RU2632814C1 - Nuclear installation with reactor with liquid-metal coolant - Google Patents
Nuclear installation with reactor with liquid-metal coolant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2632814C1 RU2632814C1 RU2016129085A RU2016129085A RU2632814C1 RU 2632814 C1 RU2632814 C1 RU 2632814C1 RU 2016129085 A RU2016129085 A RU 2016129085A RU 2016129085 A RU2016129085 A RU 2016129085A RU 2632814 C1 RU2632814 C1 RU 2632814C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- reactor
- nuclear installation
- nuclear
- liquid
- Prior art date
Links
- 238000009434 installation Methods 0.000 title claims abstract description 68
- 239000002826 coolant Substances 0.000 title claims abstract description 51
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 18
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 44
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims abstract description 36
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 32
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 22
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 16
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 13
- 238000002161 passivation Methods 0.000 claims description 7
- 238000003754 machining Methods 0.000 claims description 3
- 230000003746 surface roughness Effects 0.000 claims description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 abstract description 25
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 24
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 16
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 15
- 239000000463 material Substances 0.000 description 14
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 12
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 11
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 11
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 10
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 10
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 7
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000013461 design Methods 0.000 description 6
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 5
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 4
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 4
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 4
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 4
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 3
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 3
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 3
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 3
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 description 2
- 239000002585 base Substances 0.000 description 2
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 208000000655 Distemper Diseases 0.000 description 1
- PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N Manganese Chemical compound [Mn] PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000746 Structural steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002730 additional effect Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- VNNRSPGTAMTISX-UHFFFAOYSA-N chromium nickel Chemical compound [Cr].[Ni] VNNRSPGTAMTISX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000002068 genetic effect Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- LIKBJVNGSGBSGK-UHFFFAOYSA-N iron(3+);oxygen(2-) Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Fe+3].[Fe+3] LIKBJVNGSGBSGK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011572 manganese Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 238000005498 polishing Methods 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 238000009418 renovation Methods 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 1
- 238000004381 surface treatment Methods 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- -1 that is Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Область техникиTechnical field
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в ядерных установках с реакторами с жидкометаллическим теплоносителем (преимущественно со свинецсодержащим теплоносителем).The invention relates to nuclear engineering and is intended for use in nuclear installations with reactors with a liquid metal coolant (mainly with lead-containing coolant).
Предшествующий уровень техникиState of the art
Ядерные установки с реакторами с жидкометаллическим теплоносителем (далее - ЖМТ) позволяют значительно расширить топливную базу атомной энергетики, достичь наряду с этим высокого уровня безопасности. Одной из важнейших задач при создании, вводе в эксплуатацию, эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации таких установок является обеспечение работоспособности, в том числе коррозионной стойкости, контактирующих с ЖМТ элементов или изделий ядерной установки (особенно элементов активной зоны включая тепловыделяющий элемент (твэл) и такой его компонент как оболочка, рабочее колесо главного циркуляционного насоса, а также всего первого контура теплоносителя и его элементов. Именно к этим элементам предъявляются высокие требования по коррозионной стойкости, механической прочности в сочетании с хорошей пластичностью), такого количества отложений на поверхностях этих элементов или изделий ядерной установки и такого количества шлаков в объеме ЖМТ реактора, которые допускают теплоотвод от активной зоны, теплообменных аппаратов и других элементов реактора без нарушения проектных пределов, пределов нормальной эксплуатации ядерной установки, эксплуатационного предела повреждения твэлов, предела безопасной эксплуатации повреждения твэлов, максимального проектного предела повреждения твэлов при поддержании высоких эксплуатационных качеств (включая управление временем до останова реактора для перегрузки топлива, ремонта элементов ядерной установки за счет обеспечения примесного состава ЖМТ). Для решения этих задач поддержание примесного состава ЖМТ является важным. Также для решения этих задач важно использовать особо механически обработанные контактирующие с ЖМТ детали, или изделия, или элементы ядерной установки, которые позволяют повысить их коррозионную стойкость и уменьшить количество отложений на их поверхностях.Nuclear installations with liquid metal coolant reactors (hereinafter referred to as the MMT) can significantly expand the nuclear fuel base, and at the same time achieve a high level of safety. One of the most important tasks in the creation, commissioning, operation, and violations of the normal operation of such plants is to ensure operability, including corrosion resistance, of elements or products of a nuclear installation that are in contact with the MMC (especially core elements including a fuel element (fuel element) and such component as a shell, the impeller of the main circulation pump, as well as the entire first coolant circuit and its elements. corrosion resistance, mechanical strength combined with good ductility), such a quantity of deposits on the surfaces of these elements or products of a nuclear installation, and such a quantity of slag in the volume of the LMC reactor that allows heat removal from the core, heat exchangers, and other reactor elements without violating design limits , limits of normal operation of a nuclear installation, operational limit of damage to fuel rods, limit of safe operation of damage to fuel rods, maximum design the damage limit of fuel rods while maintaining high performance (including time management before shutting down the reactor for fuel reloading, repairing elements of a nuclear installation by providing impurity composition for iron ore materials). To solve these problems, the maintenance of the impurity composition of the MMT is important. Also, to solve these problems, it is important to use specially machined parts in contact with the LMW, or products, or elements of a nuclear installation, which can increase their corrosion resistance and reduce the amount of deposits on their surfaces.
