RU33827U1 - Nuclear reactor vessel - Google Patents

Nuclear reactor vessel Download PDF

Info

Publication number
RU33827U1
RU33827U1 RU2003119246/20U RU2003119246U RU33827U1 RU 33827 U1 RU33827 U1 RU 33827U1 RU 2003119246/20 U RU2003119246/20 U RU 2003119246/20U RU 2003119246 U RU2003119246 U RU 2003119246U RU 33827 U1 RU33827 U1 RU 33827U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor vessel
reactor
nuclear reactor
titanium
vessel
Prior art date
Application number
RU2003119246/20U
Other languages
Russian (ru)
Inventor
И.В. Горынин
В.В. Рыбин
С.С. Ушков
Г.П. Карзов
И.А. Счастливая
О.А. Кожевников
Original Assignee
Государственное унитарное предприятие Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей"
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 Государственное унитарное предприятие Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" filed Critical Государственное унитарное предприятие Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей"
Priority to RU2003119246/20U priority Critical patent/RU33827U1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU33827U1 publication Critical patent/RU33827U1/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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Корпус ядерного реактора, выполненный в виде сварной конструкции, состоящей из обечайки патрубковой зоны, обечайки активной зоны и днища, отличающийся тем, что все элементы конструкции выполнены из сплава на основе титана со сваркой для однородных материалов в отношении присоединяемых к корпусу элементов.A nuclear reactor vessel made in the form of a welded structure consisting of a shell of a branch pipe zone, a shell of a core and a bottom, characterized in that all structural elements are made of titanium-based alloy with welding for homogeneous materials in relation to the elements attached to the body.

Description

Полезная модель относится к ядерной технике, в частности, к конструктивным элементам резервуаров высокого давления, и может быть использована нри изготовлении корпуса ядерного энергетического реактора водо-водяного типа (ВВЭР) для атомных электростанций, передвижных ядерных энергетических установок.The utility model relates to nuclear engineering, in particular, to the structural elements of high pressure tanks, and can be used for the manufacture of the body of a nuclear power reactor of water-water type (WWER) for nuclear power plants, mobile nuclear power plants.

Полезная модель также может найти применение при создании корпусных реакторов малой мощности с водным теплоносителем для транспортных (судовых) энергоустановок. Предпосылками для этого являются небольшие габариты энергетических установок, их простота и надежность, а также большой опыт эксплуатации.The utility model can also find application in the creation of low-power vessel reactors with a water coolant for transport (ship) power plants. The prerequisites for this are the small dimensions of power plants, their simplicity and reliability, as well as extensive operational experience.

Актуальность полезной модели заключается в ремонтопригодности и возможности утилизации корпусов реакторов водо-водяного типа стационарных и транспортных АЭУ, отработавших свой срок.The relevance of the utility model consists in maintainability and the possibility of disposal of the reactor vessels of the water-water type of stationary and transport nuclear power plants that have worked out their life.

Конструктивным исполнением ВВЭР, в котором вода служит одновременно и замедлителем, и теплоносителем, является корпусной вариант, когда вся активная зона размещена в едином, прочном корпусе, рассчитанном на давление 10,0 - 20,0 МПа, исключающем объемное кипение воды при энергетически приемлемых значениях ее температуры (270-320°С).The VVER design, in which water serves both as a moderator and a coolant, is a case variant, when the entire active zone is placed in a single, robust case, designed for a pressure of 10.0 - 20.0 MPa, excluding volumetric boiling of water at energetically acceptable values its temperature (270-320 ° C).

Корпус - один из наиболее важных и ответственных элементов конструкции ВВЭР. Его габариты и физико-механические свойства материалов влияют на мощность реактора, основные параметры теплоносителя первого контура (температуру и давление), обеспечивают возможность надежной эксплуатации реакторной установки и АЭС в целом в течение длительного срока (30-40 лет). Герметичный объем, создаваемый корпусом и крышкой, совместно с другим оборудованием первого контура, является, кроме того, важнейпшм элементом радиационной безопасности окружающей среды, а при использовании для судовых энергоустановок, элементом обеспечения радиационной безопасности экипажа.The casing is one of the most important and critical elements of the VVER design. Its dimensions and physicomechanical properties of materials affect the reactor power, the main parameters of the primary coolant (temperature and pressure), provide the possibility of reliable operation of the reactor installation and nuclear power plant as a whole for a long period (30-40 years). The sealed volume created by the hull and the lid, together with other equipment of the primary circuit, is, in addition, an essential element of the radiation safety of the environment, and when used for marine power plants, an element of ensuring the radiation safety of the crew.

