CN107430894B - 核反应堆罩内表面修复方法,通过该方法获得的核反应堆罩 - Google Patents

核反应堆罩内表面修复方法,通过该方法获得的核反应堆罩 Download PDF

Info

Publication number
CN107430894B
CN107430894B CN201680017706.6A CN201680017706A CN107430894B CN 107430894 B CN107430894 B CN 107430894B CN 201680017706 A CN201680017706 A CN 201680017706A CN 107430894 B CN107430894 B CN 107430894B
Authority
CN
China
Prior art keywords
lid
restorative procedure
limited area
weld seam
procedure according
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Active
Application number
CN201680017706.6A
Other languages
English (en)
Other versions
CN107430894A (zh
Inventor
布赖斯·马萨扎
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome ANP SAS
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 Framatome ANP SAS filed Critical Framatome ANP SAS
Publication of CN107430894A publication Critical patent/CN107430894A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN107430894B publication Critical patent/CN107430894B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/06Sealing-plugs
    • G21C13/067Sealing-plugs for tubes, e.g. standpipes; Locking devices for plugs
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)

Abstract

该方法包括如下步骤:在内表面(3)上绕限定区域(1)沉积具有闭合轮廓的预堆边焊(19);在所述限定区域(1)处放置盖体(27);形成将所述盖体(27)焊接至所述预堆边焊(19)的焊缝(29)。所述盖体(27)包括凹部(31),该凹部的凹面朝向远离所述限定区域(1)的方向,该方法包括对所述焊缝(29)进行放射成像检查的步骤,该步骤是通过在所述凹部(31)内放置辐射源(33)的方式实施的。