В контуре с ЖМТ в результате коррозионно-эрозионных процессов образуются взвешенные примеси на основе соединений конструкционных материалов (основными компонентами которых, кроме основного материала теплоносителя, как правило являются железо, хром, никель), значительная часть которых концентрируется на частицах твердых продуктов коррозии в самом ЖМТ, а также на поверхностях элементов реактора ядерной установки, контактирующих с ЖМТ. Соответственно, в объеме ЖМТ появляются шлаки, а на контактирующих с ним поверхностях - отложения.As a result of corrosion-erosion processes, suspended impurities are formed in the LMC circuit based on compounds of structural materials (the main components of which, in addition to the main coolant material, are usually iron, chromium, nickel), a significant part of which is concentrated on particles of solid corrosion products in the LMC itself , as well as on the surfaces of the elements of the reactor of a nuclear installation in contact with the MMT. Correspondingly, slag appears in the volume of the MMC, and deposits appear on the surfaces in contact with it.
Отложения могут ухудшать теплообмен теплопередающих поверхностей в элементах реактора (например, может ухудшиться теплообмен между твэлами и ЖМТ, теплообменными поверхностями теплообменного аппарата и ЖМТ, что может привести к нарушению проектных пределов, нарушению нормальной эксплуатации, в том числе аварии или неплановому останову ядерной установки) и увеличить гидравлическое сопротивление трактов контура ЖМТ (что может привести к непредусмотренной проектом работе элементов реактора или потребует повышенной мощности на прокачку ЖМТ).Deposits can impair the heat transfer of the heat transfer surfaces in the elements of the reactor (for example, heat transfer between the fuel rods and the LMC, the heat exchange surfaces of the heat exchanger and the LMC can deteriorate, which can lead to a violation of design limits, disruption of normal operation, including an accident or unscheduled shutdown of a nuclear installation) and to increase the hydraulic resistance of the paths of the LMC circuit (which may lead to the operation of the reactor elements not envisaged by the project or require increased power for pumping LMC).
Известно изобретение «Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем», представленное в патенте RU 545098, в котором описывается конструкция реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем или его сплавом. Задача представленного в патенте RU 545098 изобретении состоит в снижении удельного объема свинцового теплоносителя на единицу мощности реактора и повышении безопасности реактора, которая решается описанными в патенте RU 545098 конструктивными (в том числе компоновочными) решениями элементов реакторной установки.The invention is known "Reactor installation with a fast neutron reactor and lead coolant", presented in patent RU 545098, which describes the design of a fast neutron reactor with lead coolant or its alloy. The objective of the invention presented in the patent RU 545098 is to reduce the specific volume of lead coolant per unit reactor power and increase the safety of the reactor, which is solved by the structural (including layout) solutions of the elements of the reactor installation described in the patent RU 545098.
Для сохранения эффекта снижения коррозии может применяться «Способ поддержания коррозионной стойкости стального циркуляционного контура со свинецсодержащим теплоносителем», описанный в патенте RU 2100480. Он включает создание на внутренней поверхности контура антикоррозионного покрытия из оксидов компонентов конструкционных сталей в процессе эксплуатации контура за счет поддержания концентрации растворенного в теплоносителе кислорода не ниже значения. При этом кислород вводят в контур свинецсодержащего теплоносителя и поддерживают термодинамическую активность (далее - ТДА) растворенного в теплоносителе кислорода описываемыми в патенте несколькими способами. Растворенный в свинецсодержащем теплоносителе кислород (при поддержании его ТДА на приведенном в патенте уровне) образует на поверхности сталей защитные оксидные пленки.To maintain the effect of reducing corrosion, the “Method for maintaining the corrosion resistance of a steel circulation loop with a lead-containing coolant” described in RU 2100480 can be applied. It includes the creation of an anticorrosive coating from oxides of structural steel components during operation of the circuit by maintaining the concentration of dissolved in the oxygen coolant is not lower than the value. In this case, oxygen is introduced into the lead-containing coolant circuit and the thermodynamic activity (hereinafter - TDA) of oxygen dissolved in the coolant is supported by several methods described in the patent. Oxygen dissolved in a lead-containing coolant (while maintaining its TDA at the level given in the patent) forms protective oxide films on the surface of steels.
В патентах RU 545098 и RU 2100480 не ограничены количества содержащихся в свинцовом теплоносителе примесей, в частности одних из тех, которые в зависимости от их количества в ЖМТ могут как неинтенсивно, так и интенсивно приводить к образованию шлаков, отложений и ускорению коррозии. Этими примесями являются примеси железа, хрома, никеля (в растворенном виде или в виде нерастворимых соединений). В патенте RU 2100480 ограничивается только содержание кислорода, который с этими примесями вступает в химическую реакцию.In the patents RU 545098 and RU 2100480, the amounts of impurities contained in the lead coolant are not limited, in particular, those that, depending on their amount in the LMC, can both non-intensively and intensively lead to the formation of slag, deposits and accelerate corrosion. These impurities are impurities of iron, chromium, nickel (in dissolved form or in the form of insoluble compounds). In the patent RU 2100480 only the oxygen content is limited, which reacts with these impurities in a chemical reaction.
