RU2755018C1 - Method for conducting automated heat treatment of serpentinite concrete “dry protection” of a reactor of a nuclear power plant - Google Patents
Method for conducting automated heat treatment of serpentinite concrete “dry protection” of a reactor of a nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2755018C1 RU2755018C1 RU2021105480A RU2021105480A RU2755018C1 RU 2755018 C1 RU2755018 C1 RU 2755018C1 RU 2021105480 A RU2021105480 A RU 2021105480A RU 2021105480 A RU2021105480 A RU 2021105480A RU 2755018 C1 RU2755018 C1 RU 2755018C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- concrete
- temperature
- heating elements
- dry
- dry protection
- Prior art date
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B40/00—Processes, in general, for influencing or modifying the properties of mortars, concrete or artificial stone compositions, e.g. their setting or hardening ability
- C04B40/02—Selection of the hardening environment
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Toxicology (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Structural Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной технике и может быть применено при изготовлении «сухой защиты» атомной энергетической станции (АЭС), в частности, для сушки серпентинитового бетона «сухой защиты» реактора АЭС.The invention relates to nuclear technology and can be used in the manufacture of "dry shielding" of a nuclear power plant (NPP), in particular, for drying serpentinite concrete "dry shielding" of a nuclear power plant reactor.
Радиационная безопасность персонала АЭС и окружающей среды является ключевой проблемой, эффективное решение которой определяет само существование атомной энергетики.Radiation safety of NPP personnel and the environment is a key problem, the effective solution of which determines the very existence of nuclear power.
Основной элемент АЭС с реакторами водяного охлаждения, обеспечивающий безопасность персонала и окружающей среды, «сухая» радиационно-тепловая защита (С3). Она представляет собой самонесущую цилиндрическую конструкцию с металлически армированными стенками, заполненными радиационнозащитным бетоном с серпентинитовым заполнителем, внутри которой расположен ядерный реактор. СЗ предназначена для ослабления гамма-нейтронного излучения и снижения температурных нагрузок на несущие конструкции шахты реактора, а также обеспечения работы системы внекорпусного контроля его мощности.The main element of nuclear power plants with water-cooled reactors, ensuring the safety of personnel and the environment, "dry" radiation and thermal protection (C3). It is a self-supporting cylindrical structure with metal-reinforced walls filled with radiation-shielding concrete with serpentinite filler, inside which a nuclear reactor is located. SZ is designed to attenuate gamma-neutron radiation and reduce temperature loads on the supporting structures of the reactor shaft, as well as to ensure the operation of the off-vessel power control system.
Известно, что наиболее эффективным замедлителем электронов является водород, а самым водородсодержащим компонентом в бетоне - вода, химически связанная цементом или его заполнителями. В процессе гидратации в бетоне часть воды затворения связывается цементом, часть входит в состав гидросиликатов, часть остается в бетоне в адсорбционном и капиллярном виде. Химически связанная компонентами цемента вода удаляется при нагревании до температуры, превышающей 100°С. При нагревании бетона до температуры 300…400°С процесс дегидратации резко ускоряется. Однако адсорбционно и капиллярно связанная вода, которая также участвует в ослаблении нейтронных потоков, удаляется из бетона даже при нагревании до незначительных температур, возникающих в процессе эксплуатации СЗ. Уменьшение содержания воды в бетоне приводит к ухудшению его защитных свойств. Поэтому в СЗ необходимо применять бетоны, цементы и заполнители которых способны химически связывать наибольшее количество воды. It is known that the most effective electron moderator is hydrogen, and the most hydrogen-containing component in concrete is water chemically bonded with cement or its fillers. In the process of hydration in concrete, part of the mixing water is bound by cement, part is included in the composition of hydrosilicates, part remains in concrete in adsorption and capillary form. Water chemically bound by the components of the cement is removed by heating to a temperature exceeding 100 ° C. When concrete is heated to a temperature of 300 ... 400 ° C, the dehydration process is sharply accelerated. However, adsorptive and capillary bound water, which also participates in the weakening of neutron fluxes, is removed from the concrete even when heated to insignificant temperatures that arise during the operation of the SZ. A decrease in the water content in concrete leads to a deterioration in its protective properties. Therefore, in the SZ it is necessary to use concretes, cements and aggregates of which are capable of chemically binding the greatest amount of water.