Description

核反应堆罩内表面修复方法,通过该方法获得的核反应堆罩
技术领域
本发明总体涉及核反应堆的维护。
背景技术
更具体而言,根据第一方面,本发明涉及一种核反应堆罩体的内表面限定区域的修复方法,该方法包括如下步骤:
在所述内表面上绕所述限定区域沉积具有闭合轮廓的预堆边焊;
在所述限定区域处放置盖体;
形成焊缝,以将所述盖体焊接至所述预堆边焊。
EP691658描述了一种可对穿透容纳有核反应堆芯的槽的底部的管体进行更换的修复方法。
该管体也称槽底穿透管,用于例如将中子探测器或测温器等探测器引入反应堆芯,或者将该探测器从反应堆芯移除。
EP691658中的方法不能实现焊缝的体积检查(volume inspection)。
在此背景下,本发明旨在提出一种可保证能够对焊缝进行体积检查的修复方法。
发明内容
为此目的,本发明涉及一种上述类型的修复方法,其特征在于,所述盖体包括凹部,该凹部的凹面朝向远离所述限定区域的方向,该方法包括对所述焊缝进行检查的步骤,该步骤通过在所述凹部内放置辐射源的方式实施。
该方法还可具有以下特征中的一个或多个,这些特征既可视为相互独立的特征,也可在技术允许的条件下以任何方式组合:
所述焊缝具有围绕所述凹部的几何中心的闭合轮廓;
所述放射成像检查的步骤是通过在所述焊缝周围放置胶片的方式实施的;
所述焊缝为绕基本垂直于所述限定区域的轴线的环形焊缝;
该方法包括用于挖空所述限定区域的步骤;
所述盖体包括底部以及自该底部沿与所述限定区域相反方向延伸而出的边壁,该底部和边壁共同限定出所述凹部;
所述盖体包括固定于所述边壁上的外突缘,该外突缘自所述边壁径向向所述凹部的外部延伸,该焊缝为将所述外突缘焊接至所述预堆边焊的全熔透焊缝;
所述外突缘包括基本呈圆柱形的端部,该端部在所述边壁周围向外延伸;
所述端部平行于所述边壁延伸,基本呈圆柱形的空间将该端部与所述边壁隔开;
所述限定区域由自由表面限定而成,所述自由表面与所述盖体不具有任何接触;
所述盖体为实心盖体;
所述限定区域包括穿透所述罩体的孔,所述盖体包括至少一根管体,该管体在所述盖体的放置步骤中接合于所述孔中;
所述管体包括内端,该内端在所述放置步骤后位于所述罩体内,在形成所述焊缝的步骤之后,该方法包括将延长管连接至所述内端的步骤;
所述罩体内含有核反应堆芯,或者为所述核反应堆的加压器的一部分;
完整性的检查为放射成像检查,该放射成像检查是通过在所述凹部内放置放射源的方式实施;
根据第二方面,本发明涉及一种利用具有上述特征的方法获得的核反应堆罩体。
附图说明
通过以下具体描述并参考附图,可获得本发明的其他特征和优点,该描述用于参考目的且不具限制性,附图中:
图1至图6所示为待修复的限定区域为罩体实心区域的第一实施方式内的本发明方法的不同相继步骤;
图7为一种实施方式的类似于图5的视图,在该实施方式中,所述修复方法用于对具有穿透所述罩体的孔的内表面限定区域进行处理;
图8为本发明一种实施方式的类似于图7的视图,在该实施方式中,所述修复方法用于对穿透所述罩体底部的穿透物进行更换。
图9为类似于图6的视图,其所示为图8所述修复方法的替代方案。
附图中所示方法旨在对核反应堆罩5的内表面3的限定区域1进行修复。
具体实施方式
在一种例示实施方式中,该罩体为容纳有核反应堆芯(即核燃料组件)的槽。下文中,其由缩略词RPV(Reactor Pressure Vessel,反应堆压力槽)指代。在此情况下,该罩体包括承载槽底部穿透结构的穹顶状的下底部。该槽底部穿透结构为设置于所述穹顶状槽底部内的孔,该孔内以可密封方式设有管体,从而可将测量探测器引入所述槽内以及将该探测器从所述槽中移除。这些探测器可实现反应堆芯内中子流量或温度的测量。
该槽还包括带有多个孔的槽盖,该孔内以可密封方式固定有旋塞。这些旋塞允许热电偶或用于移动控制棒的机构通过。
根据另一例示实施方式,所述罩体为加压器的一部分,而且包括位于所述穹顶状底部处的罩壁。该加压器对核反应堆一回路内的压力进行控制。该加压器的穹顶状底部具有多个孔,该孔内穿插有防凝加热器,这些防凝加热器浸没于所述加压器内所充入的一次液体(primary liquid)内。
