EA201650108A1 - Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор - Google Patents

Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор

Info

Publication number
EA201650108A1
EA201650108A1 EA201650108A EA201650108A EA201650108A1 EA 201650108 A1 EA201650108 A1 EA 201650108A1 EA 201650108 A EA201650108 A EA 201650108A EA 201650108 A EA201650108 A EA 201650108A EA 201650108 A1 EA201650108 A1 EA 201650108A1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
nuclear
coolant
nuclear reactor
annealing
select
Prior art date
Application number
EA201650108A
Other languages
English (en)
Other versions
EA034959B1 (ru
Inventor
Георгий Ильич ТОШИНСКИЙ
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Publication of EA201650108A1 publication Critical patent/EA201650108A1/ru
Publication of EA034959B1 publication Critical patent/EA034959B1/ru

Links

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C21—METALLURGY OF IRON
    • C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
    • C21D1/00—General methods or devices for heat treatment, e.g. annealing, hardening, quenching or tempering
    • C21D1/26—Methods of annealing
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C21—METALLURGY OF IRON
    • C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
    • C21D6/00—Heat treatment of ferrous alloys
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/36—Control circuits
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/04—Pumping arrangements
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C21—METALLURGY OF IRON
    • C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
    • C21D2211/00—Microstructure comprising significant phases
    • C21D2211/005—Ferrite
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C21—METALLURGY OF IRON
    • C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
    • C21D2211/00—Microstructure comprising significant phases
    • C21D2211/008—Martensite
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C21—METALLURGY OF IRON
    • C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
    • C21D2221/00—Treating localised areas of an article
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Cleaning By Liquid Or Steam (AREA)
  • Cleaning And De-Greasing Of Metallic Materials By Chemical Methods (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, и его реализация повышает безопасность эксплуатации ядерных реакторов (ЯР). Изобретение может быть успешно использовано в ЯР с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ), в частности в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ), например, эвтектический сплав свинец-висмут, свинец. Способ характеризуется тем, что определяют значение повреждающей дозы быстрых нейтронов (число сна), вызывающее недопустимое снижение пластических свойств стали. Затем, при достижении соответствующего значения энерговыработки реактора, осуществляют изменение направления движения теплоносителя с рабочего на обратное. Далее выбирают время, в течение которого будет осуществляться отжиг элементов активной зоны, после чего выбирают и обеспечивают в режиме отжига за счет регулирования уровня мощности температуру не ниже такой, при которой обеспечивается восстановление пластических свойств стали в нижней части активной зоны за выбранное время. После истечения выбранного времени режим отжига завершают и осуществляют изменение направления движения теплоносителя с обратного на рабочее. Заявлен также ядерный реактор, позволяющий осуществить предлагаемый способ.
EA201650108A 2014-12-30 2015-12-01 Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор EA034959B1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014153831/07A RU2596163C2 (ru) 2014-12-30 2014-12-30 Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор
PCT/RU2015/000838 WO2016108730A1 (ru) 2014-12-30 2015-12-01 Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор

Publications (2)

Publication Number Publication Date
EA201650108A1 true EA201650108A1 (ru) 2017-06-30
EA034959B1 EA034959B1 (ru) 2020-04-10

Family

ID=56284740

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA201650108A EA034959B1 (ru) 2014-12-30 2015-12-01 Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор

Country Status (12)

Country Link
US (1) US20170330641A1 (ru)
EP (1) EP3241917A4 (ru)
JP (1) JP2018501488A (ru)
KR (1) KR20170107998A (ru)
CN (1) CN107406901A (ru)
BR (1) BR112017014383A2 (ru)
CA (1) CA2972003A1 (ru)
EA (1) EA034959B1 (ru)
RU (1) RU2596163C2 (ru)
UA (1) UA121125C2 (ru)
WO (1) WO2016108730A1 (ru)
ZA (1) ZA201705143B (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2756230C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
CN114752749B (zh) * 2022-04-18 2023-02-28 西安交通大学 一种提高包壳材料在快中子辐照环境中耐受能力的方法