В процессе эксплуатации корпус ВВЭР, постоянно находиться в поле нейтронного излучения активной зоны, что приводит к деградации физикомеханических свойств металла, из которого изготовлен корпус. Корпус подвергается действию периодически меняюпщхся нагрузок, связанных с колебаниями температуры и давления теплоносителя при нормальной эксплуатации, плановых остановках для перегрузки топлива и тому подобных ситуациях.During operation, the VVER case is constantly located in the neutron radiation field of the core, which leads to the degradation of the physicomechanical properties of the metal of which the case is made. The housing is subjected to periodically varying loads associated with fluctuations in the temperature and pressure of the coolant during normal operation, scheduled stops for refueling and the like.

Следует также иметь в виду, что практически возможен лишь ограниченный, периодический (при остановках реактора) контроль за текущим состоянием корпуса, в особенности его внутренней поверхности. Огромным препятствием для выполнения текущего контроля и утилизации после окончания срока службы является высокий уровень наведенной активности материала корпусов реакторов и, особенно, аустенитнойIt should also be borne in mind that only limited, periodic (during reactor shutdowns) monitoring of the current state of the vessel, especially its inner surface, is practically possible. A huge obstacle to performing routine monitoring and disposal after the end of its service life is the high level of induced activity of the material of the reactor vessels and, especially, austenitic

антикоррозионной наплавки. Вследствие указанных причин к материалуanticorrosive surfacing. Due to these reasons to the material

корпуса и к его конструкции предъявляются значительно более жесткие требования по сравнению с сосудами высокого давления, используемыми в других областях техники.the housing and its design are subject to much more stringent requirements compared to pressure vessels used in other areas of technology.

По условиям заводского изготовления и эксплуатации материал корпуса должен иметь высокую прочность, быть радиационно- и коррозийностойким, пластичным, технологичным при сварке.According to the conditions of factory manufacturing and operation, the body material must have high strength, be radiation- and corrosion-resistant, ductile, and technological in welding.

Коррозийная стойкость обеспечивается наплавкой нержавеющей стали аустенитного класса. В практике отечественного реакторостроения для изготовления корпуса используют стали: 15Х2ЕОМФА-А, 15Х2В2ФА-А (см. Технические условия ТУ 108.765-78 «Заготовки из стали марок 15Х2НМФА и 15X2EQVIOA-A для корпусов и крышек и других узлов реакторных установок, лист 6, табл. 2, зарегистрированы в Госстандарте 01.08.1978 г. под №1855521).Corrosion resistance is ensured by surfacing of austenitic stainless steel. In the practice of domestic reactor engineering, the steel used for the manufacture of the vessel is: 15X2EOMFA-A, 15X2V2FA-A (see Technical Specifications TU 108.765-78 “Billets from steel of the grades 15X2NMFA and 15X2EQVIOA-A for the hulls and covers and other components of the reactor plants, sheet 6, table 6. . 2, registered in Gosstandart 08/01/1978 under No. 1855521).

Эти материалы обладают достаточной радиационной стойкостью, хорошо свариваются и при соответствующем подборе водного режима коррозионно устойчивы.These materials have sufficient radiation resistance, are well welded and, with the appropriate selection of the water regime, are corrosion resistant.

Однако, основным недостатком этих сталей является высокая активируемость в поле нейтронного излучения за счет ядерных реакций на Fe, Ni, Mo, Со, Си, Nb и других элементах с образованием долгоживущих радиоактивных изотопов, являющихся источником жесткого у-излучения. Это делает чрезвычайно трудоемким проведение ремонтных работ, создаетHowever, the main drawback of these steels is the high activatability in the neutron radiation field due to nuclear reactions to Fe, Ni, Mo, Co, Cu, Nb and other elements with the formation of long-lived radioactive isotopes that are a source of hard γ-radiation. This makes repair work extremely difficult, creates

Труднопреодолимые проблемы при захоронении и утилизации отработавшего свой срок крупногабаритного оборудования.Intractable problems in the disposal and disposal of bulky equipment that has expired.

