[0024](4)工作态原位修复熔盐堆主容器和部件。用堆芯产生的热能或衰变余热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，被修复器件承受载荷，通过调节冷却剂流量，调整堆芯内温度，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。整个修复过程就全部完成。要求做到，引起的变形可接受且损伤修复的程度可接受。
[0025]本发明的有益效果是:用热处理的方法，原位或现场多次修复反应堆堆芯内，重要器件材料的辐射损伤，例如熔盐堆主容器和核燃料包壳，能够大幅度的扩展现有材料的抗辐射使用范围并延长其使用寿命，用现有材料实现其以前无法实现的耐辐射剂量的设计功能要求。例如，实现高燃耗；延长反应堆整体使用寿命等。同时降低反应堆运行成本，提高其整体效益。使那些必须实现高燃耗的先进反应堆的研发和实现，成为可能。
【附图说明】
[0026]下面结合附图和实施例对本发明进一步说明。
[0027]图1是本发明的修复元件包壳辐射损伤的热处理装置横剖面构造示意图。
[0028]图2是本发明的专用热处理装置修复熔盐堆主容器辐射损伤的纵剖面构造示意图。
[0029]图1中，1.完整的核燃料元件，2.加热和测控温器，3.板架，4.定位装置，5.保温加压箱。
[0030]图2中，1.保温屏蔽加热层，2.热交换层，3.热处理装置通道，4.专用热处理装置，5.主容器。
【具体实施方式】
[0031]建造新反应堆时，必须根据其需要修复器件的具体修复要求，例如修复熔盐堆主容器或核燃料包壳，考虑选择原位或现场修复技术，被修复器件承受或不承受载荷，再按照对反应堆修复内容的具体指标要求并同时按照相应反应堆器件辐射损伤修复的热处理装置的特殊要求设计和建造，才能满足整个系统协调的运行的要求。实现其优异性能，例如实现高燃耗、器件的超长工作寿命等。
[0032]在图1中，完整的核燃料元件⑴置于板架(3)的专用槽内，板架⑶叠放并由定位装置⑷定位，由保温加压箱(5)保温并对叠放的板架(3)加压，加热和测控温器⑵用于加热和测量控制保温加压箱(5)内的温度。
[0033]在图2中，保温屏蔽加热层(1)用于保温、屏蔽和加热，专用热处理装置(4)通过热处理装置通道(3)进入和退出主容器(5)，专用热处理装置(4)在主容器(5)内对主容器
(5)加热，或保温屏蔽加热层(1)在主容器(5)外对主容器(5)加热。
【主权项】
1.反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，一种金属材料辐射损伤恢复技术，用热处理技术实现金属材料辐射损伤恢复的技术，其特征是:用热处理技术恢复反应堆堆芯内器件的材料，在中子和射线，尤其是快中子的辐射下产生的辐射损伤和辐照缺陷等损伤，使由于受辐射损伤性能变差的材料重新恢复其原有力学和物理性能，延长其使用寿命，实现其原来性能无法实现的反应堆特殊和更高工作性能的要求。2.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:用反应堆现场或附近的热处理装置修复容易从堆芯内取出或拆除的器件，部分或全部恢复其物理和力学性能。3.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:具有机械手系统、遥控操作系统和保温箱体，可定位和加压力的、带有加热和测温控温器件、两面都开有可放置整根燃料元件的半圆专用槽的、可叠放的板架，的热处理装置。4.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:用在固体核燃料反应堆现场或附近的热处理装置内的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的专用槽，热处理整根的修复一根或多根完整的固体核燃料元件的包壳的辐射损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。5.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:用系统专用的热处理装置，原位修复不容易或无法从堆芯内取出和拆除的器件的辐射损伤，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。6.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:具有热处理整体修复主容器和主容器内大型部件辐射损伤的专用热处理装置的熔盐堆的主容器系统。7.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:原位整体修复液体核燃料熔盐堆的主容器或主容器内大型部件的辐射损伤，对不承受载荷的排空熔盐的受辐射到设定剂量的主容器或主容器内大型部件的材料的辐射损伤，用系统专用热处理装置进行热处理整体修复，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。8.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:工作状态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳和结构材料的辐射损伤，对从工作或其它状态转换到原位整体修复辐射损伤状态的堆芯，用堆芯核反应产生的热能或衰变余热和冷却剂流量的调节对包壳和结构材料的辐射损伤进行热处理，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。9.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:工作状态原位整体修复熔盐堆的主容器和部件的辐射损伤，用堆芯核反应产生的热能或衰变余热和调节冷却剂流量，热处理修复受辐射到选定剂量的熔盐堆的主容器或主容器内大型部件的辐射损伤，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，并且做到，引起的变形可接受且损伤修复的程度可接受。10.根据权利要求1所述的反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术，其特征是:非工作状态原位整体修复固体核燃料组件元件包壳和结构材料的辐射损伤，不用堆芯自身运行产生的热量，堆芯内的整体修复区域内无冷却剂，用系统设计配备的加热装置加热，热处理原位整体修复全部包壳和结构材料的辐射损伤，部分或全部恢复其物理和力学性能。
【专利摘要】一种反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术。它是用热处理技术和装置，可以在反应堆现场或附近也可以在器件原位，可以在其工作状态也可以在非工作状态，可以整体也可以部分的多次修复堆芯内重要器件，例如熔盐堆主容器和核燃料元件包壳，的辐射损伤，减少或消除其辐照缺陷，部分或全部恢复其原有性能。这能大幅度的扩展现有材料的抗辐射使用范围和使用寿命，用现有材料实现其以前无法实现的耐辐射剂量的设计功能要求。例如，实现高燃耗；延长反应堆整体使用寿命等。同时降低反应堆运行成本，提高其整体效益。目前尚无包壳材料能达到高燃耗反应堆的要求，致使其无法实现。本技术的应用，使那些必须实现高燃耗的先进反应堆的研发和实现，成为可能。
【IPC分类】G21C3/04
【公开号】CN105427899
【申请号】CN201410487409
【发明人】董沛, 谷济源, 董保国
【申请人】董沛, 谷济源, 董保国
【公开日】2016年3月23日
【申请日】2014年9月13日