Несмотря на то, что серпентинитовый бетон успешно применяется в биологической защите объектов ядерной энергетики, в настоящее время возник ряд задач по повышению технологичности создания СЗ ядерных реакторов АЭС и улучшению их защитных свойств. Прежде всего это касается наиболее дорогостоящей и ответственной операции монтажа СЗ - термообработки радиационно-защитного бетона. С одной стороны, для технологичности укладки бетона требуется достаточное количество воды затворения, но ее удаление связано с большими энергетическими и временными затратами, а также с риском ухудшения прочностных свойств СЗ. С другой стороны, снижение количества воды затворения приведет к нарушению технологичности укладки бетона и, как отмечалось выше, снижению защитных свойств СЗ.Despite the fact that serpentinite concrete is successfully used in the biological protection of nuclear power facilities, a number of tasks have arisen at present to improve the manufacturability of creating SZ nuclear reactors for nuclear power plants and to improve their protective properties. First of all, this concerns the most expensive and important operation of the installation of the SZ - heat treatment of radiation-shielding concrete. On the one hand, a sufficient amount of mixing water is required for the manufacturability of concrete placement, but its removal is associated with high energy and time costs, as well as the risk of deterioration of the strength properties of the HF. On the other hand, a decrease in the amount of mixing water will lead to a violation of the manufacturability of concrete placement and, as noted above, a decrease in the protective properties of the SZ.
Из уровня техники известен способ термической обработки серпентинитового бетона СЗ реактора атомной энергетической установки, раскрытый в патенте CN 110219462, опубликованном 10.09.2019. Способ включает в себя шаги на которых: а) в корпус СЗ помещают термопары и нагревательные элементы так чтобы они не касались корпуса; б) заливают серпентинитовым бетоном форму с термопарами и нагревательными элементами в два этапа, поскольку корпус состоит из двух частей – верхней и нижней; на первом этапе заливают нижнюю часть, после её отверждения устанавливают верхнюю часть корпуса и затем заливают ее; в) после заливки бетон сушат встроенными нагревательными элементами, представляющими собой отдельные стержни с одновременным контролем температуры при помощи термопар; г) затем бетон охлаждают.A method of heat treatment of serpentinite concrete from the NW reactor of a nuclear power plant is known from the prior art, disclosed in patent CN 110219462, published 09/10/2019. The method includes the steps at which: a) thermocouples and heating elements are placed in the SZ case so that they do not touch the case; b) the form with thermocouples and heating elements is poured with serpentinite concrete in two stages, since the body consists of two parts - upper and lower; at the first stage, the lower part is poured, after it has cured, the upper part of the body is installed and then it is poured; c) after pouring, the concrete is dried with built-in heating elements, which are separate rods with simultaneous temperature control using thermocouples; d) then the concrete is cooled.
Недостатки известного способа следующие:The disadvantages of this known method are as follows:
- температура нагревательных элементов равномерно распределена по всей их длине, что приводит к увеличению парообразования в верхней части «сухой защиты» и, как следствие, к растрескиванию бетона «сухой защиты»;- the temperature of the heating elements is evenly distributed along their entire length, which leads to an increase in vaporization in the upper part of the "dry protection" and, as a result, to cracking of the concrete of the "dry protection";
- нагревательные элементы заливаются бетоном, т.е. они становятся неотделимой частью СЗ реактора; это приводит к отсутствию возможности заменить нагревательные элементы в случае поломки, что, в свою очередь, может привести к неравномерности сушки бетона «сухой защиты» и его растрескиванию;- the heating elements are filled with concrete, i.e. they become an inseparable part of the reactor core; this leads to the inability to replace the heating elements in the event of a breakdown, which, in turn, can lead to uneven drying of the "dry protection" concrete and its cracking;
- термопары размещены редко, поэтому невозможен полноценный контроль температуры по всему объему бетона.- thermocouples are rarely placed, therefore it is impossible to fully control the temperature over the entire volume of concrete.
Техническая проблема, на решение которой направлена настоящее изобретение, заключается в устранении недостатков аналога и сохранении надежности и безопасности «сухой защиты» АЭС после термической обработки. The technical problem to be solved by the present invention consists in eliminating the disadvantages of the analogue and maintaining the reliability and safety of the "dry protection" of the nuclear power plant after heat treatment.
Технический результат, достигаемый при использовании заявленного изобретения, заключается в повышении равномерности распределения и плавности температурного воздействия на бетон «сухой защиты» АЭС с одновременным повышением контролируемости температурного воздействия. Также способ расширяет арсенал способов термической обработки серпентинитового бетона «сухой защиты» АЭС.The technical result achieved by using the claimed invention is to increase the uniformity of distribution and smoothness of the temperature effect on the concrete "dry protection" of the nuclear power plant with a simultaneous increase in the controllability of the temperature effect. Also, the method expands the arsenal of methods for heat treatment of serpentinite concrete "dry protection" of nuclear power plants.
Техническая проблема решается, а технический результат достигается за счет того, что способ проведения термической обработки серпентинитового бетона «сухой защиты» реактора атомной энергетической станции (АЭС) включает этапы, на которых: укладывают серпентинитовый бетон «сухой защиты» реактора АЭС с одновременным формированием технологических отверстий, выполненных с возможностью установки в них нагревательных элементов и датчиков температуры; размещают в трубных проходках нагревательные элементы и датчики температуры; увеличивают температуру бетона «сухой защиты» реактора АЭС посредством нагревательных элементов, при этом нагрев бетона чередуется с выдержкой при постоянном значении температуры; плавно расхолаживают бетон «сухой защиты» реактора АЭС при отключенных нагревательных элементах, при этом изменение температуры бетона контролируется посредством указанных датчиков температуры, а нагревательные элементы выполнены различной длины, причем средняя плотность размещения нагревательных элементов в верхней части «сухой защиты» выше, чем в средней части «сухой защиты», а в средней части «сухой защиты» выше чем в нижней части «сухой защиты».The technical problem is solved, and the technical result is achieved due to the fact that the method of heat treatment of serpentinite concrete "dry shielding" of the reactor of a nuclear power plant (NPP) includes the stages at which: the serpentinite concrete of the "dry shielding" of the NPP reactor is laid with the simultaneous formation of technological holes , made with the possibility of installing heating elements and temperature sensors in them; placing heating elements and temperature sensors in pipe penetrations; the temperature of the concrete of the "dry shielding" of the NPP reactor is increased by means of heating elements, while heating of the concrete alternates with holding at a constant temperature; smoothly cool down the concrete of the "dry shield" of the NPP reactor with the heating elements turned off, while the change in the concrete temperature is controlled by the indicated temperature sensors, and the heating elements are made of different lengths, and the average density of the heating elements in the upper part of the "dry shield" is higher than in the average part of the "dry protection", and in the middle part of the "dry protection" is higher than in the lower part of the "dry protection".
Техническая проблема решается, а технический результат достигается также в следующих частных вариантах реализации способа.The technical problem is solved, and the technical result is also achieved in the following particular embodiments of the method.
После этапа расхолаживания нагревательные элементы могут быть удалены из технологических отверстий.After the cooldown step, the heating elements can be removed from the process openings.
Этап увеличения температуры бетона может включать в себя подэтапы, на которых: отверждают бетон при температуре окружающей среды не менее 15°С в течение 72 часов; плавно увеличивают температуру бетона до 110±10°С; выдерживают бетон при температуре 110±10°С в течение 72 часов; плавно увеличивают температуру бетона до 150±25°С; выдерживают бетон при температуре 150±25°С в течение 72 часов; плавно увеличивают температуру бетона до 220±20°С; выдерживают бетон при температуре 220±20°С в течение 48 часов. При этом скорость плавного увеличения температуры бетона не превышает 10°С/ч.The stage of increasing the temperature of concrete may include substages, in which: concrete is cured at an ambient temperature of at least 15 ° C for 72 hours; gradually increase the temperature of concrete up to 110 ± 10 ° С; withstand concrete at a temperature of 110 ± 10 ° C for 72 hours; gradually increase the concrete temperature up to 150 ± 25 ° С; withstand concrete at a temperature of 150 ± 25 ° C for 72 hours; gradually increase the concrete temperature up to 220 ± 20 ° С; withstand concrete at a temperature of 220 ± 20 ° C for 48 hours. In this case, the rate of a smooth increase in concrete temperature does not exceed 10 ° C / h.
Контроль, изменение и поддержание температуры может осуществляться в автоматическом режиме.Control, change and maintenance of temperature can be carried out in automatic mode.
В качестве нагревательных элементов могут применяться трубчатые электронагреватели (ТЭН).Tubular electric heaters (TEN) can be used as heating elements.
Технологические отверстия формируют равномерно по всему периметру «сухой защиты» АЭС, а нагревательные элементы и датчики температуры распределяют равномерно по всему периметру «сухой защиты» АЭС.Technological holes are formed evenly along the entire perimeter of the NPP "dry shield", and heating elements and temperature sensors are distributed evenly along the entire NPP "dry shield" perimeter.
Датчики температуры могут размещаться в три уровня: в верхней, в средней и в нижней частях «сухой защиты» АЭС.Temperature sensors can be placed in three levels: in the upper, in the middle and in the lower parts of the "dry protection" of the NPP.
Применение в способе термической обработки нагревательных элементов различной длины, распределенных по всему объему «сухой защиты» АЭС с различной средней плотностью по высоте обеспечивает равномерность распределения по вертикали нагрева бетона, а, следовательно, обеспечивает равномерность осушения бетона и снижает вероятность образования трещин. Формирование технологических отверстий для установки в них нагревательных элементов и датчиков температуры обеспечивает однородность структуры серпентинитового бетона, что также сказывается на улучшении его прочностных характеристик. Кроме того, наличие технологических отверстий позволяет осуществлять замену повреждённых датчиков и нагревательных элементов, что позволяет повысить равномерность распределения температурного воздействия и его контроля. The use of heating elements of various lengths in the method of heat treatment, distributed throughout the entire volume of "dry shielding" of a nuclear power plant with different average density along the height, ensures uniform distribution of concrete heating along the vertical, and, therefore, ensures uniform drainage of concrete and reduces the likelihood of cracking. The formation of technological holes for installing heating elements and temperature sensors in them ensures the homogeneity of the structure of serpentinite concrete, which also affects the improvement of its strength characteristics. In addition, the presence of technological holes makes it possible to replace damaged sensors and heating elements, which makes it possible to increase the uniformity of the distribution of the temperature effect and its control.
Как известно, практически любой материал с низкой плотностью при резком повышении температуры подвержен процессу образования микротрещин. К таким материалам, в частности, относится серпентинитовый бетон. Поскольку, на начальной стадии бетон содержит большое количество влаги, то при резком увеличении температуры происходит избыточное парообразование внутри бетона и этот пар приводит к образованию трещин, т.е. серпинтираванный бетон при резком повышении температуры сушки подвержен трещинообразованию. Многоступенчатое увеличение температуры бетона в виде чередования нагрева и продолжительной выдержки при постоянном значении температуры позволяет избежать трещинообразования из-за слишком резкого изменения температуры, As you know, almost any material with a low density with a sharp increase in temperature is subject to the process of microcracking. Such materials, in particular, include serpentinite concrete. Since, at the initial stage, concrete contains a large amount of moisture, then with a sharp increase in temperature, excessive vaporization occurs inside the concrete and this vapor leads to the formation of cracks, i.e. Serpinated concrete with a sharp increase in drying temperature is prone to cracking. A multistage increase in the temperature of concrete in the form of alternating heating and prolonged exposure at a constant temperature value avoids cracking due to too sharp temperature changes,
Предложенное размещение нагревательных элементов обеспечивает равномерное распределение нагрева как в вертикальном, так и горизонтальном направлении, что исключает локальное повышение температуры в какой-либо из частей «сухой защиты». Размещение датчиков температуры равномерно по всему объему бетона позволяет проводить высокоточный контроль температурной нагрузки на бетон и своевременно вносить корректировки при возникновении необходимости. Заявленный способ может быть автоматизирован, что так же повысит контролируемость процесса сушки и быстроту реакции на нарушения режима термической обработки «сухой защиты» АЭС.The proposed placement of the heating elements ensures a uniform distribution of heating both in the vertical and horizontal directions, which excludes a local increase in temperature in any part of the "dry protection". Placing temperature sensors evenly throughout the entire volume of concrete allows for high-precision control of the temperature load on concrete and makes timely adjustments if necessary. The claimed method can be automated, which will also increase the controllability of the drying process and the speed of reaction to violations of the regime of heat treatment of the "dry protection" of the nuclear power plant.
Таким образом, заявленный способ обеспечивает равномерность распределения и плавность температурного воздействия на бетон «сухой защиты» АЭС с одновременным повышением контролируемости температурного воздействия, а следовательно, позволяет сохранить надежность и безопасность «сухой защиты» АЭС на высоком уровне.Thus, the claimed method ensures the uniformity of distribution and smoothness of the temperature effect on the concrete of the "dry shielding" of the NPP with a simultaneous increase in the controllability of the temperature effect, and therefore allows maintaining the reliability and safety of the "dry shielding" of the NPP at a high level.
Предложенный способ проведения термической обработки серпентинитового бетона «сухой защиты» реактора АЭС работает следующим образом. В полости несущей конструкции «сухой защиты» реактора АЭС укладывают серпентинитовый бетон. Одновременно с укладкой бетона в нём формируются технологические отверстия для установки в них нагревательных элементов и датчиков температуры. Формирование может осуществляться, например, посредством трубных проходок. Кроме того, технологические отверстия формируют равномерно по всему периметру «сухой защиты» АЭС. В полученных технологических отверстиях равномерно по всему периметру «сухой защиты» АЭС размещают нагревательные элементы и датчики температуры. Предпочтительно, в качестве нагревательных элементов применяются трубчатые электронагреватели (ТЭН). Нагревательные элементы выполнены различной длины и размещаются так, чтобы средняя плотность размещения нагревательных элементов в верхней части «сухой защиты» была выше, чем в средней части «сухой защиты», а в средней части «сухой защиты» была выше чем в нижней части «сухой защиты». Датчики температуры размещают в три уровня: в верхней, в средней и в нижней частях «сухой защиты» АЭС, для обеспечения равномерной сети контроля температуры. Затем начинают непосредственно процесс сушки, увеличивают температуру бетона «сухой защиты» реактора АЭС посредством нагревательных элементов, при этом нагрев бетона чередуется с выдержкой при постоянном значении температуры. Предпочтительно, увеличение температуры бетона включает в себя следующие подэтапы, на которых: The proposed method for heat treatment of serpentinite concrete "dry shielding" of a nuclear power plant reactor works as follows. Serpentinite concrete is laid in the cavity of the supporting structure of the "dry shield" of the NPP reactor. Simultaneously with the laying of concrete, technological holes are formed in it for the installation of heating elements and temperature sensors in them. Formation can be carried out, for example, by means of pipe penetrations. In addition, technological holes are formed evenly along the entire perimeter of the "dry protection" of the NPP. Heating elements and temperature sensors are placed in the obtained technological holes evenly along the entire perimeter of the "dry protection" of the NPP. Preferably, tubular electric heaters (TEN) are used as heating elements. The heating elements are made of different lengths and are placed so that the average density of the heating elements in the upper part of the "dry protection" is higher than in the middle part of the "dry protection", and in the middle part of the "dry protection" is higher than in the lower part of the "dry protection" protection ". Temperature sensors are placed in three levels: in the upper, in the middle and in the lower parts of the "dry protection" of the NPP, to ensure a uniform temperature control network. Then the drying process is started directly, the temperature of the concrete of the "dry shielding" of the nuclear power plant reactor is increased by means of heating elements, while heating of the concrete alternates with holding at a constant temperature value. Preferably, increasing the temperature of the concrete includes the following sub-steps, in which:
- отверждают бетон при температуре окружающей среды не менее 15°С в течение 72 часов;- concrete is cured at an ambient temperature of at least 15 ° C for 72 hours;
- плавно увеличивают температуру бетона до 110±10°С;- gradually increase the concrete temperature up to 110 ± 10 ° С;
- выдерживают бетон при температуре 110±10°С в течение 72 часов;- the concrete is kept at a temperature of 110 ± 10 ° С for 72 hours;
- плавно увеличивают температуру бетона до 150±25°С;- gradually increase the concrete temperature up to 150 ± 25 ° С;
- выдерживают бетон при температуре 150±25°С в течение 72 часов;- the concrete is kept at a temperature of 150 ± 25 ° C for 72 hours;
- плавно увеличивают температуру бетона до 220±20°С;- gradually increase the concrete temperature up to 220 ± 20 ° С;
- выдерживают бетон при температуре 220±20°С в течение 48 часов. - the concrete is kept at a temperature of 220 ± 20 ° С for 48 hours.
При этом скорость плавного увеличения температуры бетона не должна превышать 10°С/ч.In this case, the rate of a smooth increase in the temperature of concrete should not exceed 10 ° C / h.
Приведённые временные и температурные характеристики основаны на общеизвестной и доступной информации о составе и характеристиках серпентинитового бетона (см., например, RU 2194316 C2 или RU 2529031 C2).The given time and temperature characteristics are based on generally known and available information on the composition and characteristics of serpentinite concrete (see, for example, RU 2194316 C2 or RU 2529031 C2).
Далее плавно расхолаживают бетон «сухой защиты» реактора АЭС при отключенных нагревательных элементах. Во время всего процесса сушки изменения температуры бетона контролируются посредством указанных датчиков температуры. По завершению процесса нагревательные элементы удаляют из технологических отверстий.Next, the concrete of the "dry shielding" of the NPP reactor is smoothly cooled with the heating elements turned off. During the entire drying process, changes in concrete temperature are monitored by means of the indicated temperature sensors. Upon completion of the process, the heating elements are removed from the technological holes.
Предпочтительно, контроль, изменение и поддержание температуры осуществляется в автоматическом режиме.Preferably, the control, change and maintenance of the temperature is carried out automatically.
Claims (21)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021105480A RU2755018C1 (en) | 2021-03-03 | 2021-03-03 | Method for conducting automated heat treatment of serpentinite concrete “dry protection” of a reactor of a nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021105480A RU2755018C1 (en) | 2021-03-03 | 2021-03-03 | Method for conducting automated heat treatment of serpentinite concrete “dry protection” of a reactor of a nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2755018C1 true RU2755018C1 (en) | 2021-09-09 |
Family
ID=77669986
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021105480A RU2755018C1 (en) | 2021-03-03 | 2021-03-03 | Method for conducting automated heat treatment of serpentinite concrete “dry protection” of a reactor of a nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2755018C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DD248038A3 (en) * | 1984-08-27 | 1987-07-29 | Bauakademie Ddr | REUSABLE MASS FOR DRY BIOLOGICAL PROTECTION IN THE REACTOR CHEST AND METHOD OF INTRODUCING |
| RU2529031C2 (en) * | 2012-12-28 | 2014-09-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный строительный университет" (МГСУ) | Radiation-proof concrete composition |
| CN104599729A (en) * | 2014-12-26 | 2015-05-06 | 中国核工业二三建设有限公司 | Method for dry protection of reactor core of dry reactor |
| CN110219462A (en) * | 2019-04-22 | 2019-09-10 | 中国核工业华兴建设有限公司 | A kind of dry protective device serpentine concrete pour and its furnace drying method |
-
2021
- 2021-03-03 RU RU2021105480A patent/RU2755018C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DD248038A3 (en) * | 1984-08-27 | 1987-07-29 | Bauakademie Ddr | REUSABLE MASS FOR DRY BIOLOGICAL PROTECTION IN THE REACTOR CHEST AND METHOD OF INTRODUCING |
| RU2529031C2 (en) * | 2012-12-28 | 2014-09-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный строительный университет" (МГСУ) | Radiation-proof concrete composition |
| CN104599729A (en) * | 2014-12-26 | 2015-05-06 | 中国核工业二三建设有限公司 | Method for dry protection of reactor core of dry reactor |
| CN110219462A (en) * | 2019-04-22 | 2019-09-10 | 中国核工业华兴建设有限公司 | A kind of dry protective device serpentine concrete pour and its furnace drying method |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6047559B2 (en) | Spent nuclear fuel enclosing method and device | |
| RU2755018C1 (en) | Method for conducting automated heat treatment of serpentinite concrete “dry protection” of a reactor of a nuclear power plant | |
| Tanaka et al. | Restructuring and redistribution of actinides in Am-MOX fuel during the first 24 h of irradiation | |
| Ustabaş et al. | Transition coefficients between compressive strengths of samples with different shape and size in mass concrete and use of weight maturity method in dam construction | |
| Semenov et al. | Thermal cracking resistance in massive concrete structures in the winter building period | |
| Medvedev et al. | Thermal conductivity and acid dissolution behavior of MgO–ZrO2 ceramics for use in LWR inert matrix fuel | |
| KR20090092021A (en) | Control method a crack of mass concrete | |
| DE3534422A1 (en) | LOW PERFORMANCE CORE REACTOR IN THE CAVER OF A CYLINDRICAL PRESSURE VESSEL | |
| Hughes et al. | The diffusion of water in concrete at temperatures between 50 and 95 C | |
| CN104599729B (en) | A method of for the dry protection of dry reaction heap reactor core | |
| CN110219462B (en) | Method for pouring and drying serpentine concrete for dry protection device | |
| Yadav et al. | Experimental investigations on out-of-pile single rod test using fuel simulator and assessment of FRAPTRAN 2.0 ballooning model | |
| Hugo | Evaluation of the Fukushima Daiichi Unit 4 Spent Fuel Pool | |
| Zhu et al. | The fuel building radiation environment of 1000MW PWR during severe accident | |
| Boček | Creep rupture at monotonous stress and temperature ramp loading: II. Application to zircaloy | |
| Rani et al. | Influence of moderate temperatures on mechanical properties of FBR vault concrete | |
| Peksen et al. | 3D Multiscale-Multiphysics SOFC Modelling Status at the Institute of Electrochemical Process Engineering, FZ Jülich | |
| Rupp et al. | Delayed Ettringite Formation Thermal Management in Cement Grout for Long-Lived Intermediate-Level Radioactive Waste Conditioning | |
| Oxfall | Climatic conditions inside nuclear reactor containments: Evaluation of moisture condition in the concrete within reactor containments and interaction with the ambient compartments | |
| Noumowe et al. | Study of High Strength Concretes at Raised Temperature up to200º C: Thermal Gradient and Mechanical Behaviour | |
| Basuki et al. | Thermal power calibration of TRIGA 2000 research reactor | |
| JP7139197B2 (en) | Concrete durability improvement method | |
| KR101852687B1 (en) | Aggregate Modified with Radiation Shielding Material and Methods for Manufacture and Uses Thereof | |
| Suqin | Exploring the causes and repair measures of early cracks in prefabricated bridges | |
| RU2277730C1 (en) | High-temperature uranium-graphite reactor core |