Известен корпус ядерного реактора с водным теплоносителем, выполненный из конструкционного материала и внутреннего защитного слоя в виде никель-фосфорного покрытия (см. авторское свидетельство СССР № 880146 от 18.06.1980 г., МПК G21C13/08, Чабак А.Ф., дата публикации 20.06.1999г.).A well-known nuclear reactor vessel with a water coolant made of structural material and an inner protective layer in the form of a nickel-phosphorus coating (see USSR author's certificate No. 880146 of 06/18/1980, IPC G21C13 / 08, Chabak A.F., publication date 06/20/1999).

Выполнение корпуса ядерного реактора с защитным слоем из никельфосфорного покрытия повышает эксплуатационную надежность корпуса за счет повышения его коррозионной стойкости.The implementation of the nuclear reactor vessel with a protective layer of Nickel-phosphorus coating increases the operational reliability of the vessel by increasing its corrosion resistance.

Однако, основным недостатком никель-фосфорного покрытия является высокая активируемость в поле нейтронного излучения с образованием долгоживуших изотопов и радионуклидов с высокой энергией у-излучения. Это в свою очередь повышает радиационную опасность и дозовые нагрузки на обслуживающий персонал при ремонте и демонтаже отработавшего реакторного оборудования.However, the main disadvantage of the nickel-phosphorus coating is its high activability in the neutron radiation field with the formation of long-lived isotopes and radionuclides with high y-radiation energy. This, in turn, increases the radiation hazard and dose loads on maintenance personnel during the repair and dismantling of spent reactor equipment.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к заявляемому решению является корпус ядерного реактора, состояший из обечаек патрубковой зоны, обечаек активной зоны и днища, соединенных между собой сваркой (см. Баландин Ю.Ф. и др., «Конструкционные материалы АЭС, -М.: Энергоатомиздат, 1984 г., стр. 137).The closest in technical essence and the achieved result to the claimed solution is a nuclear reactor vessel, consisting of nozzle zone shells, core and bottom shells connected by welding (see Balandin Yu.F. et al., "Construction materials of nuclear power plants, - M .: Energoatomizdat, 1984, p. 137).

наплавкой. Указанная сталь имеет высокие показатели механических свойств в исходном состоянии.surfacing. The specified steel has high mechanical properties in the initial state.

Однако, в результате нейтронного облучения сталь этой марки обладает высоким уровнем наведенной радиоактивности и низким спадом ее после нейтронной экспозиции, а вследствие накопления радиационной повреждаемости - пониженным уровнем механических свойств.However, as a result of neutron irradiation, steel of this brand has a high level of induced radioactivity and a low decline after neutron exposure, and due to the accumulation of radiation damage, it has a reduced level of mechanical properties.

Анализ известных аналогов показывает, что все они имеют общие недостатки: высокую активируемость конструкционных материалов на основе железа, используемых для изготовления корпусов ядерных реакторов, в поле нейтронного облучения, а также низкий спад наведенной активности. Это затрудняет работы по продлению ресурса оборудования и требует значительных затрат при захоронении оборудования после окончания срока эксплуатации.An analysis of known analogues shows that they all have common shortcomings: the high activability of iron-based structural materials used for the manufacture of nuclear reactor vessels in the field of neutron irradiation, as well as a low decrease in induced activity. This makes it difficult to extend the life of the equipment and requires significant costs for the disposal of equipment after the end of its life.

Технической задачей полезной модели является создание корпуса моноблочного ядерного реактора из малоактивируемого конструкционного материала, в котором размещены активная зона, опорные конструкции регулирующих стержней, парогенератор, основные элементы которых выполнены из титановых сплавов.The technical task of the utility model is to create a monoblock nuclear reactor vessel from a low-activated structural material in which the active zone, supporting structures of control rods, and a steam generator are located, the main elements of which are made of titanium alloys.

