件、完整的燃料元件、熔盐堆主容器、熔盐堆主容器内大型部件，用热处理方法，恢复其在射线的辐射下产生的辐射损伤和辐照缺陷多种损伤；并在非工作状态，原位整体修复堆芯内全部的固体核燃料组件、元件包壳和结构材料的辐射损伤；在工作状态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳的辐射损伤；在非工作状态原位热处理整体修复熔盐堆的主容器或主容器内大型部件的辐射损伤；在工作状态原位整体修复熔盐堆主容器和部件的辐射损伤；所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置是具有机械手系统、遥控操作系统和保温箱体，可定位和加压力的、带有加热和测温控温器件、两面都开有可放置整根燃料元件的半圆专用槽的、可叠放的板架的热处理恢复装置。

2.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：在反应堆现场或附近配有热处理装置，整体修复容易从堆芯内取出或拆除的器件的辐射损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能，以及由具有整根修复固体核燃料元件包壳的热处理装置与实现高燃耗的先进反应堆组成的整套反应堆系统。

3.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：用在固体核燃料反应堆现场或附近的热处理装置内的可保持元件的形状和准直度在热处理过程中不变或其改变量在允许的范围内的专用槽，热处理整根的修复一根或多根完整的固体核燃料元件的包壳的辐射损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。

4.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：用热处理装置系统，在反应堆的工作状态和非工作状态原位修复不容易或无法从堆芯内取出和拆除的器件的辐射损伤，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。

5.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：具有热处理整体修复主容器和主容器内大型部件辐射损伤的专用热处理装置的熔盐堆的主容器系统。

6.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：原位整体修复熔盐堆的主容器或主容器内大型部件的辐射损伤，对不承受载荷的排空熔盐的受辐射到设定剂量的主容器或主容器内大型部件的材料的辐射损伤，用热处理装置进行热处理整体修复，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，使这些材料的辐照损伤恢复到满意的程度，部分或全部恢复其物理和力学性能。

7.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：工作状态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳和结构材料的辐射损伤，对从工作或其它状态转换到原位整体修复辐射损伤状态的堆芯，用堆芯核反应产生的热能或衰变余热和冷却剂流量的调节对包壳和结构材料的辐射损伤进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。

8.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：工作状态原位整体修复熔盐堆的主容器和部件的辐射损伤，用堆芯核反应产生的热能或衰变余热和调节冷却剂流量，热处理修复受辐射到选定剂量的熔盐堆的主容器或主容器内大型部件的辐射损伤，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，使这些材料的辐照损伤恢复到满意的程度，部分或全部恢复其物理和力学性能，并且做到，引起的变形可接受且损伤修复的程度可接受。

9.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复装置，其特征是：非工作状态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳和结构材料的辐射损伤，不用堆芯自身运行产生的热量，堆芯内的整体修复区域内无冷却剂，用系统设计配备的加热装置加热，热处理原位整体修复全部包壳和结构材料的辐射损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。