WO2015088389A1 - Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора - Google Patents

Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2015088389A1
WO2015088389A1 PCT/RU2014/000915 RU2014000915W WO2015088389A1 WO 2015088389 A1 WO2015088389 A1 WO 2015088389A1 RU 2014000915 W RU2014000915 W RU 2014000915W WO 2015088389 A1 WO2015088389 A1 WO 2015088389A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
liquid metal
metal coolant
passivation
reagent
nuclear reactor
Prior art date
Application number
PCT/RU2014/000915
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Петр Никифорович МАРТЫНОВ
Радомир Шамильевич АСХАДУЛЛИН
Алексей Николаевич СТОРОЖЕНКО
Константин Дмитриевич ИВАНОВ
Александр Юрьевич ЛЕГКИХ
Саид Мирфаисович ШАРИКПУЛОВ
Александр Иванович ФИЛИН
Сергей Викторович БУЛАВКИН
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"
Priority to CN201480067453.4A priority Critical patent/CN105814235B/zh
Priority to US15/102,350 priority patent/US10204712B2/en
Priority to EP14869651.1A priority patent/EP3093369B1/en
Priority to EA201600416A priority patent/EA029900B1/ru
Priority to KR1020167017728A priority patent/KR102309765B1/ko
Priority to UAA201607310A priority patent/UA116412C2/ru
Priority to CA2932546A priority patent/CA2932546C/en
Priority to JP2016536815A priority patent/JP6450387B2/ja
Priority to BR112016013357-9A priority patent/BR112016013357B1/pt
Publication of WO2015088389A1 publication Critical patent/WO2015088389A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08—Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
    • G21C13/087—Metallic vessels
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C23—COATING METALLIC MATERIAL; COATING MATERIAL WITH METALLIC MATERIAL; CHEMICAL SURFACE TREATMENT; DIFFUSION TREATMENT OF METALLIC MATERIAL; COATING BY VACUUM EVAPORATION, BY SPUTTERING, BY ION IMPLANTATION OR BY CHEMICAL VAPOUR DEPOSITION, IN GENERAL; INHIBITING CORROSION OF METALLIC MATERIAL OR INCRUSTATION IN GENERAL
    • C23C—COATING METALLIC MATERIAL; COATING MATERIAL WITH METALLIC MATERIAL; SURFACE TREATMENT OF METALLIC MATERIAL BY DIFFUSION INTO THE SURFACE, BY CHEMICAL CONVERSION OR SUBSTITUTION; COATING BY VACUUM EVAPORATION, BY SPUTTERING, BY ION IMPLANTATION OR BY CHEMICAL VAPOUR DEPOSITION, IN GENERAL
    • C23C22/00—Chemical surface treatment of metallic material by reaction of the surface with a reactive liquid, leaving reaction products of surface material in the coating, e.g. conversion coatings, passivation of metals
    • C23C22/73—Chemical surface treatment of metallic material by reaction of the surface with a reactive liquid, leaving reaction products of surface material in the coating, e.g. conversion coatings, passivation of metals characterised by the process
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G21C17/0225—Chemical surface treatment, e.g. corrosion
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear energy, and in particular to methods of protecting the surface of steel structures in fast reactors with a liquid metal coolant by passivation thereof.
  • a known method of passivation of the surface of the pipelines of a nuclear reactor made of stainless steel to slow the deposition on the surface of products of radioactive materials see patent US4636266, IPC C23C08 / 10, C23C08 / 14, published 01/13/1987.
  • the pre-polished surface of the pipes is treated with a gaseous oxygen source, for example, air with a small amount of water vapor at a temperature of 150-450 ° C (mainly 250-350 ° C) for at least 5 hours.
  • the method is used for preliminary surface treatment of tubular products before their installation in a nuclear reactor.
  • a known method of high-temperature passivation of austenitic alloys (see patent US6488783, IPC C23C8 / 02, C23C8 / 10, C23C8 / 16, published 03.12.2002), by forming a film of chromium oxide on the surface of the product from an alloy based on nickel containing chromium.
  • the method includes heating the processed tube product to a temperature sufficient for the oxidation of chromium (approximately 1100 ° C) and holding the surface of the product at this temperature in a mixture of water vapor and inert gas for 3-5 minutes.
  • the water vapor content in the mixture is from 0.08% to 40m%.
  • As an inert gas hydrogen, argon, helium or mixtures thereof are used.
  • Tubular products with a surface thus treated are used in the primary circuit of water-cooled reactors. The method requires the use of high temperature heating products and fairly expensive gases.
  • a known method of passivation of power equipment made of pearlitic steels (see patent RU2195514, IPC ⁇ 23 ⁇ 22 / 00, C23F1 1/00, published December 27, 2002) by creating on the surface of the oxide coating solutions of chemicals containing hydrazine.
  • the treatment is carried out with a solution containing 0.01-0.03 g / l hydrazine with the addition of nitric acid to a pH of 3.0-4.5 for 1-5 hours at 80-100 ° C.
  • a known method of passivation and cleaning of steel pipes (see application RU2000130144, MP C23G5 / 00, C23F1 1/02, F28G13 / 00, published December 27, 2002), in which the inner surface of the pipes is treated with an oxygen-containing agent, which is used as air with added oxygen or nitrogen to a concentration of not more than 1.2 g / l, and the treatment is carried out for 0.5-50 minutes at a flow rate of the agent of 50-200 m / s and a temperature of 300-500 ° C.
  • the method is intended for preliminary non-contour passivation of the surface of steel pipes.
  • a known method of non-waste passivation and conservation of power equipment made of pearlitic steels (see patent RU2182193, IPC C23F11 / 02, published on 05/10/2002).
  • the method consists in creating on the surfaces of the oxide coating by treatment with ammonium nitrate in an aqueous or steam medium at 95-140 ° C for 1.5-3 hours and a concentration of 60-150 mg / kg
  • the method improves the efficiency of protection of equipment from corrosion and completely eliminates the formation of waste, since when a power plant is brought to the nominal mode, ammonium nitrate decomposes into nitrogen and water.
  • the method has limited application, as it is intended for processing pipelines of nuclear reactors with water coolant.
  • a known method of passivation of carbon steel pipelines of a nuclear reactor (see patent TWM347407, IPC ⁇ 23 ⁇ 16/44, published December 21, 2008), in which the inner surface of the pipelines of the primary circuit of a nuclear power plant is treated with water with a high concentration of oxygen dissolved in it and a given pH value.
  • the passivation method is used in the preoperative testing period, during the start-up period, or during the maintenance / repair and shutdown of a nuclear reactor. Should note that the known method is intended for passivation of carbon steel pipelines of nuclear reactors with water coolant.
  • the implementation of the method requires the use of additional equipment, such as a filter / demineralizer of reactor water, a tank for storing and supplying a reagent that maintains a given pH value, a purified reactor water pump and an electrochemical monitor.
  • additional equipment such as a filter / demineralizer of reactor water, a tank for storing and supplying a reagent that maintains a given pH value, a purified reactor water pump and an electrochemical monitor.