Рещение данной задачи обеспечивает достижение нового технического результата, заключающегося в отказе от использования высокоактивируемой антикоррозионной наплавки на корпус реактора, исключении резбопаяных соединений титановой трубной системы парогенератора с элементами стального корпуса. Все это обеспечит чистоту первого контура энергоблока от продуктов коррозии Fe, Сг, Ni.H, кшс следствие, увеличит скорость спадаThe solution of this problem ensures the achievement of a new technical result, consisting in the rejection of the use of highly activated anticorrosive surfacing on the reactor vessel, the exclusion of the brazed joints of the titanium pipe system of the steam generator with the elements of the steel vessel. All this will ensure the cleanliness of the primary circuit of the power unit from corrosion products Fe, Cr, Ni.H, and, therefore, increase the decline rate

наведенной активности в 5-6 раз до малозаметной величины 10 Бр/кг.induced activity 5-6 times to a subtle value of 10 Br / kg

Указанный технически результат достигается тем, что в корпусе ядерного реактора, выполненном в виде свиной конструкции, состоящей из обечайки патрубковой зоны, обечадиси активной зоны и днища, согласно полезной модели, все элементы конструкции выполнены из сплава на основе титана с применением ч;шрки для однорощ ых материалов в отношении присоединяемых к корпусу элементов.The technical result indicated is achieved by the fact that in a nuclear reactor vessel made in the form of a pork structure consisting of a shell of a pipe zone, a core of an active zone and a bottom, according to a utility model, all structural elements are made of an alloy based on titanium using h; materials in relation to the elements connected to the housing.

Наличие отличительных прнздЕаков, а именно, выполнение элементов свиной конструкции из сплава на основе титана., а также проведение сварки для однородных матфиалов в отнопкжии тфисоединяемых патрубков свидетельствует о соответствии заявляемого технического решения критерию патентоспособности «новизна.The presence of distinctive PrEcDeacs, namely, the performance of elements of a pork structure made of an alloy based on titanium., As well as the welding for homogeneous materials in the presence of connected joints, indicates the conformity of the claimed technical solution with the patentability criterion of “novelty.

На фиг. 1 представлен корпус ядерного реактора, продольный разрез (изображение корпуса реакте)а показано схематично, условно), на фиг. 2 представлен график шада активности сидава на основе титана после облучения нейтронным потоком.In FIG. 1 shows a nuclear reactor vessel, a longitudinal section (image of a reactor vessel) and shown schematically, conditionally), in FIG. Figure 2 shows a graph of the decay of titanium-based sidava activity after neutron flux irradiation.

Корпус ядерного реактора обечайку патрубковой зоны 1, обечайку активной зоны 2 и даннце 3. адерного реактора выполнен в виде вертикального циякн ического с эллиптическим Д1шщем 3. Цилиндрическая часть корпуса состоит из це.ньноковшюй обечайки 2. Далее вверх расположена зона патрубков 1. Вход и выход теплоносителя размещен выше активной зоны, что нозвояяет вышмшитъ обечайку активной зоны 2The nuclear reactor shell is surrounded by a pipe of zone 1, the ring of the core 2 and bottom 3. The nuclear reactor is made in the form of a vertical reactor with an elliptical Д1шш 3. The cylindrical part of the vessel consists of a continuous shell 2. Further up is the zone of pipes 1. Entrance and exit the coolant is located above the active zone, which allows to increase the size of the core of the active zone 2

более прочной, без патрубков и отверспет. С целью днище 3 корпуса реактора выполнено эллиптичесюил, штампованным, без сварных щвов.more durable, without pipes and openings. With the aim of the bottom 3 of the reactor vessel is made elliptical, stamped, without welds.

Корпус реактора содержит минимальное количество швов в соответствии с выбегом технологии и расчетом массгабаришых характеристик слитков для изготовления конструкции.The reactor vessel contains a minimum number of welds in accordance with the stick out technology and the calculation of the mass-dimensional characteristics of the ingots for the manufacture of the structure.

К внутренней пов хности верхней части патрубковой зоны 1 кольцо, которое служит опорой для внутрикорпусных устройств реактора (на чертеже не показшю). Верхняя часть корпуса выполнена в виде цельнокованого фланца с отверстиями для шпилек, на которых : креплена крышка корпуса. Крышка корпуса также изготовлена из сплава на основе титана.To the inner surface of the upper part of the nozzle zone 1, a ring that serves as a support for the reactor internals (not shown in the drawing). The upper part of the body is made in the form of a solid forged flange with holes for studs, on which: the body cover is attached. The housing cover is also made of titanium-based alloy.