Из литературного источника («Современные вопросы и задачи технологии тяжелых жидкометаллических теплоносителей ЯЭУ (свинец, свинец-висмут)». Мартынов П.Н., Асхадуллин P.Ш., Орлов Ю.И., Стороженко А.Н., Вопросы атомной науки и техники, серия: Ядерно-реакторные константы, №2, 2015 г., с. 60-78, Обнинск) известно, что в реакторах со свинецсодержащим теплоносителем интенсивность образования шлаков и отложений возрастает, когда С (С - суммарная (по всем примесям свинесодержащего теплоносителя) средняя по объему ЖМТ концентрация взвесей на основе свинца, висмута, железа, хрома, марганца и пр. примесей в ЖМТ) возрастает до значений: С≥10-3% масс. Там же рассматривается ядерная энергетическая установка с реактором со свинцовым или свинцово-висмутным теплоносителем с фильтром, ограничивающим рост С, эта ядерная установка принята за прототип.From a literature source (“Modern issues and tasks of the technology of heavy liquid metal coolants for nuclear power plants (lead, lead-bismuth).” Martynov PN, Askhadullin P.Sh., Orlov Yu.I., Storozhenko AN, Questions of atomic science and Techniques, series: Nuclear and Reactor Constants, No. 2, 2015, pp. 60-78, Obninsk) it is known that in reactors with a lead-containing coolant, the rate of formation of slags and deposits increases when C (C is the total (for all impurities pig-containing coolant) the average concentration of suspended solids based on lead in the volume of heavy metals, in . distemper, iron, chromium, manganese and other impurities in the LMC) increases to values: S≥10 -3% by weight. A nuclear power plant with a reactor with a lead or lead-bismuth coolant with a filter restricting growth of C is also considered there. This nuclear installation is taken as a prototype.
Отсутствие информации о допустимых количествах содержащихся в свинцовом или свинцово-висмутном теплоносителе реактора ядерной установки именно примесей железа, хрома, никеля, которые могут приводить к образованию шлаков и отложений (в растворенной, коллоидной форме и в виде соединений), является недостатком прототипа. Этот недостаток не позволяет контролировать предельный уровень примесей железа, хрома, никеля в ЖМТ ядерной установки, учитывать динамику медленных физических процессов шлакообразования в ЖМТ за счет примесей железа, хрома, никеля и образования отложений за счет примесей железа, хрома, никеля на элементах ядерной установки, контактирующих с ЖМТ, для оптимизации режимов ядерной установки при ее создании, нормальной эксплуатации, выводе ее из эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации. Например, повышенное содержание примесей железа, хрома, никеля можно допустить довольно длительное время, поскольку процесс роста количества отложений медленный, за счет низкой скорости его протекания времени хватает, чтобы ядерной установки доработать до планового останова, перегрузки.The lack of information on the permissible amounts of iron, chromium, nickel impurities contained in the lead or lead-bismuth coolant of the reactor of a nuclear installation, which can lead to the formation of slags and deposits (in dissolved, colloidal form and in the form of compounds), is a disadvantage of the prototype. This drawback does not allow us to control the limiting level of impurities of iron, chromium, nickel in the MMC of a nuclear installation, to take into account the dynamics of the slow physical processes of slag formation in the MMC due to impurities of iron, chromium, nickel and the formation of deposits due to impurities of iron, chromium, nickel on the elements of the nuclear installation, in contact with the MMT, to optimize the modes of a nuclear installation during its creation, normal operation, its decommissioning and violations of normal operation. For example, an increased content of impurities of iron, chromium, and nickel can be allowed for a rather long time, since the process of increasing the amount of deposits is slow, due to the low rate of its flow, there is enough time for the nuclear installation to be finalized to a planned shutdown, overload.
Свинец марки С1 (по ГОСТ 3778-98) и висмут марки ВИ00 (по ГОСТ 10928-90), наиболее полно подходят по своим примесным составам (составу генетических примесей, то есть примесей, связанных с получением таких марок свинца и висмута до помещения в реактор) для их использования в качестве материала для свинцово-висмутного теплоносителя (далее - СВТ); свинец марки С1 (по ГОСТ 3778-98) наиболее полно подходит по своему примесному составу для его использования в качестве материала для свинцового теплоносителя. Концентрация железа в свинце марки С1 и висмуте марки ВИ00 равна 10-3 % масс. Следовательно, уже непосредственно после залива свинца марки С1 и висмута марки ВИ00 как материала для СВТ и непосредственно после залива свинца марки С1 как материала для СТ и при поддержании при этом в СВТ и СТ необходимой ТДА кислорода (например, приведенной в патенте RU 2100480) концентрация взвесей в СВТ и СТ будет такой, что начинается образование шлаков в объеме этих ЖМТ и отложений на поверхностях элементов ядерных установок, контактирующих с этими ЖМТ. В прототипе отсутствует информация именно о допустимых количествах содержащихся в свинцовом или свинцово-висмутном теплоносителе реактора ядерной установки примесей железа, хрома, никеля, при которых шлаки в ЖМТ и отложения на контактирующих с ЖМТ поверхностях ядерной установки, например на внешних поверхностях твэлов, имеются, но не приводят, например, к нарушению эксплуатационного предела повреждения твэлов или нарушению предела безопасной эксплуатации повреждения твэлов или нарушению максимального проектного предела повреждения твэлов. Количественные значения пределов повреждения твэлов для атомной станции с реакторной установкой типа БН (содержат реактор с натриевым теплоносителем) приведены в Правилах ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (НП-082-07). В предлагаемом техническом решении принимается, что пределы повреждения твэлов для ядерной установки с реактором со свинецсодержащим теплоносителем идентичны