或者,该方法也可应用于核反应堆的所有其他压力装置,例如用于容纳所述一次液体的部件。
如上所述,该方法旨在对所述罩体内表面(即限定了该罩体内部空间的表面)的限定区域进行修复。
在图1至图6所示例示实施方式中,待修复的限定区域1为实心区域。这表示其不具有穿透所述罩体整个厚度的孔。待修复的内部区域通常为具有裂纹的区域,或者挖取材料样本的区域。此类样本可实现罩体组成材料的老化研究或者所有类型测试的实施。
在图示例示实施方式中,罩体5包括位于所述槽内侧的碳钢层7以及覆盖碳钢层7的不锈钢覆盖层9。
碳钢层7例如由16MND5钢制成。或者,其由另一等级的碳钢或任何其他适当材料制成。
不锈钢覆盖层9例如由308制成。或者,该覆盖层9由另一等级的不锈钢或任何其他适当材料制成。根据另一替代实施方式,碳钢层7上不覆盖有覆盖层9。
限定区域1为内表面3上的挖空区域。更具体而言,在区域1中,覆盖层9已被完全移除,并且碳钢层7仅剩部分厚度。
在区域1周围,覆盖层9未由绝热材料11覆盖,呈外露状态。
通常,所述修复方法首先包括打磨步骤,旨在使得限定区域1具有适于实施所述修复的形状。
当区域1最初具有裂缝时,该打磨步骤可用于消除该裂缝周围的金属。
当提取样本后必须对区域1进行修复时,该打磨步骤仅旨在使得该区域1具有适于实施所述修复的形状。
所述打磨由任何适当的方法完成:电腐蚀工具,加工工具等。该工具由置于所述罩体内部且被远程操控的承载装置移动。
或者,例如当所述限定区域已经具有适于修复的形状时,所述修复方法不包括打磨步骤。
在图1至图6所示实施例中,自所述罩体的内表面3开始,限定区域1包括基本呈圆柱形的第一部分13,以及自该第一部分延伸而出且形成区域1底部的基本呈截头圆锥形状的第二部分15。此两部分13和15与轴线A同轴,且具有垂直于轴线A的基本为圆形的截面。
或者,其具有椭圆形截面,多边形截面或任何其他形状的截面。
其中,就限定区域1处而言,轴线A基本垂直于内表面3。或者,就限定区域1处而言,轴线A相对于垂直于内表面3的方向倾斜。
所述两部分13和15通过环形缘17相互连接,该环形缘在基本垂直于轴线A的平面内延伸。
该方法包括在内表面3上沿限定区域1沉积具有闭合轮廓的预堆边焊19的步骤。
所述预堆边焊例如由奥氏体不锈钢或镍合金制成。
预堆边焊19沉积为距限定区域1边缘很短距离处的厚的焊道。其由图1所示的沉积头21沉积而成,该沉积头由远程操控的承载装置23移动。承载装置23置于所述罩体内部。带预堆边焊的表面部分厚于不带预堆边焊的原有表面。
预堆边焊19通常要经历一次或多次质量体积检查,该检查例如通过超声波和热析实施。
在此之后,如图2和图3所示,所述修复方法通常包括对预堆边焊19进行加工的步骤。
该步骤用于对预堆边焊19的处于与覆盖层9相反一侧的上表面25进行处理。如图3所示,上表面25被加工为具有截头圆锥形状。加工后,预堆边焊25的厚度从外向内径向递增。
所述截头圆锥的表面具有中心轴线A。
所述加工由加工工具26完成,该加工工具由图中未示出的置于罩体5内部的承载装置完成。
在此之后,所述方法包括在限定区域1处放置盖体27的步骤。该步骤示于图4。
在该放置步骤之后为形成将盖体27焊接至预堆边焊19(图5)的焊缝29的步骤,以及对焊缝29(图6)进行体积检查的步骤。优选地,该检查为放射成像检查。
为了能够实施所述放射成像检查步骤,盖体27包括凹部31,该凹部的凹面朝向远离限定区域1的方向。如图6所示,所述放射成像检查是通过在凹部31内放置放射成像源33完成的。该放射成像源33为辐射源。
在图4至图6所示的示例实施方式中,盖体27包括底部35以及自底部35向与限定区域1相反的方向延伸而出的边壁37。底部35通常呈平坦状。边壁37沿整个周长围绕底部35。通常,底部35的外周截面稍微小于所述限定区域的部分13的内周截面。
底部35和边壁37共同限定出凹部31。后者在与底部35相反的一侧完全开放。
通常,底部35为圆形且其圆心位于轴线A上。边壁37基本呈圆柱形,而且与轴线A同轴。
盖体27还包括固定于边壁37上的外突缘39。外突缘39自边壁37朝凹部31的外部径向延伸。外突缘39固定于与底部相反一侧的边壁37的边缘上。
