CN107406901A - 核反应堆堆芯退火方法和核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及核电行业且该发明的实施提高了核反应堆(NR)的运行安全性。本发明可以成功地应用于具有液态金属冷却剂(LMC)的反应堆，特别是具有重液态金属冷却剂(HLMC)如铅铋共晶合金或铅的快中子反应堆。该方法的特征在于引起钢的塑性特性的不可接受的退化的快中子损伤剂量值(dpa)的确定。然后，在达到相应的反应堆能量产额值后，将冷却剂的流动方向从工作方向切换为反方向。然后，选择执行堆芯元件退火的时间段，然后通过控制功率水平来选择并提供退火模式下的温度，所述温度不低于允许在所选择的时间段内恢复堆芯下部区段的钢的塑性特性的温度。在预设的时间段过去时，退火模式结束并且冷却剂的流动方向从反方向切换为工作方向。还要求保护一种能实施所提出的方法的核反应堆。

Description

核反应堆堆芯退火方法和核反应堆
技术领域
本发明涉及核电行业领域，特别是用于恢复暴露于辐射的结构材料的浆体形成(塑性成形)特性的方法，并且该发明的实施将使得提高核反应堆(NR)的运行安全性。本发明可以成功地应用于液态金属冷却式(LMC)反应堆，特别是具有重液态金属冷却剂(HLMC)如铅-铋共晶合金、铅的快中子核反应堆。
背景技术
这些HLMC快中子反应堆的堆芯(燃料元件包壳、燃料棒格架)由在暴露于HLMC时处于高达650℃的温度下的耐腐蚀的铁素体马氏体钢(FMS)制成。然而，这种钢的众所周知的缺点之一是其在暴露于超过10原子平均离位数(dpa)的快中子损伤剂量时发生低温辐射脆化(LTRE)的趋势，而通过燃料循环的损伤剂量为约100dpa。低温辐射脆化效应在350-380℃以下的辐射温度下发生并且引起钢的浆体形成特性的损失，这种损失可能导致产品在轻微变形下的脆性破坏。这些破坏的概率在燃料再加注操作和堆芯中的燃料组件再布置——包括其最终的燃料卸载——期间升高。在具有重液态金属(铅和铋)冷却剂(HLMC)的船用反应堆的堆芯的运行期间观察到燃料棒包壳、吸收体棒包壳和由铁素体马氏体钢制成的下端盖的破坏。
因此，反应堆结构的脆化钢可能引起核反应堆的紧急关停。可以使用辐射缺陷的高温退火方法以便恢复钢的浆体形成特性，该方法包括将铁素体马氏体钢产品加热至高达约500℃的温度数小时。
已知一种用于燃料组件的暴露于辐射的外壳的退火的装置(苏联发明证书SU1023817)，其由填充有冷却剂的外壳、穿孔盖、外壳内的处理腔室以及入口管和出口管组成；所述管是不同的，因为处理腔室的设计包括在顶部和在底部互相连接的竖直开顶式通道，并且电加热器被安装在一通道中，接着，入口管位于处理腔室的上缘上方，而出口管位于加热器的上端上方。该技术方案允许防止核反应堆内的直接退火。
由于堆芯冷却剂加热在运行状态下为约150℃，并且平均HLMC温度为约500℃，所以堆芯的下部区段随着它流经“冷的”冷却剂而暴露于辐射脆化。
提出了一种用于具有铅-铋HLMC的船用反应堆的堆芯在它们的卸载之前退火的等温高温退火方法；该方法类似于用于借助于注射到HLMC流中的氢-气体混合物回收过量的一氧化铅的高温氢回收(HTHR)方法。使用排干的蒸汽发生器(SG)在300-320℃的HLMC温度下实施该方法，由于主回路的再循环泵的运行和堆芯的残留能量释放，所述HLMC温度与堆芯入口和出口处的温度相同。(B.F.Gromov Sposob ochistki vnutrenney poverkhnostistalnogo cirkulyacionnogo kontura s zhidkometallicheskim teplonositelem naosnove svintsa[填充有基于铅的液态金属冷却剂的钢再循环回路内表面的处理方法]；1996年8月6日提交的国际发明申请No.