反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术的制作方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及一种反应堆堆芯内器件材料辐射损伤的恢复技术，尤其是高燃耗反应堆堆芯内器件的辐射损伤原位或现场用热处理方法恢复的技术。
【背景技术】
[0002]反应堆是一个复杂的多技术、多系统集成的大系统。可以采用固体核燃料或液体核燃料，也可以用热中子或快中子能谱。因此，不同类型的反应堆涉及的技术差异极大。但也存在共性部分。
[0003]反应堆堆芯内，尤其是快中子反应堆堆芯内，的工作条件，多是高温、高腐蚀、高压和高辐射强度，这对所用材料性能的要求很高，也增加研发、生产所需材料的难度和使用、更新这些材料的成本。
[0004]快中子会把合金结构材料等中的原子撞离原晶格(如Fe原子的离位阈能约325eV)而留下一个空位，并停留在晶格间隙中形成间隙原子，产生点缺陷。更高能量中子的撞击会产生级联效应形成微贫原子区或无序非晶态相。达到一定剂量后，过饱和点缺陷会扩散迁移、聚集演化成贫原子区、微空洞、层错四面体和位错环等缺陷团，称为辐照缺陷，使合金材料变硬变脆延展性下降，即由晶格损伤造成的脆化。另外快中子与包壳等材料组成元素发生(η，α)反应生成氦He原子逐渐聚集成的He气泡也使基体晶格畸变增加，包壳等肿胀，脆性增大，成为氦脆。这些是缩短包壳等使用寿命甚至功能失效的主要因素。
[0005]熔盐堆主容器、核燃料包壳等合金材料，如快堆用的316不锈钢，在中子辐照下会产生晶体缺陷使材料性能变差并最终失效。包壳使用寿命，成为快堆换料周期长短、甚至先进反应堆研发成败的决定因素。
[0006]目前，公知的反应堆堆芯内金属材料提高抗辐射性能的加固技术，主要是通过改进材料组成元素、成份及结晶过程等技术实现。
[0007]也有实验室研究,福照的金属铜、金、银材料产生空位、间隙原子、Frankel缺陷对等缺陷引起性能变化后，通过退火减少或消除缺陷使其性能得到恢复的研究报导，退火温度在600K以下。
[0008]耐高温、耐腐蚀、耐高压和耐辐射的适用的长工作寿命材料的研发，延长反应堆堆芯内结构材料的使用寿命，是当前世界反应堆应用，尤其是高燃耗先进反应堆研发面临的难题。
【发明内容】
[0009]为了克服现有反应堆堆芯内，尤其是快中子反应堆堆芯内的结构材料等使用寿命短，达不到先进反应堆研发要求的不足，本发明提供一种材料辐射损伤的恢复技术，尤其是包壳、熔盐堆主容器和部件等材料的辐射损伤原位或现场用热处理方法恢复的技术，该技术不仅能修复堆芯内材料的辐射损伤，而且能原位或现场修复堆芯内材料的辐射损伤，大幅度延长器件在堆芯内的使用寿命，降低反应堆运行成本和器件更新成本，实现高效益、高效率和高燃耗。
[0010]本发明解决其技术问题所采用的技术方案是:在堆芯内辐射损伤材料所处的原位或现场，用热处理的方法和装置，减少或消除受辐照材料的辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。
[0011]具体方法是:
[0012](1)当被修复器件容易从堆芯内取出或拆除时，则将这些器件放入现场或附近的热处理装置的容器内进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。
[0013]例如，修复固体核燃料元件的包壳辐射损伤的方法是:先从堆芯内取出核燃料组件，分拆成燃料元件后，把每个完整的燃料元件分别放入现场或附近的热处理装置内的专用槽内，该专用槽可保持元件的形状和准直度等在热处理过程中不变或其改变量在允许的范围内，进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能，再把元件组装成组件，放回堆芯内。至此，整个修复过程就全部完成。这个过程中处理的元件是高放射性的，需要遥控操作。对堆芯内的全部核燃料组件，可分批轮换进行修复处理。
[0014]其它容易从堆芯内取出和拆除器件的辐射损伤修复过程，视具体器件的材料和要求而有所差别，但与上述修复过程类似或基本相同。主要差异是加热温度的高低、保持该温度时间的长短和冷却过程。
[0015]热处理装置有可保温和加压力的箱体，内置耐高温合金板架，板架用定位杆定位并带有加热和测控温器件，板架两面都开有可放置整根燃料元件的半圆专用槽，板架的专用槽内放置燃料元件后板架叠放加压，紧固住所有燃料元件，以保持其形状和准直度等在热处理恢复过程中不变或其改变量在允许的范围内。机械手及其系统的遥控操作，热处理装置箱体内温度及其变化模式、压力及其变化模式、持续时间，都由该装置的控制系统遥控实施执行。
[0016](2)当被修复器件不容易或无法从堆芯内取出和拆除时，则将用专用的热处理装置，在非工作状态，对这些器件进行原位热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。
[0017]例如，修复液体核燃料熔盐堆的主容器或主容器内大型部件辐射损伤的方法是:当主容器等的材料受辐射到选定的剂量后，开始修复其辐射损伤，先排空主容器内的熔盐，使被修复器件不承受载荷，以减少其在修复过程中变形和受损的可能，打开并通过主容器壁上的专用通道，把专用热处理装置放入主容器内，进行热处理，升高需要修复主容器等的温度，直到适合对这些受辐照产生损伤器件的材料的可修复的温度，并保持一段适当的时间，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，使这些材料的辐照损伤恢复到满意的程度。部分或全部恢复其物理和力学性能。再降低其温度到适当的温度或正常工作温度。然后，把专用热处理装置退回原位置，关闭主容器壁上的专用通道，整个修复过程就全部完成。这个过程中处理的主容器内是高放射性的，需要遥控操作。
[0018]这样的修复过程可进行多次。以延长主容器和其它部件的使用寿命到预期或需要的值。
[0019]其它不容易从堆芯内取出和拆除器件的辐射损伤修复过程，视具体器件的材料和要求而有所差别，但与上述修复过程类似或基本相同。主要差异是加热温度的高低、保持该温度时间的长短和冷却过程。
[0020]用类似的方法，也可在非工作状态，原位整体修复堆芯内全部的固体核燃料组件、元件包壳和结构材料的福射损伤。
[0021](3)工作态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳的辐射损伤。方法是:先使其堆芯从工作或其它状态转换到原位修复包壳辐射损伤的状态，用堆芯产生的热能或衰变余热，通过调节冷却剂流量，调整堆芯内温度到预先选定的值，按修复需要保持设定的时间，进行热处理，减少或消除其辐照缺陷，修复受辐照材料的损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能，再按要求降低温度到正常状态。至此，整个修复过程就全部完成。
[0022]采用这种原位修复方法，需要在反应堆设计建造时，预先调整堆芯内设计，以满足该方法的特殊要求。例如，为了保持元件的形状和准直度等在热处理过程中不变或其改变量在允许的范围内，需要增加组件中间格架的数量到设定值。堆芯内其它材料，应能设计成为可承受这种原位修复方法引起的温度变化，即产生的变化不大或能自然复原。做到，引起的变形可接受且损伤修复的程度可接受。
[0023]这种修复方法的停堆时间短，效率高。也可不用堆芯自身产生的热量，排出冷却剂，再原位整体修复，但需要另外加热和相应的加热装置。在设计时应一并考虑。