焊缝29将外突缘39固定至预堆边焊19。
更具体而言,外突缘39包括基本呈圆柱形的端部41,该端部在边壁37周围朝远离该边壁的方向延伸。端部41通过所述外突缘的朝向基本垂直于轴线A的环状部分43连接于边壁37。
一般而言,端部41平行于边壁37延伸,且由基本呈圆柱形的空间45与后者隔开。空间45由边壁37径向向内,由预堆边焊19和端部41径向向外,由覆盖层9朝所述罩体的方向,并由环状部分43朝与所述罩体相反的方向限定而成。
因此,就包含轴线A的平面内的径向截面而言,边壁37和外突缘39共同形成基本呈鹅颈状的形状。
端部41在放置之后具有朝向预堆边焊19的截头圆锥表面47。截头圆锥表面47与轴线A同轴。其与表面25共同限定出焊缝29的斜面48。该斜面48径向向外开放。此外,其由加工形成于上表面25的凸耳49径向向内(即朝向空间45)封闭。
斜面48的高度径向由内而外逐渐增大。其中,所述高度是指平行于轴线A的高度。
在所述放置步骤过程中,盖体27通过将端部41压在凸耳49上的方式放置于预堆边焊19上。
具体如图4至图6所示,底部35并不搁置于环形缘17上。相反,环形缘17和底部35之间具有一小的间隙。其中,所述间隙视为平行于轴线A。
形成焊缝的所述步骤由图5所示的焊接头51完成。该焊接头由置于罩体5内的被远程操控的承载装置移动。
一般而言,使用同一承载装置移动任何打磨工具、用于沉积预堆边焊19的沉积头21以及焊接头51。
或者,也可使用不同承载装置。
焊缝29为绕基本垂直于待修复的限定区域1的轴线(此处即轴线A)形成的环形焊缝。
焊缝29为全熔透对接焊缝。其在外突缘39的整个厚度上延伸,更具体而言,在端部41的整个厚度上延伸。
所述放射成像检查步骤是通过在焊缝29周围放置胶片53完成的。胶片53的类型适于实施此类放射成像检查。其相对于焊缝29径向放置于外侧。一般而言,其以恒定距离紧邻焊缝29放置。优选地,所述胶片放置于焊缝29上。
如图6所示,放射成像源33放置于凹部31之内。
由于焊缝29具有围绕凹部31的几何中心的闭合轮廓,因此所述放射成像检查更为容易。
放射成像源33放置于所述几何中心,在图示实施例中,该几何中心位于轴线A上。
换句话说,如果将焊缝29的位置视为平行于轴线A,则其位于底部35上方。这是因为在平行于轴线A的方向上,所述外突缘的端部41的高度小于边壁37的高度。
或者,所述放射成像源在所述凹部内但并不置于轴线A上,或者不置于所述几何中心。
在图1至图6所示实施例中,盖体27为实心盖体,从而将限定区域1与所述罩体的剩余内部空间隔开。其不具有任何开孔。
以下参考图7,描述本发明的第二实施方式。
以下仅描述第二实施方式和第一实施方式的不同之处。
在两个实施方式中完全相同的元件或执行相同功能的元件将采用相同的附图标记。
在第二实施方式中,限定区域1包括穿透罩体5的孔55。因此,在修复前,孔55将所述罩体内部与外部连通。
在图示实施例中,孔55为用于容纳管体的槽底穿透孔,该管体用于将探测器插入所述罩体内部,或者从该罩体内部将其移除。或者,孔55用于容纳加压器的防凝加热器,或者具有其他功能。根据另一替代方案,孔55不用于容纳管体。
如图7所示,孔55具有中心轴线,其由点划线B表示。内表面3为球面扇形,其在限定区域1中心处的半径为R。如图7所示,轴线B和半径R并不重合。轴线B和半径R之间的角度α取决于所述槽底穿透孔的位置。
轴线B通常为垂直线。对于所述罩体底部上与该罩体中心轴线靠近的穿透孔而言,半径R与所述垂直线所形成的角度α更小。相反地,对于远离所述罩体中心轴线的穿透孔而言,角度α可较大,例如大于30°。
此处,所述修复方法旨在利用与图1至图6所示类型相同的盖体将孔55封闭。
该方法首先包括将接合于孔55内的管体移除。之后,其通常包括打磨步骤,用于使限定区域1具有适于容纳所述盖体的形状。
其中,由于轴线B和半径R之间存在角度α,因此打磨后,区域1的形状比第一实施方式中的更为复杂。
所述区域1包括自内表面3延伸出的部分57,该部分用于容纳所述盖体的底部35。该部分57具有总体呈圆柱形的底部,该底部的轴线与半径R重合。其还包括将部分57连接至孔55的过渡部分59。