  • a known method of passivation of the surface of the pipelines of a nuclear reactor (see application JPS61 199073, IPC C23C22 / 68; C23F14 / 00; C23F 14/02, published 03.09.1986), according to which the primary circuit is filled with water, the water is heated with a heater to a temperature exceeding passivation temperature of the pipelines, and raise its pressure above the vaporization pressure, the pump of the primary circuit circulates the water heated by the heater in the primary circuit to form a passivating film on the surface of the pipeline.
  • the method has limited use, it is not suitable for the passivation of steel elements of a nuclear installation with a liquid metal coolant, since the temperature conditions, as well as the materials used in the design of these reactors, are fundamentally different.
  • a known method of protecting structural materials from corrosion in lead, bismuth and their alloys includes forming a protective oxide film based on Me 3 0 4 spinel with a thickness of 1-50 ⁇ m by treating the material in a liquid metal medium with low partial pressure Rog ⁇ 10 " 11 atm.
  • a protective oxide film based on Me 3 0 4 spinel with a thickness of 1-50 ⁇ m by treating the material in a liquid metal medium with low partial pressure Rog ⁇ 10 " 11 atm.
  • the prototype method includes filling the primary circuit of a nuclear reactor with a liquid metal coolant, introducing into the liquid metal coolant a reagent interacting with the material of the elements of the primary circuit to form a protective film, heating the liquid metal coolant with the reagent introduced into it to a temperature that provides the conditions for the formation of a protective film, and holding it at that the temperature of the liquid metal coolant with the reagent introduced into it until the elem entom of the first contour of a continuous protective film.
  • a reagent interacting with the material of the elements of the primary circuit carbon is used, the atomic fraction of which in lead is from 10 "5 to 10 " 4 at the working temperature of the liquid metal coolant.
  • the heating of the liquid metal coolant to the temperature required for passivation is carried out by bringing the nuclear reactor to the required power level.
  • the carbide film is created mainly on the surface of the protective cladding of fuel elements, and the passivation of the remaining elements of the primary circuit of the nuclear reactor (pumps, surfaces of steam generators, etc.) seems to be less intense, since there is no information in the description of the prototype method that the material of these structures contains vanadium, niobium or an alloy based on them.
  • the present invention was the development of such a method of internal passivation of steel surfaces of a nuclear reactor, which would provide a simplification of the passivation process, a more reliable passivation mode, increase its safety and simplify the control process of passivation of steel surfaces.
  • the method for in-loop passivation of steel surfaces of a nuclear reactor involves filling the first loop of the nuclear reactor with a liquid metal coolant, introducing a reagent into the liquid metal coolant interacting with the material of the elements of the first loop to form a protective film, heating the liquid metal coolant with the reagent introduced into it to a temperature providing conditions for the formation of a protective film, and the exposure at this temperature of the liquid metal coolant with the reagent introduced into it until the formation of a continuous protective film on the surface of the material of the elements of the primary circuit.
  • New in the method is the heating of the liquid metal coolant with the reagent introduced into it due to the friction of the liquid metal coolant against the rotatable blades of the vane pump, the submerged liquid metal coolant with the reagent.
  • part of their energy due to friction forces is dissipated into the liquid metal coolant, increasing its temperature.
  • Simplification of the passivation mode is ensured through the use of standard reactor installation systems, while there is no need to bring the reactor installation to the required power level, it is easier to implement separate passivation of the primary loop and fuel rods (first passivation of the primary loop without an active zone (with its simulator) is carried out, and then it is carried out core passivation).
  • a primary primary circulation pump can be used as the submersible liquid metal coolant of the vane pump.
  • the heat removal from the primary circuit can be limited by disconnecting one or all of the heat exchangers.
  • a preliminary non-loop (e.g. factory) passivation of the elements of the primary circuit of a nuclear reactor can be carried out.
  • a reagent in the form of a lead and bismuth alloy can be used as a coolant oxygen in order to passivate the surface layer of the walls due to the formation of a dense spinel film FeO (Cr, Fe) 2 0 3 on them .
  • the exposure of the liquid metal coolant in the form of an alloy of lead and bismuth with oxygen introduced into it is preferably carried out at a temperature of 370-500 ° C for 2-10 days, while the thermodynamic activity of oxygen in the liquid metal coolant can be maintained at a level of 5 '10 "6 -5 '10 "5 .
  • the present method for in-loop passivation of steel surfaces of a nuclear reactor is as follows.
  • the first loop of the nuclear reactor is filled with a liquid metal coolant, for example, an alloy of lead and bismuth.
  • a reagent is introduced into the liquid metal coolant, which interacts with the material of the elements of the primary circuit to form a protective film, for example, oxygen.
  • the thermodynamic activity and the oxygen in the liquid metal coolant is maintained, e.g., at the 5 '10 "-5 6' 10" 5.
  • the liquid metal coolant with the reagent introduced into it is kept at this temperature for 2-10 days until the formation of a continuous protective film on the surface of the material of the elements of the primary circuit.
  • a preliminary (extra-circuit, for example, factory) passivation of primary circuit elements such as the core and steam generators can be carried out.
  • Preliminary passivation reduces the oxygen consumption by about 50% during normal operation, while the greatest effect is achieved when passivation of steam generators ( ⁇ 30%) due to the fact that they have a large surface area in contact with the liquid metal coolant.
  • a significant advantage of this method is that, subject to these conditions, thin continuous and durable protective (from corrosion) oxide films are formed.
  • the present method of in-loop passivation of steel surfaces of a nuclear reactor was experimentally verified by passivation of structural elements of the primary circuit of a lead-bismuth fast reactor with an equivalent electric power of 100 MW (SVBR-100).
  • the heating of the liquid metal coolant was carried out by a main circulation pump with a capacity of 700 kW. In this case, the heat loss was 51 kW.
  • the corrosion resistance of steel elements of the primary circuit was ensured, not subjected to any preliminary special preparation for operation in a medium of heavy liquid metal coolant.