пределам повреждения твэлов для атомной станции с реакторной установкой типа БН.Lead grade C1 (according to GOST 3778-98) and bismuth grade VI00 (according to GOST 10928-90) are most fully suitable for their impurity compositions (the composition of genetic impurities, that is, impurities associated with the production of such grades of lead and bismuth before being placed in the reactor ) for their use as a material for lead-bismuth coolant (hereinafter - CBT); lead grade C1 (according to GOST 3778-98) is most suitable for its impurity composition for its use as a material for lead coolant. The concentration of iron in lead grade C1 and bismuth grade VI00 equal to 10 -3 % of the mass. Therefore, immediately after pouring lead of grade C1 and bismuth grade VI00 as material for CBT and immediately after pouring lead of grade C1 as material for ST and while maintaining the necessary oxygen TDA in CBT and ST (for example, given in patent RU 2100480) concentration Suspensions in the SHT and ST will be such that slag formation begins in the volume of these MMTs and deposits on the surfaces of elements of nuclear installations in contact with these MMTs. The prototype lacks information specifically about the permissible amounts of impurities of iron, chromium, nickel contained in the lead or lead-bismuth coolant of the reactor of a nuclear installation, in which slags in the LMC and deposits on the surfaces of the nuclear installation in contact with the LMC, for example, on the outer surfaces of the fuel rods, are available, but for example, do not violate the operational limit of damage to the fuel rods or violate the limit of safe operation of the damage to the fuel rods or violate the maximum design limit of damage fuel rods. Quantitative values of the limits of damage to fuel rods for a nuclear power plant with a BN type reactor facility (contain a reactor with a sodium coolant) are given in the Nuclear Safety Rules for the Reactor Facilities of Nuclear Power Plants (NP-082-07). The proposed technical solution assumes that the limits of damage to fuel rods for a nuclear installation with a lead-containing coolant reactor are identical to the limits of damage to fuel rods for a nuclear power plant with a BN-type reactor.
Исходя из сказанного необходимо отметить, что:Based on the foregoing, it should be noted that:
несмотря на известность того, что образование шлаков и отложений может происходить в реакторе с ЖМТ, требования к поддержанию диапазона примесного состава в ЖМТ при создании ядерной установки, ее нормальной эксплуатации, выводе ее из эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации недостаточны: поддержание необоснованно высоких концентраций железа, хрома и никеля в ЖМТ ухудшит надежность и безопасность ядерной установки, приведет к нарушению пределов повреждения ее твэлов из-за образования на них избыточного количества отложений, в том числе интенсивной коррозии, ускоренной этими отложениями, что приведет к неплановому ремонту, простоям ядерной установки;Despite the fact that slag and sediment formation can occur in a reactor with an iron ore material, the requirements to maintain the impurity composition range in an iron ore mixture during the creation of a nuclear installation, its normal operation, its decommissioning and normal operation disturbances are insufficient: maintaining unreasonably high iron concentrations, chromium and nickel in the LMC will worsen the reliability and safety of a nuclear installation, will lead to a violation of the limits of damage to its fuel rods due to the formation of excess deposits on them including intense corrosion accelerated by these deposits, which will lead to unplanned repairs, downtime of the nuclear installation;
несмотря на известность ядерных установок, в которых используется перспективный способ обеспечения коррозионной стойкости, прочность и эффективность такой защиты оказываются недостаточными, уровень отложений на контактирующих с ЖМТ поверхностях ядерной установки оказывается высоким, поскольку требуется применение различных способов поддержания коррозионной стойкости конструкционных материалов, восстановления оксидных пленок на них (достигается пассивацией поверхности) и обеспечения количества отложений на контактирующих с ЖМТ поверхностях, не приводящих к нарушению пределов повреждения твэлов.Despite the prominence of nuclear installations that use a promising method of ensuring corrosion resistance, the strength and effectiveness of such protection are insufficient, the level of deposits on the surfaces of a nuclear installation in contact with the MMC turns out to be high, since various methods of maintaining the corrosion resistance of structural materials and the reduction of oxide films are required them (achieved by passivation of the surface) and ensuring the amount of deposits on contact with the MMT surfaces that do not violate the limits of damage to fuel elements.
Раскрытие изобретенияDisclosure of invention
Задача заявляемого технического решения состоит в совершенствовании конструкции ядерной установки с реактором с ЖМТ, в составе которого имеется хотя бы одно контактирующее с ЖМТ металлическое изделие или элемент, а также в увеличении надежности, безопасности и работоспособности этой ядерной установки путем повышения коррозионной стойкости, износостойкости в сочетании с хорошей твердостью, механической прочностью, пластичностью и ударной вязкостью контактирующих с ЖМТ изделий или элементов этой ядерной установки.The objective of the proposed technical solution is to improve the design of a nuclear installation with a reactor with a steel plate, which includes at least one metal product or element in contact with a metal plate, and also to increase the reliability, safety and performance of this nuclear installation by increasing the corrosion resistance and wear resistance in combination with good hardness, mechanical strength, ductility and toughness of the products or elements of this nuclear installation in contact with the iron-ore material.