РСТ/RU96/00219，A.G.Karabash“Khimiko-spectralny analiz i osnovy khimicheskoy tekhnologii zhidkometallicheskogoteplonositelya evtekticheskogo splava svinets-vismut”[基于铅-铋共晶合金的液态金属冷却剂的化学光谱分析和工程化学原理]；“用于核技术的重金属液态冷却剂”(TZhMT-98)的会议记录，第2卷，第595页，Obninsk,1999,K.D.Ivanov,Yu.I.Orlov,P.N.Martynov；“Tekhnologiya svintsovo-vismutovogo teplonositelya na YaEU pervogo i vtorogopokoleniya”[用于第一代和第二代NPP的铅-铋冷却剂技术]；“用于核技术的重液态金属冷却剂”(TZhMT-2003)的会议报告册，Obninsk：俄罗斯国家科技中心：物理与电力工程研究所,2003)排干式SG的零热提取和HLMC的高消耗可以确保主回路在300-320℃下的等温模式。在HTHR模式结束时，系统切换为残留动力释放的提取模式：主回路的再循环泵关停(或它们的速度明显降低，这引起传递至HLMC的能量的减少)，并且SG被填充通过以与饱和温度对应并超过HLMC温度的压力从外部源向副回路供给蒸汽而产生的冷凝液。低水平的残留能量释放对于船用HLMC反应堆的运行模式而言是常见的，并且只要主回路的再循环泵停止，就会由于主回路的热损失而引起HLMC温度的快速下降。
由于不可能长时间关停该单元以便使它冷却并减少能量释放，所以在具有高装机容量利用系数(ICUF)和高水平的残留能量释放的动力NR中实施该模式将使得在如上所述的高温辐射缺陷退火法结束时难以再次转变为关停冷却模式，并且使得该模式是有潜在危险的。这与以下事实有关：在SG排干的状态下在500℃下转变为等温模式是一个动态过程，因为它通过超过主回路的热损失的残留能量释放的动力驱动，并且它要求尽快转变为关停冷却模式以防止堆芯过热。
发明内容
本发明的目的在于研发一种不存在所涉及领域的公知技术方案的缺点的堆芯退火方法。
本发明的实施将带来以下技术效果，特别是：
-高温辐射缺陷退火的增加的安全性和反应堆堆芯的钢、特别是铁素体马氏体钢区段的浆体形成特性的恢复；
-使辐射缺陷在高温下退火并且直接在核反应堆内恢复反应堆堆芯的钢、特别是马氏体铁素体钢区段的浆体形成特性的可能性；
-高温辐射缺陷退火和恢复反应堆堆芯的钢、特别是铁素体马氏体钢区段的浆体形成特性的较低成本；
-由于NR堆芯的钢、特别是铁素体马氏体钢制品在NR堆芯的燃料再加注之前的更好的浆体形成特性而降低了反应堆燃料再加注过程中的事故风险；
-恢复反应堆堆芯的钢区段的浆体形成特性并且在需要的情况下在运行过程中而不是在燃料再加注时段使辐射缺陷在高温下退火的可能性。
以下发明特征促成了以上列举的技术效果的实现。
所提出的堆芯退火方法适用于例如包括堆芯、至少一个蒸汽发生器(SG)和主回路的至少一个电动轴流式再循环泵的LMC核反应堆。