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)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
  • Chemical Treatment Of Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора заключается в заполнении первого контура ядерного реактора жидкометаллическим теплоносителем, введении в жидкометаллический теплоноситель реагента, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, нагревании жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до температуры, обеспечивающей условия образованием защитной пленки. При этой температуре выдерживают жидкометаллический теплоноситель с введенным в него реагентом до образования на поверхности материала элементов первого контура сплошной защитной пленки. Нагрев жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом осуществляют за счет его трения о вращаемые лопатки лопаточного насоса, погружаемого в жидкометаллический теплоноситель. При этом обеспечивается упрощение процесса пассивации, более надежный режим пассивации, повышение его безопасности и упрощение контроля процесса пассивации стальных поверхностей.

Description

СПОСОБ ВНУТРИКОНТУРНОЙ ПАССИВАЦИИ СТАЛЬНЫХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам защиты поверхности стальных конструкций быстрых реакторах с жидкометаллическим теплоносителем путем их внутриконтурной пассивации.
При эксплуатации быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем имеет место динамическая коррозия внутренних поверхностей первого контура, которая возникает и развивается вследствие циркуляции теплоносителя между участками контура, имеющими различную температуру. На высокотемпературном участке контура жидкометаллический теплоноситель растворяет компоненты сплава, из которого выполнена стенка контура, и переносит растворенные металлы вдоль контура. В холодной части контура компоненты раствора выпадают в осадок, который нарушает условия теплообмена и образует пробки, перекрывающие каналы с теплоносителем. Для предотвращения коррозии внутренних поверхностей первого контура реактора, контактирующих с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями, проводят их пассивацию, создавая на этих поверхностях оксидные пленки приемлемой толщины, сплошности, состава и прочности.
В настоящее время существуют различные способы пассивации поверхностей стальных конструкций ядерного реактора.
Известен способ пассивации поверхности трубопроводов ядерного реактора, изготовленных из нержавеющей стали, для замедления осаждения на поверхности изделий радиоактивных материалов (см. патент US4636266, МПК С23С08/10, С23С08/14, опубликован 13.01.1987). По этому способу предварительно отполированную поверхность труб обрабатывают газообразным источником кислорода, например, воздухом с небольшим количеством водяного пара при температуре 150-450 °С (преимущественно 250-350 °С) в течение, по меньшей мере, 5 часов. Способ используют для предварительной обработки поверхности трубчатых изделий перед их монтажом в ядерный реактор.
Известен способ высокотемпературной пассивации аустенитных сплавов (см. патент US6488783, МПК С23С8/02, С23С8/10, С23С8/16, опубликован 03.12.2002), путем формирование пленки окиси хрома на поверхности изделия из сплава на основе никеля, содержащего хром. Способ включает нагрев обрабатываемого трубного изделия до температуры, достаточной для окисления хрома (примерно 1100 °С) и выдержку поверхности изделия при этой температуре в среде смеси водяного пара и инертного газа в течение 3-5 минут. Содержание водяного пара в смеси составляет от 0,08 % до 40м %. В качестве инертного газа применяют водород, аргон, гелий или их смеси. Трубные изделия с обработанной таким образом поверхностью используют в первом контуре реакторов с водяным теплоносителем. Способ требует применения высоких температур нагрева изделий и достаточно дорогих газов.
Известен способ пассивации энергетического оборудования, изготовленного из перлитных сталей (см. патент RU2195514, МПК С23С22/00, C23F1 1/00, опубликован 27.12.2002) путем создания на поверхности оксидного покрытия растворами химических реагентов, содержащих гидразин. Обработку ведут раствором, содержащим 0,01- 0,03 г/л гидразина с добавлением азотной кислоты до рН 3,0-4,5 в течение 1-5 часов при 80-100 °С. Известен способ пассивации и очистки стальных труб (см. заявка RU2000130144, МП C23G5/00, C23F1 1/02, F28G13/00, опубликована 27.12.2002), по которому внутреннюю поверхность труб обрабатывают кислородсодержащим агентом, в качестве которого используют воздух с добавлением кислорода или азота до концентрации не более 1,2 г/л, а обработку производят в течение 0,5-50 минут при скорости потока агента 50-200 м/с и температуре 300-500 °С. Способ предназначен для предварительной внеконтурной пассивации поверхности стальных труб.
Известен способ безотходной пассивации и консервации энергетического оборудования из перлитных сталей (см. патент RU2182193, МПК C23F11/02, опубликован 10.05.2002). Способ заключается в создании на поверхностях оксидного покрытия обработкой аммонием азотисто-кислым в водной или паровой среде при 95-140 °С в течение 1,5-3 часов и концентрации 60-150 мг/кг. Способ позволяет повысить эффективность защиты оборудования от коррозии и полностью устранить образование отходов, так как при выводе энергетической установки на номинальный режим аммоний азотисто-кислый разлагается на азот и воду. Однако способ имеет ограниченное применение, так как предназначен для обработки трубопроводов ядерных реакторов с водяным теплоносителем.