有利地,部分57在其面向所述罩体中心轴线的区域具有斜面61,该斜面可在盖体27的放置过程中,对其进行引导。相反地,部分57并非斜面状部分。
焊缝29为绕半径R的环形焊缝。换句话说,焊缝29形成以半径R为中心的圆,该圆基本位于垂直于半径R的平面内。
类似地,沿中心位于半径R上且垂直于半径R的圆设置预堆边焊19。
底部35的形状和尺寸设置为,在放置和焊接后,使得限定区域1的自由表面不与盖体27,尤其不与底部35接触。
以下参考图8,描述本发明第三实施方式。以下仅描述第三实施方式和第二实施方式的不同之处。
在两个实施方式中完全相同的元件或执行相同功能的元件将采用相同的附图标记。
在第三实施方式中,与第二实施方式类似,限定区域1包括穿透所述罩体的孔55。
然而,此处,所述修复并不在于将孔55封闭,而是相反地用于在孔55内安装新的管体63。
新管体63固定于盖体27上。其穿过所述盖体底部35,并通过任何合适手段以可密封方式与其连接。例如,其以可密封方式焊接至底部35。
在盖体27的放置步骤中,管体63通过盖体27置于孔55内。
管体63并不直接固定至罩体5上,而是仅通过盖体27与其连接。
或者,管体63也直接连接至罩体5上,例如连接至罩体5的外侧。
以下参考图9,描述本发明第三实施方式的替代方案。以下仅描述图9替代方案与图8方法的不同点。
完全相同的元件或执行相同功能的元件将采用相同的附图标记。
在图9替代实施方式中,固定于盖体27上且通过盖体27安装的管体63在用于形成所述焊缝的步骤之后,连接于延长管65上。
更具体而言,在所述安装步骤之后,管体63具有位于罩体5内的内端67。
内端67与底部35齐平,或者稍微突出于底部35的上方。延长管65具有用于与内端67相配合的下端69。
所述两端67和69通过任何合适手段(例如彼此接合的螺纹)以可密封方式彼此连接。
本发明方法具有多项优点。
由于所述盖体具有凹面朝向远离所述待修复限定区域方向的凹部,因此通过在该凹部内设置放射成像源,可对所述焊缝实施放射成像检查。
如此,可以以极其可靠的方式实现焊缝质量检查。此类体积检查对于判断所述修复方法是否合格极为重要。
此外,所述焊缝为绕基本垂直于所述限定区域的轴线的环形焊缝,因此其可以方便地实现,而且对于对远离所述罩体中心轴线且位于该罩体的穹顶状底部内的槽底部穿透结构进行修复的情形而言,尤其如此。对于此类限定区域,边将焊接工具绕穿透孔轴线旋转边进行焊接的操作极为精细,从而使得焊接头的轨迹极为复杂。相反地,将所述焊接头绕基本垂直于所述待修复的限定区域的轴线移动,例如绕图7所示径向方向移动,其极大地简化了所述焊接工具的轨迹。
所述外突缘的形状,尤其其绕所述边壁朝外延伸的基本呈圆柱形的端部,允许实施全熔透焊缝。该焊缝为相较于角焊缝具有显著优点的对接焊缝。该焊缝的底部无自然初始裂缝。此外,其更加易于修复过程中的检查或使用过程中的监测。
类似地,所示全熔透方式,即在所述预堆边焊和盖体之间所形成的斜面的两端均采用熔透的方式,有利于对焊缝进行100%的检查。而且,这也使得检查结果的解读更为容易。
所述方法的另一个优点在于,所述焊缝不需要通过加热进行应力消除处理。实际上,这通过两种彼此间相容的金属实现,为此目的,所述盖体的组成材料根据所述预堆边焊的材料设置。
举例而言,如果所述预堆边焊由奥氏体不锈钢制成,则所述盖体也由奥氏体不锈钢制成。如果所述预堆边焊由镍钢制成,则所述盖体也由镍钢制成。
所述盖体的形状,尤其其底部形状的选择为使得所述焊缝的冷却并不引起强烈的残余应力。这主要因为所述盖体的底部与所述待修复限定区域的自由表面之间没有接触。在接触的情况下,形成所述焊缝的金属材料的回缩可能使所述盖体抵靠所述表面,从而在所述盖体和焊缝内形成应力。
具体而言,所述盖体的形状选择为使得垂直于半径R或方向A的所有表面或相对半径R或方向A大幅倾斜的所有表面均不与所述盖体接触。可选地,例如为了在盖体放置过程中对其进行引导等原因,允许盖体与平行于半径R或方向A的表面的接触。
本发明可具有多种替代方案。所述盖体,尤其所述底部,凹部和外突缘,可具有与附图所示不同的多种形状。