Задача заявляемого технического решения реализуется за счет создания ядерной установки с реактором с ЖМТ, в составе которого имеется хотя бы одно контактирующее с ЖМТ металлическое изделие или элемент, в ЖМТ реактора которой поддерживаются в определенных диапазонах: средняя по объему ЖМТ концентрация железа (CFe), средняя по объему ЖМТ концентрация хрома (СCr) и средняя по объему ЖМТ концентрация никеля (CNi), при которых количество связанных с наличием этих примесей шлаков в ЖМТ и отложений на поверхностях изделий или элементов реактора ядерной установки, контактирующих с ЖМТ, не приведет к нарушению пределов повреждения ее твэлов, обтекаемых ЖМТ, из-за образования на них избыточного количества отложений и/или шлака в объеме ЖМТ в реакторе.The objective of the proposed technical solution is achieved by creating a nuclear installation with a reactor with a metal alloy, which contains at least one metal product in contact with a metal core, or an element in the metal core of the reactor which is supported in certain ranges: the average iron concentration (C Fe ), the average concentration of chromium (С Cr ) in the volume of the MMT and the nickel concentration (C Ni ) in the volume of the MMT at which the amount of slag in the MMT associated with the presence of these impurities and deposits on the surfaces of articles or reactor elements The nuclear installation in contact with the LMC will not violate the limits of damage to its fuel rods streamlined by the LMC due to the formation of an excess amount of deposits and / or slag on them in the volume of the LMC in the reactor.
При определении CFe, СCr и СNi, соответственно, учитывается общая масса железа, хрома и никеля в ЖМТ, которые могут находиться в ЖМТ как в растворенном виде, так и в виде нерастворимых соединений, при этом при определении CFe, СCr и СNi не учитывается их наличие непосредственно в устройстве реактора, которое предназначено для концентрации в себе имеющихся в ЖМТ примесей (например, это может быть фильтр ЖМТ, расположенный в реакторе или аналогичные устройства по своему назначению). Диапазоны поддержания CFe, СCr и СNi в ЖМТ реактора ядерной установки следующие:In the determination of C Fe , C Cr and C Ni , respectively, the total mass of iron, chromium and nickel in the MMT is taken into account, which can be in the MMT both in dissolved form and in the form of insoluble compounds, while the determination of C Fe , C Cr and C Ni does not take into account their presence directly in the reactor device, which is intended for the concentration of impurities present in the MMC (for example, it may be an MMT filter located in the reactor or similar devices for their intended purpose). The ranges for maintaining C Fe , C Cr, and C Ni in the MMT of the reactor of a nuclear installation are as follows:
2,0 10-5% масс. ≤CFe≤7,3 10-3% масс.;2.0 10 -5 % of the mass. ≤C Fe ≤7.3 10 -3 % wt .;
0% масс. (точно) <СCr≤2,8⋅10-3% масс.;0% of the mass. (precisely) <C Cr ≤2.8⋅10 -3 % wt .;
0% масс. (точно) <СNi≤2,8⋅10-3% масс.0% of the mass. (precisely) <С Ni ≤2.8⋅10 -3 % of the mass.
Также задача заявляемого технического решения реализуется за счет создания ядерной установки с реактором с ЖМТ, в составе которого имеется хотя бы одно контактирующее с ЖМТ металлическое изделие или элемент, обработанное для увеличения коррозионной стойкости и уменьшения количества отложений на нем. Это дает дополнительный эффект к эффекту от поддержания CFe, СCr и СNi в ЖМТ реактора ядерной установки в приведенных диапазонах (скорость коррозии контактирующих с ЖМТ металлических элементов такой ядерной установки, количество отложений на них такие, что не приводят к нарушению пределов повреждения ее твэлов из-за образования на них избыточного количества отложений, в том числе интенсивной коррозии, ускоренной этими отложениями). Контактирующее с ЖМТ металлическое изделие или элемент ядерной установки для увеличения коррозионной стойкости и уменьшения количества отложений на нем должно быть обработано способом, включающим механическую обработку его поверхности, обеспечивающую поверхностный наклеп, и включающим пассивацию ее поверхности, отличающимся тем, что механическую обработку контактирующей с ЖМТ поверхности металлического изделия ядерной установки проводят до достижения шероховатости поверхности среднего отклонения профиля (Ra) не более 1,6 мкм, степени поверхностного наклепа не ниже 5%, глубины наклепа не менее 8 мкм, а пассивацию поверхности изделия проводят до получения слоя оксидной пленки толщиной не менее Ra + 1 мкм.Also, the objective of the claimed technical solution is achieved by creating a nuclear installation with a reactor with a metal alloy, which includes at least one metal product in contact with a metal matrix or an element processed to increase corrosion resistance and reduce the amount of deposits on it. This gives an additional effect to the effect of maintaining C Fe , C Cr and C Ni in the LMC of a nuclear installation reactor in the given ranges (corrosion rate of metallic elements of such a nuclear installation in contact with the MMC, and the amount of deposits on them that does not violate the limits of damage to it fuel elements due to the formation of excess deposits on them, including intense corrosion accelerated by these deposits). In order to increase the corrosion resistance and reduce the amount of deposits on it, a metal product or an element of a nuclear installation in contact with an LMW should be processed in a way that includes machining its surface, providing surface hardening, and including passivation of its surface, characterized in that the machining of the surface in contact with the LMW a metal product of a nuclear installation is carried out until the surface roughness of the average deviation of the profile (Ra) is not more than 1.6 μm, step and surface hardening is not less than 5%, the depth of hardening is not less than 8 microns and a surface passivation product conducted to obtain a layer of oxide film thickness of not less than 1 micron Ra +.