Известен способ пассивации углеродистых сталей трубопроводов ядерного реактора (см. патент TWM347407, МПК С23С 16/44, опубликован 21.12.2008), по которому внутреннюю поверхность трубопроводов первого контура ядерной электростанции обрабатывают водой с высокой концентрацией растворенного в ней кислорода и заданной величиной рН. Способ пассивации используют в предоперационный период тестирования, в период запуска или в период обслуживания/ремонта и отключения ядерного реактора. Следует отметить, что известный способ предназначен для пассивации трубопроводов из углеродистой стали ядерных реакторов с водяным теплоносителем. К тому же реализация способа требует применения дополнительного оборудования, такого как фильтр/деминерализатор реакторной воды, резервуар для хранения и подачи реагента, поддерживающего заданную величину рН, насос очищенной реакторной воды и электрохимический монитор.
Известен способ пассивации поверхности трубопроводов ядерного реактора (см. заявка JPS61 199073, МПК С23С22/68; C23F14/00; C23F 14/02, опубликована 03.09.1986), в соответствии с которым заполняют водой первый контур, нагревают нагревателем воду до температуры, превышающей температуру пассивации трубопроводов, и поднимают ее давление выше давления парообразования, насосом первого контура осуществляют циркуляцию нагретой нагревателем воды в первом контуре для образования пассивирующей пленки на поверхности трубопровода. Способ имеет ограниченное применение, он не подходит для пассивации стальных элементов ядерной установки с жидкометаллическим теплоносителем, так как температурные режимы, а также материалы, используемые в конструкции этих реакторах, принципиально различаются.
Известен способ защиты конструкционных материалов от коррозии в свинце, висмуте и их сплавах (см. заявка RU93013041, МПК C23F1 1/00 опубликована 27.06.1995). Способ включает формирование защитной оксидной пленки на основе шпинели Ме304 толщиной 1 - 50 мкм посредством обработки материала в жидкометаллической среде с низким парциальным давлением Рог ~ Ю" 11 атм. например, в Pb(Bi)-0 и их сплаве с термодинамической активностью кислорода в растворе на уровне а02= 1-10"4 при температуре 330-800 °С в течение 1-100 часов. В опубликованной информации по заявке отсутствует описание средств нагрева жидкометаллической среды.
Как показала практика, предварительная обработка стальных поверхностей конструкций первого контура быстрого ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем не может гарантировать достаточный уровень пассивации, при котором при взаимодействии поверхностей конструкций первого контура с жидкометаллическим теплоносителем, например, свинцом или эвтектикой свинец-висмут, на этих поверхностях будут минимизированы окислительные процессы. Поэтому для стальных конструкций ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем проводят, помимо заводской (внеконтурной), еще и внутриконтурную пассивацию стальных поверхностей, производимую в начальный период эксплуатации ядерного реактора. Для реализации режима пассивации стальных элементов «свежей» активной зоны в жидкометаллическом теплоносителе за приемлемое время необходимо повысить температуру жидкометаллического теплоносителя до более высокого значения, чем то, которое он имеет перед загрузкой «свежей» активной зоны в реактор. Для повышения температуры жидкометаллического теплоносителя, необходимой для создания условий пассивации, обычно используют внешние нагреватели или выводят реакторную установку на необходимый уровень мощности. Однако внешние нагреватели использовать затруднительно, поскольку их использование связано с необходимостью использования довольно сложной и дорогой системы нагрева, что приводит к существенным дополнительным капительным вложениям. Вывод реакторной установки на определенный уровень мощности возможно использовать для увеличения температуры теплоносителя с целью дальнейшей пассивации. Однако элементы первого контура, контактирующие с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, обычно выполняют из разных марок сталей: часто для оболочек ТВЭЛов нужны более низкие активности кислорода для образования на них качественных защитных оксидных пленок, для остальных поверхностей - более высокие.
Известен способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора (см. патент RU2456686, МПК G21С 1/03, опубликован 20.07.2012), совпадающий с настоящим техническим решением по наибольшему числу существенных признаков и принятый за прототип.
Способ-прототип включает заполнение первого контура ядерного реактора жидкометаллическим теплоносителем, введение в жидкометаллический теплоноситель реагента, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, нагревание жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до температуры, обеспечивающей условия образованием защитной пленки, и выдержку при этой температуре жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до образования на поверхности материала элементов первого контура сплошной защитной пленки. В качестве реагента, взаимодействующего с материалом элементов первого контура, используют углерод, атомная доля которого в свинце составляет от 10"5 до 10"4 при рабочей температуре жидкометаллического теплоносителя. Нагрев жидкометаллического теплоносителя до требуемой для пассивации температуры осуществляют выведением ядерного реактора на необходимый уровень мощности.