提出了一种核反应堆堆芯退火方法。该方法隐含着引起钢、特别是铁素体马氏体钢的浆体形成特性的不可接受的退化的快中子损伤剂量(dpa)的推定。然后，只要实现了反应堆的相应能量产额，就需要改变冷却剂流如LMC的方向，以将标准方向(自下至上)切换为反方向(自上至下)。此后，系统转变为退火模式，因为处于例如450℃(最低)的温度下的热冷却剂例如LMC流经包括由脆化钢制成的元件的堆芯的下部区段。然后，应当设定足以使反应堆堆芯元件退火并恢复堆芯下部区段的钢的浆体形成特性的退火模式的可接受的时间段。然后，应当设定等于或高于在预设时间段内恢复堆芯下部区段的钢的浆体形成特性所需的温度的温度。假如该温度过高或过低，则应当相应调节持久性并且应当重置温度。如果需要的话，应当通过控制反应堆功率水平和冷却剂消耗来在预设时间段内维持预设温度。在预设退火时间结束时，应当将冷却剂如LMC的流动方向从反方向(自上至下)切换为标准方向(自下至上)。
所提出的LMC核反应堆的设计包括堆芯、至少一个蒸汽发生器(SG)和主回路的至少一个电动轴流式再循环泵。此外，再循环泵的电驱动装置包括可以使得切换至再循环泵旋转的反方向并控制旋转频率的电源回路。
具体实施方式
我们提出了一种涉及堆芯的工程材料的高温辐射缺陷退火以便恢复钢在LMC和HLMC反应堆的环境(例如，共晶铅-铋合金、铅)下的浆体形成特性，包括在暴露于LMC时具有高达650℃的温度包络的耐腐蚀铁素体马氏体钢(FMS)。
所提出的核反应堆堆芯退火方法适用于配备有电动轴流式再循环冷却剂泵的LMC核反应堆。
当处于非等温模式和比较低的功率水平时，可以通过切换泵驱动装置的电源回路来改变泵旋转方向以便借助于轴流泵使反应堆堆芯在高温下退火。这改变了流经堆芯的冷却剂的方向。在这种情况下，蒸汽发生器下游的“冷的”冷却剂被供给到堆芯出口，处于450℃的温度下的热冷却剂与脆化的钢元件一起流经堆芯的下部区段。这引起钢的浆体形成特性的恢复。由于不需要排干SG以运行高温退火方法，残留的释放能量将在退火模式结束和反应堆关停时被去除。因此，该退火模式将是安全的。由于泵湿端的液压效率在泵沿反方向旋转时降低，所以相同泵转数(旋转频率)下的冷却剂消耗也将比在泵沿正确方向旋转的情况下低。这将以超过相对消耗量的相对功率支持退火模式，并将在较低的反应堆功率下——即在安全环境下——维持堆芯下部区段处的450℃的冷却剂温度。该偏离设计的模式不会缩短泵的寿命，因为它不会持续很久。

Claims (5)

1.一种适用于反应堆的核反应堆堆芯退火方法，所述反应堆至少包括堆芯、至少一个蒸汽发生器和主回路的至少一个电动轴流式再循环泵，其特征在于，所述方法推定引起钢的浆体形成特性的不可接受的退化的中子损伤剂量值；在相应的反应堆能量产额值下将冷却剂的流动方向从标准方向(自下至上)切换为反方向(自上至下)；开始使用热的冷却剂使堆芯下部区段的脆化钢元件退火，然后设定退火模式的可接受的时间段和足以在预设的时间段内恢复所述堆芯下部区段的钢的浆体形成特性的温度；假如温度过高或过低，则应当相应地设定所述时间段并且然后应当重置所述温度；然后应当控制反应堆功率以在所述预设的时间段内维持所述温度，并且在退火过程结束时，应当结束所述退火模式且应当将冷却剂的方向从反方向(自上至下)切换为标准方向(自下至上)。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，热的冷却剂在最低450℃的温度下流经所述堆芯下部区段。
3.根据权利要求1所述的方法，其中，需要控制所述退火模式下的冷却剂消耗以便在预设的时间段内维持预设的温度。
4.一种LMC核反应堆，包括堆芯、至少一个蒸汽发生器、主回路的至少一个电动轴流式再循环泵，所述再循环泵配备有电源回路以改变所述再循环泵的旋转方向。
5.根据权利要求4所述的反应堆的特征，其特征在于配备有能够控制旋转频率的电源回路的电动再循环泵。
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