Корпус ядерного реактора малой мощности представл шый на фиг. 1 имеет внутренний диаметр Двн. 1445мм., диаметр Днар. 1645мм, высота корпуса с днищем 3 составляет 3362 мм, вес обечайки патрубковой зоны 1 равен 11,5 т., вес обечшнси активной зоны 2 равен 8,5 т.The low power reactor vessel shown in FIG. 1 has an inner diameter of dvn. 1445mm., Diameter Dnars. 1645 mm, the height of the casing with the bottom 3 is 3362 mm, the weight of the shell of the pipe zone 1 is 11.5 tons, the weight of the shell of the active zone 2 is 8.5 tons.

После изготовления элетиентов конструк1щи щюводят их механическз о обработку с подготовкой iqpoMOK под . Затем выполняют свиные кольцевые швы для форм1фова1шя решст)а. После чего производят приварку присоединяемых к корпусу эдементов реактора. Затем выполняют механическую обработку по внутреннему и н ужному диаметру корпуса до нужных размеров. В заключении щюводят монтаж спецоснастки и испытание на внутреннее давление. Изготовление данной полезной модели промышленным способом неAfter the manufacture of the elements, the designers bring them to mechanical processing with the preparation of iqpoMOK under. Then, pork annular seams are made for the mold; a. Then they weld the edements of the reactor attached to the vessel. Then, machining is carried out according to the inner and outer diameter of the housing to the desired dimensions. In conclusion, mounting special equipment and testing for internal pressure. The manufacture of this utility model in an industrial way is not

вызывает затруднений, предполагает использование освоенных материалов и стандартного оборудования, что свидетельствует о соответствии заявляемого технического решения критерию патентоспособности «промышленная применимость.causes difficulties, involves the use of developed materials and standard equipment, which indicates the compliance of the proposed technical solution with the patentability criterion of "industrial applicability.

Указанный выше аналог корпуса ядерного реактора, изготовленный из стали марки 15Х2МФА по расчету спада активности после облучения в условиях, характерных для реактора типа ВВЭР-1000, при флюенсе Н/см значительно уступает сплаву на основе титана после выдержке более 10 лет (см. фиг. 2).The aforementioned analogue of the nuclear reactor vessel made of steel grade 15Kh2MFA for calculating the decrease in activity after irradiation under conditions typical of a VVER-1000 reactor at a fluence of N / cm is significantly inferior to the titanium-based alloy after holding for more than 10 years (see Fig. 2).

Характерной особенностью сплава на основе титана является наличие длительного инкубационного периода радиационной стойкости. Существенные изменения механических свойств сплава на основе титана в результате нейтронного облучения при температуре 250°С начинаются после флюенсаЮ Н/смA characteristic feature of the titanium-based alloy is the presence of a long incubation period of radiation resistance. Significant changes in the mechanical properties of a titanium-based alloy as a result of neutron irradiation at a temperature of 250 ° C begin after fluence N / cm

Благодаря сохранению высокой пластичности после нейтронного облучения, низкому темпу снижения ее от флюенса нейтронов и отсутствию хрупкого разрушения, сплав на основе титана применим в качестве материала корпуса ядерного реактора малой мощности ддя стационарных и судовых ядерных энергетических установок.Due to the preservation of high plasticity after neutron irradiation, its low rate of decrease from neutron fluence and the absence of brittle fracture, a titanium-based alloy is applicable as a material for a low-power nuclear reactor vessel for stationary and marine nuclear power plants.

Применение сплава на основе титана в качестве конструкционного материала в качестве корпуса ядерного реактора позволяет:The use of an alloy based on titanium as a structural material as a body of a nuclear reactor allows:

8 8

-отказаться от высокоактивируемой антикоррозийной наплавки с внутренней стороны корпуса реактора, подверженной хрупкому разрушению;- abandon highly activated anticorrosive surfacing on the inside of the reactor vessel, subject to brittle fracture;

-исключить биметаллические переходники от титановой трубной системы парогенератора к элементам корпуса, если он изготовлен из сталей, указанных в аналогах;-exclude bimetallic adapters from the titanium pipe system of the steam generator to the elements of the body, if it is made of steel specified in analogues;

-решить проблему засорения продуктами коррозии фильтров очистки воды первого контура энергетического реактора;-to solve the problem of clogging with corrosion products of water purification filters of the primary circuit of an energy reactor;

-обеспечить ремонтопригодность корпуса реактора, включая замену элементов конструкции.-to ensure maintainability of the reactor vessel, including the replacement of structural elements.