Необходимость выведения ядерного реактора на требуемый для пассивации уровень мощности в способе-прототипе усложняет реализацию режима пассивации, снижает его безопасность и усложняет контроль процесса пассивации стальных поверхностей, так как выход на мощность связан с поведением ядерно-опасных работ. Кроме того это дорогостоящая процедура, поскольку требует работы всей реакторной установки, при этом работы в неоптимальном режиме. Более того, известный способ-прототип имеет ограниченное применение, поскольку предполагает использование ТВЭЛов, в состав которых входит не только герметичный корпус, но и защитная оболочка, выполненная из ванадия или ниобия, либо из сплава на основе ванадия и/или ниобия, а в качестве теплоносителя используется свинец. При этом карбидная пленка создается, в основном, на поверхности защитной оболочки ТВЭЛов, а пассивация остальных элементов первого контура ядерного реактора (насосов, поверхности парогенераторов и др.), по-видимому, происходит менее интенсивно, так как в описании способа-прототипа нет сведений, что материал этих конструкций содержит ванадий, ниобий либо сплав на их основе.
Задачей настоящего изобретения являлась разработка такого способа внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора, который бы обеспечивал упрощение процесса пассивации, более надежный режим пассивации, повышение его безопасности и упрощение контроля процесса пассивации стальных поверхностей.
Поставленная задача решается тем, что способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора включает заполнение первого контура ядерного реактора жидкометаллическим теплоносителем, введение в жидкометаллический теплоноситель реагента, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, нагревание жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до температуры, обеспечивающей условия образованием защитной пленки, и выдержку при этой температуре жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до образования на поверхности материала элементов первого контура сплошной защитной пленки. Новым в способе является нагрев жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом за счет трения жидкометаллического теплоносителя о вращаемые лопатки лопаточного насоса, погруженного жидкометаллический теплоноситель с реагентом. При вращении лопаток насоса часть их энергии за счет сил трения диссипируется в жидкометаллический теплоноситель, повышая его температуру.
Упрощение режима пассивации обеспечивается благодаря использованию штатных систем реакторной установки, при этом нет необходимости в выводе реакторной установки на требуемый уровень мощности, упрощается реализация раздельной пассивации первого контура и ТВЭЛов (сначала проводят пассивацию первого контура без активной зоны (с ее имитатором), а затем осуществляют пассивацию активной зоны).
В качестве погружаемого жидкометаллический теплоноситель лопаточного насоса может быть использован главный циркуляционный насос первого контура.
При нагревании жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом может быть ограничен теплоотвод от первого контура путем отключения одного или всех теплообменных аппаратов.
Может быть проведена предварительная внеконтурная (например, заводская) пассивация элементов первого контура ядерного реактора.
Для подавления коррозии стенок первого контура, выполненных, как правило, из хромистых сталей, в теплоноситель, в качестве которого используют сплав свинца и висмута, может быть введен реагент в виде кислорода с целью пассивации поверхностного слоя стенок за счет образования на них плотной пленки шпинели FeO (Cr, Fe)203.
Выдержку жидкометаллического теплоносителя в виде сплава свинца и висмута с введенным в него кислородом предпочтительно осуществлять при температуре 370-500 °С в течение 2-10 суток, при этом термодинамическая активность а кислорода в жидкометаллическом теплоносителе может поддерживаться на уровне 5'10"6-5'10"5.
Настоящий способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора осуществляют следующим образом. Заполняют первый контур ядерного реактора жидкометаллическим теплоносителем, например, сплавом свинца и висмута. Вводят в жидкометаллический теплоноситель реагент, взаимодействующий с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, например, кислород. Термодинамическая активность а кислорода в жидкометаллическом теплоносителе поддерживается, например, на уровне 5'10"6-5'10"5. Нагревают жидкометаллический теплоноситель с введенным в него реагентом до температуры, преимущественно 370-500 °С вращением погруженных в жидкометаллический теплоноситель лопаток лопаточного насоса, например, главного циркуляционного насоса. Выдерживают при этой температуре жидкометаллический теплоноситель с введенным в него реагентом в течение 2-10 суток до образования на поверхности материала элементов первого контура сплошной защитной пленки.
