RU2128865C1 - Tank for melting nuclear reactor core materials - Google Patents

Tank for melting nuclear reactor core materials Download PDF

Info

Publication number
RU2128865C1
RU2128865C1 RU97104215A RU97104215A RU2128865C1 RU 2128865 C1 RU2128865 C1 RU 2128865C1 RU 97104215 A RU97104215 A RU 97104215A RU 97104215 A RU97104215 A RU 97104215A RU 2128865 C1 RU2128865 C1 RU 2128865C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
tank
tungsten
layer
melt
melting
Prior art date
Application number
RU97104215A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU97104215A (en
Inventor
И.Ф. Исаев
Б.Л. Гершман
С.С. Абалин
Original Assignee
Российский научный центр "Курчатовский институт"
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 Российский научный центр "Курчатовский институт" filed Critical Российский научный центр "Курчатовский институт"
Priority to RU97104215A priority Critical patent/RU2128865C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU97104215A publication Critical patent/RU97104215A/en
Publication of RU2128865C1 publication Critical patent/RU2128865C1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Crucibles And Fluidized-Bed Furnaces (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: tank may be used as crucible for melting corium samples and holding melt in the course of experiments simulating severe accidents of various reactors such as pressurized-water ones. Safety coating on inner surface of graphite vessel of tank is proposed to be made of external tungsten layer and internal tantalum layer. External tungsten layer prevents ingress of tank wall material to melt and internal tantalum layer protects external layer against destruction due to reaction between tungsten and carbon of graphite vessel at high operating temperature of reactor wall. EFFECT: improved operating safety of nuclear reactors. 1 dwg, 1 ex

Description

Изобретение относится к ядерной технике и связано с проблемой повышения безопасности работы ядерных реакторов, например ВВЭР. Резервуар может быть использован в качестве тигля индукционной печи для расплавления вещества активной зоны ядерного реактора (кориума) и удержания расплава для излучения его свойства в экспериментах, модулирующих тяжелые аварии реактора. The invention relates to nuclear engineering and is associated with the problem of improving the safety of nuclear reactors, for example VVER. The tank can be used as a crucible of an induction furnace to melt the substance of the active zone of a nuclear reactor (corium) and hold the melt to radiate its properties in experiments modulating severe reactor accidents.

Известен резервуар, выполненный целиком из тугоплавкого металла, используемый в качестве испарителя в камере вакуумного напыления тонких пленок (А. С. N 208408, МПК C 23 C 14/26, 1968). A well-known tank made entirely of refractory metal, used as an evaporator in the vacuum deposition chamber of thin films (A. C. N 208408, IPC C 23 C 14/26, 1968).

Недостатком резервуара из тугоплавкого металла (в частности, из вольфрама) является его высокая стоимость и сложность изготовления, что особенно проявляется в случае, когда резервуар должен быть достаточно массивным, для того чтобы вмещать десятки и сотни килограммов рабочего вещества. The disadvantage of a tank made of refractory metal (in particular, tungsten) is its high cost and manufacturing complexity, which is especially evident when the tank must be massive enough to contain tens and hundreds of kilograms of working substance.

Известен резервуар из графита, внутренняя поверхность которого выполнена из тугоплакого материала, используемый в качестве термического испарителя вакуумных установок (А.С. N 485175, МПК C 23 C 14/26, 1975). A known reservoir of graphite, the inner surface of which is made of a refractory material, used as a thermal evaporator of vacuum installations (A.S. N 485175, IPC C 23 C 14/26, 1975).

Недостатком резервуара из графита с покрытием на внутренней поверхности, выполненным из тугоплавкого материала, является трудность выбора материала покрытия стойкого одновременно к расплавляемому веществу и к графиту при температуре более 2500oC.The disadvantage of the reservoir of graphite coated on the inner surface, made of refractory material, is the difficulty of choosing a coating material that is resistant both to the molten substance and to graphite at a temperature of more than 2500 o C.

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание резервуара для плавки материалов активной зоны ядерного реактора, в котором отсутствует попадание в расплав вещества из стенки резервуара, приводящее к изменению состава и свойств кориума. The problem to which the claimed invention is directed is to create a tank for melting materials of the active zone of a nuclear reactor, in which there is no substance entering the melt from the tank wall, leading to a change in the composition and properties of the corium.

Для решения поставленной задачи предлагается резервуар для плавки материалов активной зоны ядерного реактора, представляющий собой емкость из графита и имеющий защитное покрытие на внутренней поверхности, выполненное в виде наружного слоя из вольфрама и внутреннего слоя из тантала. Выполнение емкости резервуара из графита позволяет использовать индукционный нагрев для плавки. To solve this problem, a tank for melting materials in the core of a nuclear reactor is proposed, which is a graphite tank and has a protective coating on the inner surface, made in the form of an outer layer of tungsten and an inner layer of tantalum. The implementation of the tank capacity of graphite allows the use of induction heating for melting.

Выполнение наружного слоя покрытия из вольфрама исключает попадание в расплав веществ из покрытия резервуара. При этом выполнение внутреннего слоя покрытия из тантала обеспечивает защиту наружного слоя от разрушения в результате взаимодействия вольфрама с углеродом графитовой емкости при высокой рабочей температуре стенки резервуара. The implementation of the outer coating layer of tungsten eliminates the ingress of substances into the melt from the coating of the tank. In this case, the implementation of the inner layer of the tantalum coating provides protection of the outer layer from destruction as a result of the interaction of tungsten with carbon of graphite capacity at a high working temperature of the tank wall.

На чертеже показано сечение резервуара. Стенка резервуара образована емкостью из графита - 1 и защитным покрытием - 2. Покрытие - 2 состоит из наружного слоя из вольфрама - 3 и внутреннего слоя из тантала - 4. The drawing shows a cross section of the tank. The wall of the tank is formed by a capacity of graphite - 1 and a protective coating - 2. Coating - 2 consists of an outer layer of tungsten - 3 and an inner layer of tantalum - 4.

Наружный слой покрытия резервуара из тугоплавкого и химически стойкого к расплаву вольфрама (Tпл = 3490oC) исключает попадание в расплав веществ из покрытия резервуара.The outer layer of the coating of the tank of refractory and chemically resistant to melt tungsten (T PL = 3490 o C) eliminates the ingress of substances from the coating of the tank into the melt.

Внутренний слой покрытия из тантала защищает наружный слой от разрушения в результате взаимодействия вольфрама с углеродом графитовой емкости, так как при контакте углерод быстро диффундирует в вольфрам (при температуре 2320oC и времени контакта 45 мин происходит насыщение углеродом прутка вольфрама диаметром 5 мм (Взаимодействие углерода с тугоплавкими металлами. М. : Металлургия, 1974 г) и, растворяясь в нем, не только понижает температуру плавления раствора до 2710oC, но и недопустимо снижает прочность материала и соответственно изделия.The inner layer of the tantalum coating protects the outer layer from destruction as a result of the interaction of tungsten with carbon of graphite capacity, since upon contact the carbon quickly diffuses into tungsten (at a temperature of 2320 o C and a contact time of 45 min, carbon is saturated with a tungsten rod with a diameter of 5 mm (Carbon interaction with refractory metals. M.: Metallurgy, 1974) and, dissolving in it, not only lowers the melting point of the solution to 2710 o C, but also unacceptably reduces the strength of the material and, accordingly, the product.

Благодаря тому, что коэффициент диффузии углерода в тантал на порядок меньше коэффициента диффузии в вольфрам, науглероживание внутреннего слоя покрытия происходит достаточно медленно (углерод диффундируя в тантал понижает температуру плавления твердого раствора до 2830oC (Ниобий и тантал. М.: Металлургия, 1990 г).Due to the fact that the diffusion coefficient of carbon in tantalum is an order of magnitude lower than the diffusion coefficient in tungsten, carburization of the inner layer of the coating occurs rather slowly (diffusing carbon into tantalum lowers the melting temperature of the solid solution to 2830 o C (Niobium and tantalum. M .: Metallurgy, 1990 )

Кроме того, после насыщения танталового слоя углеродом, дальнейшая диффузия углерода из него в вольфрамовый слой замедляется, что объясняется, по-видимому, термодинамическими условиями на границе тантал-вольфрам (система тантал-вольфрам выше линии солидуса образует твердый раствор с температурой плавления выше температуры плавления тантала (Tпл = 3014oC) (Заликман А.Н., Никитина Л.С. Вольфрам. М.: Металлургия, 1978 г).In addition, after saturation of the tantalum layer with carbon, further diffusion of carbon from it into the tungsten layer slows down, which is apparently explained by the thermodynamic conditions at the tantalum-tungsten interface (the tantalum-tungsten system forms a solid solution with a melting point above the melting point above the solidus line tantalum (T pl = 3014 o C) (Zalikman A.N., Nikitina L.S. Wolfram. M.: Metallurgy, 1978).

Поэтому предлагаемый резервуар способен выдерживать температуру стенки 2800oC в течение времени, достаточном для плавления и удержания в ходе экспериментов кориума ядерного реактора типа ВВЭР, имеющего состав: UO2 (70-80%), Zr (0-5%), ZrO2 (остальное).Therefore, the proposed tank is able to withstand a wall temperature of 2800 o C for a time sufficient to melt and hold during the experiments of the corium of a WWER-type nuclear reactor having the composition: UO 2 (70-80%), Zr (0-5%), ZrO 2 (rest).

Температура плавления кориума такого состава в зависимости от степени окисления в нем циркония находится в диапазоне от 2350 до 2550oC. Запас по температуре позволяет проводить плавку образцов кориума большой массы (сотни килограмм) в печи с индукционном нагревом, когда трудно обеспечить изотермический нагрев.The melting temperature of a corium of this composition, depending on the oxidation state of zirconium in it, is in the range from 2350 to 2550 o C. The temperature reserve allows melting large corium samples (hundreds of kilograms) in an induction heating furnace when it is difficult to provide isothermal heating.

Пример. Example.

Для испытания был изготовлен резервуар, выполненный в виде цилиндрического сегмента с внутренними размерами: радиус - 410 мм, ширина - 116 мм. Емкость резервуара была сделана из графита марки ГМЗ, слои покрытия - из листового вольфрама (чистота 99,9%) и листового тантала (чистота 99,9%). Толщина стенки графитовой емкости составляла 50 мм, толщина наружного слоя покрытия из вольфрама - 2 мм, толщина внутреннего слоя покрытия из тантала - 3 мм. For testing, a tank was made in the form of a cylindrical segment with internal dimensions: radius - 410 mm, width - 116 mm. The tank capacity was made of GMZ graphite, and the coating layers were made of tungsten sheet (99.9% purity) and tantalum sheet (99.9% purity). The wall thickness of the graphite capacitance was 50 mm, the thickness of the outer layer of tungsten coating was 2 mm, and the thickness of the inner layer of tantalum coating was 3 mm.

Резервуар с шихтой состава UO2 (82%), Zr (13%), ZrO2 (5%) массой 200 кг. Помещался в индукционную печь с нагревателями из графита и атмосферой из инертного аргона.A tank with a mixture of UO 2 (82%), Zr (13%), ZrO 2 (5%) weighing 200 kg. It was placed in an induction furnace with graphite heaters and an inert argon atmosphere.

Плавление кориума при нагревании стенки резервуара до температуры 2800oC и последующее удержание расплава в течение трех часов показало работоспособность и надежность предлагаемого резервуара.The melting of corium when heating the wall of the tank to a temperature of 2800 o C and subsequent retention of the melt for three hours showed the efficiency and reliability of the proposed tank.

Claims (1)

Резервуар для плавки материалов активной зоны ядерного реактора, представляющий собой емкость из графита и имеющий защитное покрытие на внутренней поверхности, выполненное в виде наружного слоя из вольфрама и внутреннего слоя из тантала. A tank for melting materials in the core of a nuclear reactor, which is a container of graphite and having a protective coating on the inner surface, made in the form of an outer layer of tungsten and an inner layer of tantalum.
RU97104215A 1997-03-19 1997-03-19 Tank for melting nuclear reactor core materials RU2128865C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97104215A RU2128865C1 (en) 1997-03-19 1997-03-19 Tank for melting nuclear reactor core materials

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97104215A RU2128865C1 (en) 1997-03-19 1997-03-19 Tank for melting nuclear reactor core materials

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU97104215A RU97104215A (en) 1999-04-10
RU2128865C1 true RU2128865C1 (en) 1999-04-10

Family

ID=20190920

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97104215A RU2128865C1 (en) 1997-03-19 1997-03-19 Tank for melting nuclear reactor core materials

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2128865C1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FI92355C (en) Nuclear fuel element and method for handling a nuclear fuel composite cladding tank
KR100274767B1 (en) Corrosion resistance zirconium liner for nuclear fuel rod cladding
EP0169067A2 (en) Methods of making self-supporting ceramic materials
NO750407L (en)
US6058155A (en) Corrosion and hydride resistant Nuclear fuel rod
US2813073A (en) Neutron reactor fuel element utilizing zirconium-base alloys
KR20180103847A (en) Cladding for fuel rod for light water reactor
US4065352A (en) Nuclear fuel element
US4159891A (en) Crucible
JPS6119951B2 (en)
Zheng et al. Chemical interactions between pre-oxidized Zircaloy-4 and 304 stainless steel-B4C melt at 1300° C
US4200460A (en) Alloys for gettering moisture and reactive gases
KR910003286B1 (en) Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance
US3425826A (en) Purification of vanadium and columbium (niobium)
RU2128865C1 (en) Tank for melting nuclear reactor core materials
SE462307B (en) Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium alloy cladding
US4097402A (en) Nuclear fuel assembly and process
JPS63284490A (en) Fuel element for pressurized water type reactor
US3359176A (en) Ceramic fuel element for a gas-cooled nuclear reactor including a metallic fuel container provided with an oxidation resistant coating
Lippmann et al. Investigation of the use of ceramic materials in innovative light water reactor–fuel rod concepts
US3664865A (en) Graphite impregnated with bismuth-nickel alloy
US4049250A (en) Crucible
US3985551A (en) Process for removing carbon from uranium
US3049481A (en) Non-corrosive reactor fuel system
Tripler Jr et al. Further studies of sintered refractory uranium compounds