Под степенью поверхностного наклепа понимается: uн=(Нmax-Нисх)⋅100%/Нисх, где Hmax, Hисх - максимальная и исходная микротвердость поверхностного слоя материала, соответственно, исходная микротвердость - микротвердость до использования поверхностных обработок детали, то есть равная микротвердости основного материала (без поверхностного наклепа).The degree of surface hardening is understood to be: u n = (H max -H ref ) ⋅100% / N ref , where H max , H ref is the maximum and initial microhardness of the surface layer of the material, respectively, the initial microhardness is microhardness before using surface treatments of the part, that is, equal to the microhardness of the base material (without surface hardening).
Поверхность изделия до или после пассивации может быть подвергнута легированию, термообработке для еще большего улучшения ее антикоррозионных свойств.The surface of the product before or after passivation can be subjected to alloying, heat treatment to further improve its anti-corrosion properties.
Технический результат, получаемый от реализации описываемого технического решения, заключается в увеличении возможностей оптимизации режимов ядерной установки (за счет поддержания в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi), возможности контролировать предельный уровень примесей железа, хрома, никеля в ЖМТ ядерной установки при создании, эксплуатации и выводе из эксплуатации ядерной установки с реактором с ЖМТ при обеспечении ненарушения пределов повреждения ее твэлов за счет поддержания в ЖМТ ядерной установки в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi. Верхние границы предложенных диапазонов CFe, СCr и CNi таковы, что при их превышении интенсивность процессов шлакообразования в ЖМТ и роста отложений на контактирующих с ЖМТ поверхностях ядерной установки интенсивно возрастают, при этом носят выраженный случайный характер (при превышении приведенных диапазонов CFe, СCr и CNi в ЖМТ ядерной установки среднее квадратичное отклонение измеренных толщин отложений на поверхностях контактирующих с ЖМТ изделий или элементов ядерной установки возрастает на 30-40% и более) так, что управлять этими процессами в реакторе ядерной установки становится технически сложно. Увеличение возможностей оптимизации режимов ядерной установки приводит к улучшению топливоиспользования, работе оборудования ядерной установки в щадящих режимах, увеличению энерговыработки ядерной установки, редким неплановым остановам ядерной установки на ремонт, техническое обслуживание.The technical result obtained from the implementation of the described technical solution consists in increasing the possibilities of optimizing the modes of a nuclear installation (by maintaining C Fe , C Cr and C Ni in the above ranges), and the ability to control the limiting level of impurities of iron, chromium, nickel in the iron ore material of a nuclear installation at the creation, operation and decommissioning of a nuclear installation with a reactor with an LMC while ensuring that the limits of damage to its fuel rods are not violated by maintaining a nuclear installation in the MMR in the above ranges C Fe , C Cr and C Ni . The upper boundaries of the proposed ranges of C Fe , C Cr, and C Ni are such that, when they are exceeded, the intensity of slag formation processes in the MMT and the growth of deposits on the surfaces of the nuclear installation in contact with the MMT are intensively increased, while they are of a pronounced random nature (when exceeding the above ranges of C Fe , With Cr and C Ni in the LMC of a nuclear installation, the mean square deviation of the measured thickness of the deposits on the surfaces of the products or elements of the nuclear installation in contact with the MMC increases by 30–40% or more) so that these percentages are controlled It becomes technically difficult in the reactor of a nuclear installation. The increase in opportunities for optimizing the modes of a nuclear installation leads to improved fuel consumption, operation of equipment of a nuclear installation in gentle modes, increased energy production of a nuclear installation, and rare unplanned shutdowns of a nuclear installation for repair and maintenance.
Реализация изобретенияThe implementation of the invention
Известно, что реакторные установки с реактором со свинецсодержащим теплоносителем реализовывались на атомных подводных лодках. В настоящее время эксплуатируются ядерные установки типа БН-600 и БН-800 с натриевым теплоносителем.It is known that reactor installations with a lead-containing coolant reactor were implemented in nuclear submarines. Nuclear installations of the BN-600 and BN-800 type with sodium coolant are currently in operation.
Для поддержания CFe, СCr и CNi в приведенных диапазонах существует много известных способов, например для очистки свинецсодержащего теплоносителя используются фильтры и специальными мерами поддерживают в свинецсодержащем теплоносителе ТДА кислорода, зависимость для которой приведена, например, в литературном источнике прототипа (для уменьшения выхода приведенных примесей в теплоноситель). Для поддержания CFe, СCr и CNi возможно дополнительно к очистке механическими фильтрами и к поддержанию в ЖМТ приведенной ТДА кислорода использование в качестве материала для теплоносителя свинца или свинца и висмута высокой степени очистки, например использование свинца марки С0 для СТ и свинца марки С0 и висмута марки ВИ00 для СВТ, возможно также для очистки ЖМТ провести замену части загрязненного ЖМТ на более чистый.To maintain C Fe , C Cr, and C Ni in the above ranges, there are many known methods, for example, filters are used to clean the lead-containing coolant and special measures are used to maintain TDA oxygen in the lead-containing coolant, the dependence for which is given, for example, in the literary source of the prototype (to reduce the yield reduced impurities in the coolant). In order to maintain C Fe , C Cr, and C Ni, it is possible to use, in addition to cleaning with mechanical filters and maintaining the reduced TDA of oxygen in the HMT, oxygen as a material for the coolant, lead or lead and bismuth, with a high degree of purification, for example, the use of lead grade C0 for CT and lead grade C0 and bismuth grade VI00 for CBT, it is also possible to clean a part of the contaminated part of the body with a cleaner one for cleaning the liquid metal parts.