Может быть проведена предварительная (внеконтурная, например, заводская) пассивация таких элементов первого контура, как активная зона и парогенераторы. Предварительная пассивация позволяет снизить интенсивность потребления кислорода примерно на 50 % при работе в штатном режиме, при этом наибольший эффект достигается при пассивации парогенераторов (~ 30 %) за счет того, что они имеют большую площадь поверхности, контактирующую с жидкометаллическим теплоносителем. Существенным преимуществом настоящего способа является то, что при соблюдении указанных режимов формируются тонкие сплошные и прочные защитные (от коррозии) оксидные плёнки.
В обоснование настоящего способа внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора был выполнен значительный комплекс экспериментальных исследований. В частности, применительно к наиболее ответственным элементам первого контура - твэлам (сталь ЭП-823), при повышенных температурах (t = 620-650°С), на базе 1000- 5000 часов с хорошей статистикой (десятки кампаний) было показано, что оксидирование (пассивация поверхности) в расплаве обеспечивает надёжную антикоррозионную защиту всей поверхности стали. Последнее обстоятельство является существенным, поскольку на образцах- свидетелях, выполненных без какой-либо защиты, в том числе без оксидирования в ходе этих же испытаний время от времени со статистическим разбросом обнаруживались очаги коррозии питтингового характера.
Настоящий способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора был экспериментально проверен при пассивации конструктивных элементов первого контура свинцово- висмутового быстрого реактора эквивалентной электрической мощностью 100 МВт (СВБР-100). Нагрев жидкометаллического теплоносителя осуществляли главным циркуляционным насосом мощностью 700 кВт. Тепловые потери при этом составляли 51 кВт. Как показали результаты экспериментальной проверки, была обеспечена коррозионная стойкость стальных элементов первого контура, не подвергавшихся какой-либо предварительной специальной подготовке к эксплуатации в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора, включающий заполнение первого контура ядерного реактора жидкометаллическим теплоносителем, введение в
5 жидкометаллический теплоноситель реагента, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, нагревание жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до температуры, обеспечивающей условия образованием защитной пленки, и выдержку при этой температуре ю жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до образования на поверхности материала элементов первого контура сплошной защитной пленки, при этом в жидкометаллический теплоноситель погружают лопаточный насос, и нагрев жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом
15 осуществляют за счет его трения о вращаемые лопатки упомянутого насоса.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве погружаемого жидкометаллический теплоноситель лопаточного насоса используют главный циркуляционный насос первого контура.
20 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при нагревании жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом ограничивают теплоотвод от первого контура путем отключения по меньшей мере одного теплообменного аппарата.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что проводят предварительную 25 внеконтурную пассивацию элементов первого контура ядерного реактора.
5. Способ по п. 1 , отличающийся тем, что в качестве жидкометаллического теплоносителя используют сплав свинца и висмута.
6. Способ по п. 5, отличающийся тем, что в качестве реагента вводят кислород.
7. Способ по п. 6, отличающийся тем, что выдержку жидкометаллического теплоносителя с введенным в него кислородом ведут при температуре 370-500 °С.
8. Способ по п. 6, отличающийся тем, что выдержку жидкометаллического теплоносителя с введенным в него кислородом ведут в течение 2-10 суток.
9. Способ по п. 6, отличающийся тем, что термодинамическую активность а кислорода в жидкометаллическом теплоносителе поддерживают на уровне 5'10"6-5'10"5.
PCT/RU2014/000915 2013-12-10 2014-12-08 Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора WO2015088389A1 (ru)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201480067453.4A CN105814235B (zh) 2013-12-10 2014-12-08 一种核反应堆钢表面的回路内钝化方法
US15/102,350 US10204712B2 (en) 2013-12-10 2014-12-08 Method for inner-contour passivation of steel surfaces of nuclear reactor
EP14869651.1A EP3093369B1 (en) 2013-12-10 2014-12-08 Method for inner-contour passivation of steel surfaces of nuclear reactor
EA201600416A EA029900B1 (ru) 2013-12-10 2014-12-08 Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора
KR1020167017728A KR102309765B1 (ko) 2013-12-10 2014-12-08 원자로의 강 표면의 내부-윤곽 부동태화 방법
UAA201607310A UA116412C2 (ru) 2013-12-10 2014-12-08 Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора
CA2932546A CA2932546C (en) 2013-12-10 2014-12-08 Method for inner-contour passivation of steel surfaces of a nuclear reactor
JP2016536815A JP6450387B2 (ja) 2013-12-10 2014-12-08 原子炉の鋼表面の内輪郭不動態化方法
BR112016013357-9A BR112016013357B1 (pt) 2013-12-10 2014-12-08 Método para passivação de contorno interno de superfícies em aço de reator nuclear