Claims (14)

1.一种核反应堆罩体(5)的内表面(3)的限定区域(1)的修复方法,所述修复方法包括如下步骤:
在所述内表面(3)上绕所述限定区域(1)沉积具有闭合轮廓的预堆边焊(19);
在所述限定区域(1)处放置盖体(27);
形成将所述盖体(27)焊接至所述预堆边焊(19)的焊缝(29),
其特征在于,所述盖体(27)包括凹部(31),所述凹部的凹面朝向远离所述限定区域(1)的方向,所述方法包括对所述焊缝(29)进行检查的步骤,该步骤是通过在所述凹部(31)内放置辐射源(33)的方式实施,其中,所述盖体(27)包括底部(35)以及自所述底部(35)沿与所述限定区域(1)相反方向延伸而出的边壁(37),所述底部(35)和所述边壁(37)共同限定出所述凹部(31),所述盖体(27)还包括固定于所述边壁(37)上的外突缘(39),所述外突缘自所述边壁(37)径向向所述凹部(31)的外部延伸,所述焊缝(29)为将所述外突缘(39)焊接至所述预堆边焊(19)的全熔透焊缝。
2.根据权利要求1所述的修复方法,其特征在于,所述焊缝(29)具有围绕所述凹部(31)的几何中心的闭合轮廓。
3.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,放射成像检查的步骤是通过在所述焊缝(29)周围放置胶片的方式实施。
4.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,所述焊缝(29)为绕基本垂直于所述限定区域(1)的轴线的环形焊缝。
5.根据项权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,所述方法包括用于挖空所述限定区域(1)的步骤。
6.根据权利要求1所述的修复方法,其特征在于,所述外突缘(39)包括基本呈圆柱形的端部(41),所述端部(41)在所述边壁(37)周围向外延伸。
7.根据权利要求6所述的修复方法,其特征在于,所述端部(41)平行于所述边壁(37)延伸,基本呈圆柱形的空间(45)将所述端部(41)与所述边壁(37)隔开。
8.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,所述限定区域(1)由自由表面限定而成,所述自由表面与所述盖体(27)不具有任何接触。
9.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,所述盖体(27)为实心盖体。
10.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,所述限定区域(1)包括穿透所述罩体(5)的孔(55),所述盖体(27)包括至少一根管体(63),所述管体在所述盖体(27)的放置步骤中接合于所述孔(55)中。
11.根据权利要求10所述的修复方法,其特征在于,所述管体(63)包括内端(67),所述内端在所述放置步骤后位于所述罩体(5)内,在形成所述焊缝(29)的步骤之后,所述方法包括将延长管(65)连接至所述内端(67)的步骤。
12.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,所述罩体(5)内含有核反应堆芯,或者为所述核反应堆的加压器的一部分。
13.根据权利要求1或2所述的修复方法,其特征在于,完整性的检查为放射成像检查,该放射成像检查是通过在所述凹部(31)内放置放射源(33)的方式实施。
14.一种通过根据前述任何一项权利要求所述的方法获得的核反应堆罩体。
CN201680017706.6A 2015-03-24 2016-03-22 核反应堆罩内表面修复方法,通过该方法获得的核反应堆罩 Active CN107430894B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1552439A FR3034245B1 (fr) 2015-03-24 2015-03-24 Procede de reparation de la surface interne d'une enveloppe de reacteur nucleaire, enveloppe obtenue par le procede
FR1552439 2015-03-24
PCT/EP2016/056233 WO2016150948A1 (fr) 2015-03-24 2016-03-22 Procédé de réparation de la surface interne d'une enveloppe de réacteur nucléaire, enveloppe obtenue par le procédé