Выполнение корпуса реактора из сплава на основе титана обеспечит экологическую безопасность АЭУ и решение проблемы захоронения радиоактивных отходов и снижения радиоактивного загрязнения окружающей среды до требований международных норм и стандартов.The execution of the reactor vessel from an alloy based on titanium will ensure the environmental safety of the nuclear power plant and solve the problem of the disposal of radioactive waste and reduce radioactive pollution to the requirements of international norms and standards.

Claims (1)

Корпус ядерного реактора, выполненный в виде сварной конструкции, состоящей из обечайки патрубковой зоны, обечайки активной зоны и днища, отличающийся тем, что все элементы конструкции выполнены из сплава на основе титана со сваркой для однородных материалов в отношении присоединяемых к корпусу элементов.The nuclear reactor vessel, made in the form of a welded structure, consisting of a shell of the pipe zone, the shell of the active zone and the bottom, characterized in that all structural elements are made of titanium-based alloy with welding for homogeneous materials in relation to the elements attached to the body.
Figure 00000001
Figure 00000001
RU2003119246/20U 2003-06-18 2003-06-18 Nuclear reactor vessel RU33827U1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003119246/20U RU33827U1 (en) 2003-06-18 2003-06-18 Nuclear reactor vessel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003119246/20U RU33827U1 (en) 2003-06-18 2003-06-18 Nuclear reactor vessel

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU33827U1 true RU33827U1 (en) 2003-11-10

Family

ID=48287251

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003119246/20U RU33827U1 (en) 2003-06-18 2003-06-18 Nuclear reactor vessel

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU33827U1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2528654C2 (en) * 2011-11-02 2014-09-20 Анатолий Фёдорович Жарков Nuclear power plant containment

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2528654C2 (en) * 2011-11-02 2014-09-20 Анатолий Фёдорович Жарков Nuclear power plant containment

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Raj Materials and manufacturing technologies for sodium cooled fast reactors and associated fuel cycle: innovations and maturity
RU33827U1 (en) Nuclear reactor vessel
Saez et al. Status of ASTRID nuclear island pre-conceptual design
Nagata Environmentally assisted cracking of structural materials for light water reactors
Brynda et al. Material issues in manufacturing and operation of transport and storage spent fuel casks
Doctor Measurement challenges associated with irradiated reactor components
Mizia Next Generation Nuclear Plant Reactor Pressure Vessel Acquisition Strategy
Cleary et al. Additive Manufacturing at Westinghouse
Sham ASME Section III, Division 5, High Temperature Reactors High Temperature Materials
Buckthorpe Material challenges for the next generation of fission reactor systems
Marek Welding of nozzles to pipes and containers; Schweissen von Behaeltern und Rohrleitungen
Becker et al. Preventive radiation protection in German nuclear power plants
Brumovsky WWER-type reactor pressure vessel (RPV) materials and fabrication
Maragia et al. Comparative Study of PT Limit Curves between 1998 ASME and 2017 ASME Code Applied to Typical OPR1000 Reactors
DUBOURG Design features adopted to facilitate decommissioning
Huda et al. Experiences in controlling the upgrading of TRIGA 2000 Bandung reactor
Bonn et al. Role of welding procedure and geometry in cracking of weld vicinities in stainless steel piping of BWRs
Bhoje et al. Prototype fast breeder reactor main options
Bamford et al. Fatigue, degradation, and fracture 1990
Gordon Introduction to corrosion in the nuclear power industry
Bakaldin et al. Design and Manufacturing of VVER-1500 Reactor Vessel Principal Problems and Ways of Their Solution
Dubourg Experience of partial dismantling of French PWR and engineering features to facilitate decommissioning
Mizia Reactor Pressure Vessel (RPV) Acquisition Strategy
Uchiyama et al. World's first all-in-one-piece extraction and replacement work of PWR reactor internals
Fournie et al. Influence of design features on decommissioning of a large fast breeder reactor

Legal Events

Date Code Title Description
MM1K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20110619