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013154531 2013-12-10
RU2013154531/02A RU2543573C1 (ru) 2013-12-10 2013-12-10 Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора на быстрых нейтронах

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2015088389A1 true WO2015088389A1 (ru) 2015-06-18

Family

ID=53290195

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2014/000915 WO2015088389A1 (ru) 2013-12-10 2014-12-08 Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора

Country Status (13)

Country Link
US (1) US10204712B2 (ru)
EP (1) EP3093369B1 (ru)
JP (1) JP6450387B2 (ru)
KR (1) KR102309765B1 (ru)
CN (1) CN105814235B (ru)
BR (1) BR112016013357B1 (ru)
CA (1) CA2932546C (ru)
EA (1) EA029900B1 (ru)
HU (1) HUE046694T2 (ru)
MY (1) MY172918A (ru)
RU (1) RU2543573C1 (ru)
UA (1) UA116412C2 (ru)
WO (1) WO2015088389A1 (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113718193B (zh) * 2021-07-30 2022-05-20 西安交通大学 一种基于高温下金属铌耐蚀性用保护膜及其制备方法

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61199073A (ja) 1985-02-27 1986-09-03 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉再循環系配管の不働態化処理方法
US4636266A (en) 1984-06-06 1987-01-13 Radiological & Chemical Technology, Inc. Reactor pipe treatment
RU93013041A (ru) 1993-03-10 1995-06-27 Физико-энергетический институт Способ защиты конструкционных материалов от коррозии в свинце, висмуте и их сплавах
RU2066710C1 (ru) * 1993-03-10 1996-09-20 Физико-энергетический институт Способ защиты конструкционных материалов от коррозии при повышенных температурах в жидком свинце, висмуте и их сплавах
RU2100480C1 (ru) * 1996-03-18 1997-12-27 Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт Способ поддержания коррозионной стойкости стального циркуляционного контура со свинецсодержащим теплоносителем
RU2182193C1 (ru) 2000-11-22 2002-05-10 Государственное предприятие Курская атомная электростанция Способ безотходной пассивации и консервации энергетического оборудования из перлитных сталей
US6488783B1 (en) 2001-03-30 2002-12-03 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. High temperature gaseous oxidation for passivation of austenitic alloys
RU2195514C2 (ru) 2000-11-22 2002-12-27 Государственное предприятие Курская атомная электростанция Способ пассивации энергетического оборудования из перлитных сталей
RU2286401C1 (ru) * 2005-03-21 2006-10-27 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) Способ защиты конструкционных сталей от коррозии в свинцовом теплоносителе и его расплавах
TWM347407U (en) 2008-06-12 2008-12-21 Atomic Energy Council Apparatus for passivating carbon steel piping
RU2456686C1 (ru) 2011-05-20 2012-07-20 Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61110085A (ja) * 1984-11-05 1986-05-28 三菱重工業株式会社 タンク型高速増殖炉
JPH0636066B2 (ja) * 1985-12-16 1994-05-11 株式会社東芝 原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置
TW253058B (en) * 1994-03-10 1995-08-01 Gen Electric Method of doping or coating metal surfaces with metallic elements to improve oxide film insulating characteristics
CN1145380A (zh) 1995-02-22 1997-03-19 住友化学工业株式会社 单偶氮化合物及其用于染色或印染的使用方法
DE19642141C1 (de) * 1996-10-12 1998-06-18 Koenig & Bauer Albert Ag Vorrichtung zum Lösen von Platten
KR100233029B1 (ko) * 1996-11-13 1999-12-01 윤종용 피벗장치 및 그 피벗장치가 구비된 휴대용 컴퓨터
RU2190699C2 (ru) 2000-12-04 2002-10-10 Акционерное общество открытого типа "Всероссийский теплотехнический научно-исследовательский институт" Способ кислородной пассивации и очистки стальных труб
JP3838909B2 (ja) * 2001-12-21 2006-10-25 三井造船株式会社 液体金属冷却材用構造材の腐食防止方法
JP4671634B2 (ja) * 2004-07-09 2011-04-20 新日本製鐵株式会社 耐食性に優れた高強度焼き入れ成形体およびその製造方法

