CS197571B1 - Thermal insulation of primary circuits technological devices of atomic power station from austenitic steel - Google Patents
Thermal insulation of primary circuits technological devices of atomic power station from austenitic steel Download PDFInfo
- Publication number
- CS197571B1 CS197571B1 CS318677A CS318677A CS197571B1 CS 197571 B1 CS197571 B1 CS 197571B1 CS 318677 A CS318677 A CS 318677A CS 318677 A CS318677 A CS 318677A CS 197571 B1 CS197571 B1 CS 197571B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- insulating
- thermal insulation
- alkaline
- materials
- glass
- Prior art date
Links
- 238000009413 insulation Methods 0.000 title claims description 15
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 title claims description 10
- 239000010959 steel Substances 0.000 title claims description 10
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 claims description 16
- 229910052801 chlorine Inorganic materials 0.000 claims description 16
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 claims description 14
- -1 chlorine ions Chemical class 0.000 claims description 12
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 8
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims description 7
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 6
- 238000005336 cracking Methods 0.000 claims description 5
- 239000000835 fiber Substances 0.000 claims description 5
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims description 4
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 claims description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 claims description 3
- 239000003365 glass fiber Substances 0.000 claims description 3
- 239000012774 insulation material Substances 0.000 claims description 3
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims description 2
- ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N Chlorine atom Chemical compound [Cl] ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 4
- 239000004744 fabric Substances 0.000 claims 2
- BPQQTUXANYXVAA-UHFFFAOYSA-N Orthosilicate Chemical compound [O-][Si]([O-])([O-])[O-] BPQQTUXANYXVAA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000005385 borate glass Substances 0.000 claims 1
- 210000003298 dental enamel Anatomy 0.000 claims 1
- 239000000428 dust Substances 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims 1
- 239000002657 fibrous material Substances 0.000 claims 1
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 claims 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 claims 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 2
- 229920002748 Basalt fiber Polymers 0.000 description 1
- 239000003575 carbonaceous material Substances 0.000 description 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Glass Compositions (AREA)
Description
Československa SOCIALISTICKÁ REPUBLIKA POPIS VYNALEZU K AUTORSKÉMU OSVĚDČENÍ 197571 (11) (Bl) (22) Přihlášené 16 05 77(21) (PV 3186-77) (51) Int. Cl.3 C 04 B 43/02 (40) Zverejnené 31 08 79 ÚŘAD PRO VYNÁLEZY A OBJEVY (45) Vydané v listopadu 1S30 (75)
Autor vynálezu KOCANDA JOZEF ing., Šenkvice, FANČO JOZEFa ADAMOVIČ ANTON ing., Bratislava (54) Tepelná izolácia technologických zariadení primárných okruhovatomových elektrární z austenitických ocelí 1
Vynález rieši použitie vhodného tepelno-izolačného materiálu pre izolácie technolo-gických zariadení, ktoré sú vyrobené z au-stenitických nehrdzavejúcich ocelí. Vynálezsa týká tepelných izolácií primárných častíatomových elektrární. Výstavba atomových elektrární v oblastiizolácií prináša so sebou okrem iného najmapotřebu riešenia použitia vhodného tepelno--izolačného materiálu, ktorý musí vyhovovat'náročným podmienkam prevádzky atomo-vých elektrární a zabezpečenia ich bezpeč-nosti.
Jedná sa o také izolačně materiály, ktorémusia mať vysoká čistotu z hladiska obsahuiontov chlóru, radiačnú stálost, stálost vovlhkom a agresívnom prostředí a ostatněpožadované tepelno-technické vlastnosti izo-lačných materíálov.
Technologické zariadenia atomovýchelektrární sú z prevažnej časti konstruovanéz austenitických ocelí, ktoré sú velmi ná-chylné na prasknutie z napatia. K tomu móžeprísť, ak zariadenie pracuje za vyššíchteplót a ak sú přítomné ionty chlóru s vyššoukoncentráciou. U týchto zariadení podmienkavyšších teplót a stavu napatia je daná pre-vádzkovými parametrami pracovných médiív technologickom zariadení. Ionty chlórusa móžu koncentrovat na povrchu technolo- 2 gického izolovaného zariadenia v prípadoch,ak izolačný materiál obsahuje vo zvýšenejmiere ionty chlóru. V súčasnosti sa v oblasti tepelných izolá-cií pre technologické zariadenia rozličnéhocharakteru, konštruovaných z uhlíkatýchocelí, používajú najma vláknité tepelné izo-lačně materiály na báze minerálnych, skle-něných a čadičových vlákien. Tieto mate-riály sa vyznačujú malou tepelnou vodivos-tou, vyhovujúcou tepelnou odolnosťou, níz-kou objemovou váhou. Obsahujú však vysoképercento iontov chlóru až do 0,1 %.
Zvýšený obsah iontov chlóru u týchto ma-teriálov nie je na závadu pre-izolácie zaria-dení, ktoré sú z uhlíkatých materiálov, avšaksú nevyhovujúce pre izolácie technologic-kých zariadení z austenitických Ocelí a ne-možno ich použit pre daný účel. Problémpoužitia izolačných materiálov s velmi níz-kým obsahom nevzniká u tých atomovýchelektrární, ktorých technologické zariadeniasú konštruované z uhlíkatých ocelí, resp.z uhlíkatých ocelí sú len ich povrchy, ktorésa stýkajú s tepelnou izoláciou a z austeni-tických ocelí sú časti technologických zaria-dení zo strany pretekajúcich médií. Až vý-stavbou atómových elektrární, ktorých zaria-denia primárných okruhov sú v celom ichpriereze z austenitických ocelí, vznikol pro- 197571
Claims (1)
19 3 blém použitia vhodných izolačných materiá-lov najma z hradiska nízkého obsahu iontovchlóru. Praskanie z napatia izolovaných techno-logických zariadení primárných častí ato-mových elektrární, ktoré sú z austenitickýchocelí, z dóvodov zvýšeného obsahu iontovchlóru možno odstranit použitím tepelnejizolácie podlá předmětného vynálezu. Tentovynález rieši pre daný účel použitie tepelnejizolácie z izolačného vlákna z bezalkalickejboritej skloviny typu E, ktorá obsahuje mini-málny obsah iontov chlóru v rozmedzí0,001 % až 0,01 %. Přitom ako bezpečnostnáhranica maximálneho obsahu iontov chlóru,izolačného materiálu pre technologické zá-riadenia atomových elektrární je 0,02 %.Izolačně materiály použité na primárnýchčastiach otómových elektrární sú naviac vy-stavené rádioaktívnemu žiareniu s různouintenzitou. Z toho důvodu pre tepelné izolácie třebapoužit materiály, ktoré odolávajú i rádioak-tívnemu žiareniu a nemenia svoje vlastnostipočas celej životnosti otómovej elektrárně.Tepelno-izolačný materiál podlá vynálezunemení svoje fyzikálně mechanické vlast-nosti ani po ožiarení dávkou 500 kGy, čo zod-povedá intenzitě gama - žiarenia 2 Gy/hod.po dobu 30 rokov. Sklené vlákna z bezalkalickej boritejskloviny typu E sa doteraz používali len prefiltračně účely. Použitie daných vlákien prenovů oblast tepelných izolácií, to je techno-logických zariadení z austenitických ocelíprimárných častí atomových elektrární, boloumožněné na základe zistenia ich novýchvlastností a to velmi nízkého obsahu iontovchlóru a radiačnej stálosti podta predmetuvynálezu. Izolačný materiál podta vynálezu nepů-sobí korozívne na izolované technologickézariadenia a ani sám nepodlieha korozii vovlhkom a agresívnom prostředí. Využitím predmetu vynálezu sa odstráninebezpečenstvo praskania z napatia techno-logických zariadení, konstruovaných z auste- PREDMET Použitie sklených vlákien Nerofil z bez-alkalickej boritej skloviny typu E na tepelnéizolácie technologických zariadení primár- 71 4 nitických ocelí, v důsledku minimálnehoobsahu iontov chlóru v izolačnom materiál!pod hranicou 0,02 %, čím sa zvýši bezpeč-nost zariadení, čo je velmi důležité z htadis-ka chodu atómových elektrární. Použitímtepelno-izolačných materiálov podta vyná-lezu sa zabezpečí ich správná funkcia počascelej životnosti atómovej elektrárně, nakotkonemenia svoje fyzikálno-mechanické vlast-nosti ani pri ožiarení gama-lúčmi, ani vply-vom agresívneho a vlhkého prostredia. Materiál podta předmětného vynálezu jevyrábaný z domácích surovin. Izolačný vlák-nitý materiál podta vynálezu možno použitna. tepelné izolácie technologických zariade-ní vo formě voínej vaty, vypchávanej doprie-storu, ako i vo formě vopred vyrobených izo-lačných prefabrikátov. Takto zhotovené te-pelné izolácie sú vyrobené z čistej bezalka-lickej boritej skloviny typu E pod obchodnýmnázvom Nerofil. Příklad 1 Izolované miesta cirkulačných čerpadielatómovej elektrárně sú vytvořené z plecho-vého ochranného krytu, ktorý vymedzujevolný priestor. Tento priestor sa izoluje ták, že sa vypchávolnými vláknami Nerofil z bezalkalickejboritej skloviny typu E s obsahom iontovchlóru v rozmedzí 0,001 % až 0,01 %.Příklad 2 Na tepelné izolácie aparátov sa použijevopred vyrobený mákký izolačný matracz izolačných vlákien Nerofil z bezalkalickejboritej skloviny typu E s obsahom iontovchlóru v rozmedzí 0,001 % až 0,01 °/o, skle-nej tkaniny. Izolačný matrac je obalený zovšetkých stráň sklenou tkaninou, čo zabra-ňuje pri manipulácii a montáži prašnosti,znečisfovaniu prostredia a možnosti opatov-ného použitia po demontáži. Matrac má roz-měry dané tvarom izolovaného zariadeniaa má objemovú hmotnost cca 170 kg/m3. Natechnologické zariadenie sa zhotovený mat-rac upevní cyklopáskami v rozostupoch30 cm. Y N A L E Z U nych okruhov atomových elektrární z auste-nitických ocelí. 5 - mtz h 25 80 · 611
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS318677A CS197571B1 (en) | 1977-05-16 | 1977-05-16 | Thermal insulation of primary circuits technological devices of atomic power station from austenitic steel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS318677A CS197571B1 (en) | 1977-05-16 | 1977-05-16 | Thermal insulation of primary circuits technological devices of atomic power station from austenitic steel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS197571B1 true CS197571B1 (en) | 1980-05-30 |
Family
ID=5371216
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS318677A CS197571B1 (en) | 1977-05-16 | 1977-05-16 | Thermal insulation of primary circuits technological devices of atomic power station from austenitic steel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS197571B1 (cs) |
-
1977
- 1977-05-16 CS CS318677A patent/CS197571B1/cs unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Almousa et al. | Enhancing Radiation Shielding with Gadolinium (III) Oxide in Cerium (III) Fluoride‐Doped Silica Borate Glass | |
| CS197571B1 (en) | Thermal insulation of primary circuits technological devices of atomic power station from austenitic steel | |
| CN114611994B (zh) | 一种核电设备辐照剂量的评估方法和系统 | |
| Dubrovskij et al. | The effect of neutron irradiation on certain properties of refractory concretes | |
| Sallam et al. | The role of replacing CdO by Fe2O3 on the fast neutron removal cross sections in cd-Boro phosphate glass shield | |
| Virgil'ev et al. | Reactor graphite | |
| Sakr | Effect of high temperature or fire on heavy weight concrete properties used in nuclear facilities | |
| Saudi | Gamma ray irradiation effects on the mechanical and chemical properties of CuO–Bi2O3–SiO2 glasses | |
| Vohra | A perspective on the radiation protection problem and risk analysis for the nuclear era | |
| CN219778534U (zh) | 一种低中子通量探测器 | |
| Geldstein | Materials reliability in the back-end of the fuel cycle: Argentine experience | |
| Xueling et al. | Development and Experiment on High Temperature and Radiation Resistance Concrete Material for Spent Fuel Dry Storage | |
| Sunder et al. | Prediction of the oxidative dissolution rates of used nuclear fuel in a geological disposal vault due to the alpha radiolysis of water | |
| Plodinec et al. | Borosilicate glass as a matrix for the immobilization of Savannah River plant waste | |
| AT377379B (de) | Verfahren zur herstellung eines aufzutragenden, aufspritzbaren oder in formen gegossenen abschirmmaterials | |
| Alrowaily et al. | Correlation between composition and radiation shielding performance in neodymium-doped barium borate glasses | |
| Yahaya et al. | Photon and Neutron Shielding Competence of SnO2–Reinforced with 22Na2O–15B2O3–45P2O5–(18-x) K2O Bioactive Glasses. | |
| Ladygin | VB Dubrovskij, Sh. Sh. Ibragimov, A. Ya. Ladygin and BK Pergamenshchik | |
| Bamford et al. | Environmentally assisted crack-growth technology | |
| Adams et al. | Removal of radioiodine vapor from gases at elevated temperatures | |
| Ferreira et al. | 25 years of monitoring the Waste Management Center of the Almirante Alvaro Alberto Nuclear Power Station | |
| Garg et al. | Estimation of annual radiation dose received by some industrial workers | |
| Ackermann et al. | A comparison of radiation damage in MOS devices from cobalt-60 gamma rays and 4 to 22 MeV protons | |
| Tcherner et al. | Candu energy experience in condition assessment of nuclear safety related concrete structures | |
| Simon | Dangerous water |