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3568781A (en) * 1966-09-29 1971-03-09 John W E Campbell Method of operating liquid metal cooled nuclear reactor
US5025129A (en) * 1989-06-19 1991-06-18 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Reactor vessel annealing system
US5264056A (en) * 1992-02-05 1993-11-23 Electric Power Research Institute, Inc. Method and apparatus for annealing nuclear reactor pressure vessels
US6160863A (en) * 1998-07-01 2000-12-12 Ce Nuclear Power Llc Variable speed pump for use in nuclear reactor
RU2215794C1 (ru) * 2002-03-26 2003-11-10 Общество с ограниченной ответственностью "Восстановление" Способ восстановительной термической обработки изделий из жаростойких хромоникелевых сталей
US8721810B2 (en) * 2008-09-18 2014-05-13 The Invention Science Fund I, Llc System and method for annealing nuclear fission reactor materials
US8529713B2 (en) * 2008-09-18 2013-09-10 The Invention Science Fund I, Llc System and method for annealing nuclear fission reactor materials
RU2396361C1 (ru) * 2009-10-02 2010-08-10 Федеральное Государственное учреждение "Российский научный центр "Курчатовский институт" (РНЦ "Курчатовский институт") Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000
RU120275U1 (ru) * 2012-03-28 2012-09-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Also Published As

Publication number Publication date
WO2016108730A1 (ru) 2016-07-07
JP2018501488A (ja) 2018-01-18
KR20170107998A (ko) 2017-09-26
RU2596163C2 (ru) 2016-08-27
BR112017014383A2 (pt) 2018-03-20
US20170330641A1 (en) 2017-11-16
ZA201705143B (en) 2019-07-31
RU2014153831A (ru) 2016-07-20
CA2972003A1 (en) 2016-07-07
EA034959B1 (ru) 2020-04-10
UA121125C2 (ru) 2020-04-10
EP3241917A1 (en) 2017-11-08
EP3241917A4 (en) 2018-07-18
CN107406901A (zh) 2017-11-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
MX2018013288A (es) Reactor nuclear de combustible fundido con refrigerante reflectante de nuetron.
MX2017008725A (es) Sales de combustible nuclear fundidas y sistemas y metodos relacionados.
GB2544243A (en) Reactivity control in a molten salt reactor
EA201650108A1 (ru) Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор
Kalchenko et al. Prediction of void swelling in the baffle ring of WWER-1000 reactors for service life of 30–60 years
ZA202000528B (en) Method of establishing natural circulation of a liquid metal coolant in a fast neutron reactor
EA201650111A1 (ru) Диагностика свинцово-висмутового теплоносителя быстрого реактора
CN105489259A (zh) 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法
EA201650112A1 (ru) Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку
HUE050454T2 (hu) Hajtószerkezet nukleáris reaktor szabályzó elnyelõközegéhez, valamint kapcsolódó felügyeleti eljárás és nukleáris reaktor
Boafo et al. Assessing the effect of fuel burnup on control rod worth for HEU and LEU cores of GHARR-1
RU2014112921A (ru) Тепловыделяющая сборка
Golubeva et al. Application of calculational-analytical approach EDB GIDROPRESS in justification of increasing the control period of primary circuit WWER reactor unit equipment and pipeline metal
Wang et al. Direct laser acceleration of electrons in a strong azimuthal magnetic field
Mosby et al. Spectral unfolding of fast neutron energy distributions
Choi et al. Methodology and Verification of Neutron Transport Code STREAM for Analysis of Innovative Reactor Core Design
MY179473A (en) Method for long-term storage of waste nuclear fuel
Kharchenko et al. FPGA platform-based NPP I&C systems: Case study of diversity assessment and selection
Qiao et al. A Feasibility Study of Repairing the AP1000 Reactor Coolant Pump
Gu et al. Preliminary Research on Equipment Accessibility of Nuclear Power Plant
Keefer et al. Testing the Validity of an Antineutrino Anomaly with High Precision Beta Spectra
Chen SuperCDMS SNOLAB Experiment and Active Neutron Veto
RU2016144537A (ru) Способ изменения реактивности в ядерных установках на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами
Gao et al. A comparison between probabilistic and deterministic fracture mechanics assessments of the structural integrity of a reactor pressure vessel subjected to a pressurized thermal shock transient
Mesquita de Medeiros Search for Dark Photons with the SeaQuest Spectrometer

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s)

Designated state(s): AZ KG TJ TM RU

TC4A Change in name of a patent proprietor in a eurasian patent