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4636266A (en) 1984-06-06 1987-01-13 Radiological & Chemical Technology, Inc. Reactor pipe treatment
JPS61199073A (ja) 1985-02-27 1986-09-03 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉再循環系配管の不働態化処理方法
RU93013041A (ru) 1993-03-10 1995-06-27 Физико-энергетический институт Способ защиты конструкционных материалов от коррозии в свинце, висмуте и их сплавах
RU2066710C1 (ru) * 1993-03-10 1996-09-20 Физико-энергетический институт Способ защиты конструкционных материалов от коррозии при повышенных температурах в жидком свинце, висмуте и их сплавах
RU2100480C1 (ru) * 1996-03-18 1997-12-27 Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт Способ поддержания коррозионной стойкости стального циркуляционного контура со свинецсодержащим теплоносителем
RU2182193C1 (ru) 2000-11-22 2002-05-10 Государственное предприятие Курская атомная электростанция Способ безотходной пассивации и консервации энергетического оборудования из перлитных сталей
RU2195514C2 (ru) 2000-11-22 2002-12-27 Государственное предприятие Курская атомная электростанция Способ пассивации энергетического оборудования из перлитных сталей
RU2000130144A (ru) 2000-12-04 2002-12-27 Акционерное общество открытого типа "Всероссийский теплотехнический научно-исследовательский институт" Способ кислородной пассивации и очистки стальных труб
US6488783B1 (en) 2001-03-30 2002-12-03 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. High temperature gaseous oxidation for passivation of austenitic alloys
RU2286401C1 (ru) * 2005-03-21 2006-10-27 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) Способ защиты конструкционных сталей от коррозии в свинцовом теплоносителе и его расплавах
TWM347407U (en) 2008-06-12 2008-12-21 Atomic Energy Council Apparatus for passivating carbon steel piping
RU2456686C1 (ru) 2011-05-20 2012-07-20 Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP3093369A4

Also Published As

Publication number Publication date
US20170018319A1 (en) 2017-01-19
HUE046694T2 (hu) 2020-03-30
EP3093369A1 (en) 2016-11-16
EA029900B1 (ru) 2018-05-31
EA201600416A1 (ru) 2016-09-30
MY172918A (en) 2019-12-13
CA2932546C (en) 2022-11-08
JP2017500558A (ja) 2017-01-05
KR20160098298A (ko) 2016-08-18
EP3093369B1 (en) 2019-09-11
CN105814235A (zh) 2016-07-27
JP6450387B2 (ja) 2019-01-09
KR102309765B1 (ko) 2021-10-06
RU2543573C1 (ru) 2015-03-10
BR112016013357A2 (ru) 2017-08-08
UA116412C2 (ru) 2018-03-12
US10204712B2 (en) 2019-02-12
BR112016013357B1 (pt) 2022-01-04
EP3093369A4 (en) 2017-10-18
CA2932546A1 (en) 2015-06-18
CN105814235B (zh) 2017-10-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Short et al. A functionally graded composite for service in high-temperature lead-and lead-bismuth–cooled nuclear reactors—I: design
US10453576B2 (en) Chemical process for primary system material passivation during hot functional testing of nuclear power plants
JP2015004675A (ja) 金属表面の高放射性酸化物層を除去するための酸化除染剤およびそれを用いた酸化除染方法
JP2002323596A (ja) 加圧水型原子炉及び付随する高温水環境での腐食、浸食及び応力腐食割れを低減する貴金属触媒
RU2543573C1 (ru) Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора на быстрых нейтронах
EP3054453B1 (en) Method for the in situ passivation of the steel surfaces of a nuclear reactor
JP2008164607A (ja) 原子炉運転方法および運転停止後原子炉の放射線レベル低減方法
JP7132162B2 (ja) 炭素鋼配管の腐食抑制方法
JP2004020411A (ja) 原子力発電プラントおよびその運転方法
CN112657931B (zh) 乏燃料上铅铋合金的清洗方法
Devendra et al. A Review on Noble Metals in Controlling Intergranular Stress Corrosion Cracking in BWRs
JP2018100836A (ja) 放射性物質付着抑制皮膜の形成方法
RU2632814C1 (ru) Ядерная установка с реактором с жидкометаллическим теплоносителем
JP4366227B2 (ja) 応力腐食割れ抑制方法
Kim et al. Crevice chemistry and corrosion in high temperature water: A review
Shoudy Jr et al. Fermi Materials Experience
JP2020160030A (ja) 原子力プラント構成部材の線量抑制方法
JPS60103172A (ja) 発電プラントの応力腐食割れ防止方法
JP2017142099A (ja) 原子力プラントの配管部材、放射性核種付着抑制装置、放射性核種付着抑制方法および原子力プラントの運転方法
이승기 A Study on Corrosion Behaviors for Life-Prediction of Structural Materials in Lead Fast Reactors
JPS61139676A (ja) 原子力プラントの腐食防止方法及び腐食防止装置
BR112016005701B1 (pt) Método para passivação no próprio local da superfície de aço de um reator nuclear

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 14869651

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2932546

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2016536815

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15102350

Country of ref document: US

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: IDP00201603882

Country of ref document: ID

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112016013357

Country of ref document: BR

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201600416

Country of ref document: EA

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2014869651

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2014869651

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20167017728

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: A201607310

Country of ref document: UA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112016013357

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20160609