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN107430894A CN107430894A (zh) 2017-12-01
CN107430894B true CN107430894B (zh) 2019-07-23

Family

ID=54007788

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201680017706.6A Active CN107430894B (zh) 2015-03-24 2016-03-22 核反应堆罩内表面修复方法,通过该方法获得的核反应堆罩

Country Status (3)

Country Link
CN (1) CN107430894B (zh)
FR (1) FR3034245B1 (zh)
WO (1) WO2016150948A1 (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111531321B (zh) * 2020-07-09 2020-10-16 蓝箭航天空间科技股份有限公司 一种航天器推力室夹套的修复方法及航天器推力室

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4079967A (en) * 1975-04-21 1978-03-21 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2722326B1 (fr) 1994-07-07 1996-09-27 Framatome Sa Procede de remplacement d'un tube de traversee du fond de la cuve d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression
FR2813700B1 (fr) * 2000-09-06 2002-12-06 Framatome Sa Procede de reparation d'un adaptateur de traversee du couvercle d'une cuve de reacteur nucleaire
JP6029465B2 (ja) * 2012-12-28 2016-11-24 三菱重工業株式会社 管台補修方法及び原子炉容器

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4079967A (en) * 1975-04-21 1978-03-21 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
管子—管板角焊缝射线照相技术的进展;强天鹏等;《无损检测》;20131231;第35卷(第10期);67-70

Also Published As

Publication number Publication date
WO2016150948A1 (fr) 2016-09-29
FR3034245A1 (fr) 2016-09-30
CN107430894A (zh) 2017-12-01
FR3034245B1 (fr) 2018-08-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2568474B1 (en) Nozzle mounting structure
CA1187634A (en) Container for receiving and safely storing radioactive materials and method for tightly sealing the same
WO2011040096A1 (ja) 管台溶接方法、管台部補修方法および管台溶接構造
EP0354090A2 (fr) Dispositif de contrôle non destructif par ultrasons d'une soudure circulaire à l'intérieur d'un tube de générateur de vapeur
WO1994018680A1 (en) Method and apparatus for the management of hazardous waste material
CN107430894B (zh) 核反应堆罩内表面修复方法,通过该方法获得的核反应堆罩
US5661767A (en) Method for replacing a through-tube of the vessel bottom head of a nuclear reactor cooled by pressurized water
US2226496A (en) Method of attaching nozzles
US9779843B2 (en) Radioactive material storage canister
CN107589179B (zh) 高压容器封头焊缝的多楔块超声相控阵内检测方法及装置
JPH026060A (ja) 原子炉容器の管担持胴のような厚い壁部材に管を溶接により固着する方法
JP2012032291A (ja) 管台の補修方法
WO2005075923A1 (en) Method for forming a welded connection between a tubesheet and a number of tubes and a device produced by such method
JPH0447199B2 (zh)
CN105158281B (zh) 一种环焊缝射线检测装置及方法
CN209239313U (zh) 重水堆乏燃料篮围筒rb-c2#焊接比对试块
CN105277626B (zh) 用于涡轮机匣电子束焊缝水浸超声c扫检测的模拟标准件
CN105424801B (zh) 用于涡轮机匣电子束焊缝水浸超声c扫检测的方法
EP2541103B1 (en) Nozzle assembly configured to minimize combined thermal and pressure stress during transients
CN205157507U (zh) 用于涡轮机匣电子束焊缝水浸超声c扫检测的模拟标准件
US9281085B2 (en) Method of providing and evaluating a mid-wall repair
JP2504458B2 (ja) 二重構造管の溶接方法
JP2002239721A (ja) 溶接方法および金属密閉容器の製造方法
JP2017078580A (ja) 放射性物質輸送貯蔵容器および放射性物質輸送貯蔵容器の製造方法
CN109317854A (zh) 重水堆乏燃料篮围筒rb-c2#焊接比对试块

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant