[发明专利]反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术

说明书

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。

技术领域

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

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。

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。

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(n，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。

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。

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。

也有实验室研究，辐照的金属铜、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。

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

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。

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。

具体方法是：

(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。