Для поддержания в ЖМТ в виде щелочного металла CFe, СCr и CNi в приведенных диапазонах возможно использовать очистку механическими фильтрами, очистку холодными ловушками, геттерную очистку, замену части загрязненного ЖМТ на более чистый.In order to maintain C Fe , С Cr, and C Ni in the alkaline metal in the MMC in the above ranges, it is possible to use cleaning with mechanical filters, cleaning with cold traps, getter cleaning, and replacing some of the contaminated MMC with a cleaner one.
Увеличение возможностей оптимизации режимов ядерной установки, например, связано с тем, что для поддержания в приведенных выше диапазонах CFe, СCr и CNi в ЖМТ реактора ядерной установки известны простые способы, например использование механических фильтров. Однако при отказе, например, механического фильтра(-ов) ЖМТ в реакторе при работе ядерной установке на номинальной мощности концентрации CFe, СCr и CNi начинают расти. Допущение эксплуатации ядерной установки при концентрациях CFe, СCr и CNi в ЖМТ, равных верхним границам приведенных выше диапазонов, позволит работать ядерной установке на мощности, близкой к номинальной, около не менее 4-5 недель, что не приведет нарушению пределов повреждения ее твэлов за счет поддержания такого уровня концентраций CFe, СCr и CNi в ЖМТ. Если до плановой перегрузки топлива или окончания топливной кампании или планового останова ядерной установки на ремонт или планового обслуживания осталось менее 4-5 недель, то эксплуатация ядерной установки даже при концентрациях CFe, СCr и CNi в ЖМТ, равных верхним границам приведенных выше диапазонов, позволит ядерной установке доработать до них, что позволит после, при необходимости, провести снижение концентрации CFe, СCr и CNi существенно менее затратными способами, чем внеплановый останов ядерной установки на ремонт или ее ремонт при работе на мощности.The increase in opportunities for optimizing the modes of a nuclear installation, for example, is due to the fact that simple methods are known, for example, using mechanical filters, to maintain C Fe , C Cr, and C Ni in the LMT of a nuclear installation reactor in the above ranges. However, in the event of a failure, for example, of the mechanical filter (s) of the LMC in the reactor during the operation of the nuclear installation at the rated power, the concentrations of C Fe , C Cr and C Ni begin to increase. Allowing the operation of a nuclear installation at concentrations of C Fe , C Cr, and C Ni in an LMW equal to the upper limits of the above ranges will allow the nuclear installation to operate at a power close to the nominal one for at least 4-5 weeks, which will not violate the limits of damage to it fuel rods due to maintaining such a level of concentrations of C Fe , C Cr and C Ni in the LMC. If less than 4-5 weeks are left before the planned fuel reload or the end of the fuel campaign or the planned shutdown of the nuclear installation for repair or scheduled maintenance, then the operation of the nuclear installation, even at concentrations of C Fe , C Cr and C Ni in the LMC, equal to the upper limits of the above ranges will allow nuclear plant to refine them to allow after, if necessary, to carry out reduction of the concentration C Fe, C and Cr C Ni significantly less expensive methods than unscheduled shutdown of a nuclear installation for the repair or renovation at Started on power.
Реализовать ядерную установку, в составе которой имеется контактирующее с ЖМТ металлическое изделие, или деталь, или элемент, поверхность которого обработана до достижения описанных выше свойств (до достижения шероховатости поверхности среднего отклонения профиля, Ra, не более 1,6 мкм, степени поверхностного наклепа не ниже 5%, глубины наклепа не менее 8 мкм) возможно, например, использовав изделие, или деталь, или элемент, поверхность которого механически отполирована до приведенных характеристик, достижимость чего широко известна, и пассирована, например, в самом свинецсодержащем теплоносителе при поддержании в нем значений ТДА кислорода такими, что слой защитной оксидной пленки станет толщиной не менее Ra+1 мкм. При обработке поверхности изделия или детали следует выбирать режимы, не приводящие к поверхностным трещинам и перенаклепу.Implement a nuclear installation, which includes a metal product in contact with the metalwork, or a part, or an element whose surface has been processed to achieve the properties described above (until the surface roughness is average profile deviation, Ra, not more than 1.6 μm, the degree of surface hardening is not below 5%, hardening depth not less than 8 microns) it is possible, for example, using a product, or a part, or an element whose surface is mechanically polished to the given characteristics, the attainability of which is widely known, and passi Hovhan, for example, in the lead-containing coolant, while maintaining its oxygen TDA values such that a layer of protective oxide film becomes not less than Ra + 1 micron thick. When processing the surface of the product or part, you should choose modes that do not lead to surface cracks and re-riveting.
Также изделие или деталь могут выдерживаться в камере с паром воды в течение нескольких десятков минут или часов при температуре более 400°С до образования сплошной защитной оксидной пленки толщиной не менее 1,5 мкм на их контактирующих со свинецсодержащим теплоносителем поверхностях. После выдерживания в камере с парами воды изделие или деталь могут дополнительно пассивироваться в свинецсодержащем теплоносителе. Изделие или деталь могут быть установлены в теплоноситель на основе щелочных металлов. В этом случае после механической полировки проводится внутриконтурная пассивация поверхности изделия или детали путем поддержания в теплоносителе на основе щелочных металлов необходимой ТДА при температуре выше 300°С до образования сплошной защитной оксидной пленки на основе Na4FeO3 и NaCrO2 (в случае хромоникелевой нержавеющей стали и натриевого теплоносителя) толщиной не менее 1,5 мкм на контактирующей с теплоносителем поверхности.Also, the product or part can be kept in a chamber with water vapor for several tens of minutes or hours at a temperature of more than 400 ° C until a continuous protective oxide film is formed with a thickness of at least 1.5 μm on their surfaces in contact with the lead-containing coolant. After being kept in a chamber with water vapor, the product or part can be additionally passivated in a lead-containing coolant. The product or part can be installed in a heat carrier based on alkali metals. In this case, after mechanical polishing, the contour passivation of the surface of the product or part is carried out by maintaining the necessary TDA in a coolant based on alkali metals at a temperature above 300 ° C until a continuous protective oxide film based on Na 4 FeO 3 and NaCrO 2 is formed (in the case of chromium-nickel stainless steel and sodium coolant) with a thickness of at least 1.5 μm on the surface in contact with the coolant.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016129085A RU2632814C1 (en) | 2016-07-18 | 2016-07-18 | Nuclear installation with reactor with liquid-metal coolant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016129085A RU2632814C1 (en) | 2016-07-18 | 2016-07-18 | Nuclear installation with reactor with liquid-metal coolant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2632814C1 true RU2632814C1 (en) | 2017-10-10 |
Family
ID=60040876
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016129085A RU2632814C1 (en) | 2016-07-18 | 2016-07-18 | Nuclear installation with reactor with liquid-metal coolant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2632814C1 (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU545098A1 (en) * | 1975-10-09 | 1977-01-30 | Всесоюзный научно-исследовательский институт телевидения и радиовещания | Sweep Generator Output Cascade |
| RU2100480C1 (en) * | 1996-03-18 | 1997-12-27 | Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт | Method of maintaining corrosion resistance of steel flow circuit with lead-containing heat carrier |
| JP2001264476A (en) * | 2000-03-17 | 2001-09-26 | Toshiba Corp | Heavy metal cooling furnace |
-
2016
- 2016-07-18 RU RU2016129085A patent/RU2632814C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU545098A1 (en) * | 1975-10-09 | 1977-01-30 | Всесоюзный научно-исследовательский институт телевидения и радиовещания | Sweep Generator Output Cascade |
| RU2100480C1 (en) * | 1996-03-18 | 1997-12-27 | Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт | Method of maintaining corrosion resistance of steel flow circuit with lead-containing heat carrier |
| JP2001264476A (en) * | 2000-03-17 | 2001-09-26 | Toshiba Corp | Heavy metal cooling furnace |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| "Современные вопросы и задачи технологии тяжелых жидкометаллических теплоносителей ЯЭУ (свинец, свинец-висмут)". Мартынов П.Н., Асхадуллин P.Ш., Орлов Ю.И., Стороженко А.Н., Вопросы атомной науки и техники, серия: Ядерно-реакторные константы. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP4616772B2 (en) | Austenitic stainless steel, method for producing the same, and structure using the same | |
| Rodríguez | Corrosion control of nuclear steam generators under normal operation and plant-outage conditions: a review | |
| Short et al. | A functionally graded composite for service in high-temperature lead-and lead-bismuth–cooled nuclear reactors—I: design | |
| KR20170041784A (en) | Chemical process for primary system material passivation during hot functional testing of nuclear power plants | |
| RU2632814C1 (en) | Nuclear installation with reactor with liquid-metal coolant | |
| CN109504916B (en) | Copper-titanium-containing high-strength high-corrosion-resistance austenitic stainless steel and preparation method thereof | |
| KR101410012B1 (en) | Corrosion-resistant structure for high-temperature water system and corrosion-preventing method thereof | |
| RU2543573C1 (en) | Intracircuit passivation method of steel surfaces of fast neutron nuclear reactor | |
| CN112657931B (en) | Method for cleaning lead-bismuth alloy on spent fuel | |
| Ford et al. | Environmentally-assisted degradation of structural materials in water cooled nuclear reactors: an introduction | |
| Antunes et al. | Stress corrosion cracking of structural nuclear materials: Influencing factors and materials selection | |
| JP4503483B2 (en) | Material to be welded, welded structure using the same and high corrosion resistance austenitic stainless steel | |
| Timofeev et al. | Intercrystalline corrosion cracking of power equipment made of austenitic steels | |
| Yau et al. | Corrosion of Zirconium and Zirconium Alloys | |
| CN104882184A (en) | Device and method for adding zinc to ADS reactor lead-bismuth eutectic alloy | |
| CN109504826A (en) | A kind of cupric vanadium high intensity high corrosion resistance stainless steel and preparation method thereof | |
| Sandusky et al. | Advanced boiling water reactor materials technology | |
| Roberts | Metallurgical improvements for enhanced stress corrosion performance of light water reactor structural materials | |
| Kim et al. | Corrosion Resistibility of Chemical Inhibitors for Carbon Steels in the Closed Cooling Water System of Nuclear Power Plant | |
| CN119320914A (en) | Corrosion-resistant austenitic stainless steel for spent fuel aftertreatment and preparation method thereof | |
| Chen et al. | Cracking susceptibility of irradiated stainless steels in a simulated PWR environment | |
| CN110129663A (en) | A kind of circulation axial-flow pump high-strength corrosion-resisting impeller | |
| CN119287245A (en) | A method for improving the hardness of corrosion-resistant austenitic stainless steel for key post-processing equipment | |
| Cerrone | Nickel-based alloys for fission and fusion | |
| Ford et al. | Environmentally-assisted Degradation of Stainless Steel in LWRs |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180719 |