CN114147362A - 提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法 - Google Patents

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杨涛
王振宇
张长伟
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Abstract

本发明公开了一种提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，在不锈钢管板接头焊接前，分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝。本发明针对空间核反应堆不锈钢容器接头焊缝抗氧化性能不足导致焊缝氧化失效的问题，首次提出了带涂层焊接的方法，显著提高了反应堆容器不锈钢焊缝的耐蚀性能，避免了其在高温氧化性气氛下开裂导致的冷却气体泄漏，显著提升了堆芯容器的安全性，满足空间核反应堆3年的设计服役寿命要求。

Description

提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法
技术领域
本发明属于核用不锈钢高温防护涂层技术领域，具体涉及一种提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法。
背景技术
伴随科技的进步，人们对太空的探索越发深入，太空探索任务复杂度不断提高，对能源供给提出了更高的要求，而化学电源、太阳能电源、同位素电源等常用电源受其自身工作原理限制通常有工作寿命短、运行依赖太阳光、供给能量密度小等缺陷，无法满足空间飞行器长时间、远距离、无光照的工作需求，同时对于100kW以上的大功率任务也不再适用。热核推进具有功率高、寿命长、比冲大、不受外界环境影响等特点，特别是推进系统工作时间的增加，热核推进的质量优势更加明显。热核反应堆可以长时间提供能量，不需要太阳能等外部能量，对外太空表面的辐射带也不敏感。因此，对于远离太阳的行星际飞行或者太阳系外探测，核能似乎是唯一可行的能源。核反应堆电源则因工作寿期长、能量密度大、功率输出稳定、工作无需光照及氧气等优点，成为深空探测器电源的理想之选。
对于空间核反应堆而言，其结构紧凑，堆芯结构的高温稳定性直接决定其安全性能和服役性能。核用奥氏体不锈钢材料(321H/316H)具备优异的高温强度和韧性以及良好的加工成型性能，在原子能工业中得到了广泛的应用，可用作空间核反应堆的堆芯容器材料。
在空间堆的堆芯容器设计中，不锈钢螺旋管、安全棒外套管需与下集流腔上栅板进行激光焊接，焊缝直接与堆芯冷却气体接触。由于堆芯冷却介质为He气与CO2的混合气氛，而且，为了提高空间堆的能量利用效率，不锈钢堆芯容器的服役温度超过了650℃，逼近奥氏体不锈钢的高温长时服役极限，这导致服役过程中冷却气体对于堆芯容器的薄弱环节即管板接头焊缝具有氧化侵蚀作用，在长时服役过程中会造成焊缝的氧化开裂，从而导致冷却气体泄漏从而引发灾难性事故。由于空间堆的设计寿命长达3年，为保障反应堆的服役性能和寿命，必须提高焊缝的耐蚀性能。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术的不足，提供一种提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法。该方法提出了带涂层焊接的方法，显著提高了反应堆容器不锈钢焊缝的耐蚀性能，避免了其在高温氧化性气氛下开裂导致的冷却气体泄漏，显著提升了堆芯容器的安全性，解决了空间核反应堆不锈钢容器下集流腔上栅板凸台和螺旋管、安全棒外套管激光焊接形成的焊缝在高温氧化条件下因抗氧化性能不足导致焊缝氧化失效的问题。
为解决上述技术问题，本发明采用的技术方案为：提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，在不锈钢管板接头焊接前，分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝。
在空间反应堆容器的设计中，只有曝露在氧化性气氛中且在高温条件下服役的部件会面临氧化问题，其中下集流腔上栅板与螺旋管、安全棒外套管采用激光焊接后形成的焊缝为氧化性条件下最薄弱的环节，最易发生失效，必须提高其抗氧化性能。核用奥氏体不锈钢高温力学性能优异，在650℃左右仍具有较高的强度，且其室温加工性能好，自身Ni、Cr耐腐蚀性元素含量较高，在施加高温防护涂层后，能够作为高温结构材料长时间服役，被用于制作空间反应堆容器下集流腔上栅板和螺旋管以及安全棒外套管。不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能不足的原因在于焊缝内抗氧化性元素不足，不能在高温氧化条件下形成保护性的氧化膜，而且由于焊缝位置特殊，焊缝两侧缝隙非常窄，在不影响反应堆堆芯结构设计的前提下难以对焊缝施加保护涂层。针对上述技术难题，本发明在不锈钢管板接头焊接前，分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，随后激光焊接形成不锈钢管板接头焊缝，提高了不锈钢管板接头焊缝面向氧化性冷却气体一侧的抗氧化性Cr元素含量，进而显著提升不锈钢管板接头焊缝的耐蚀性能。
上述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述不锈钢的牌号为321H和316H。
上述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为30％～45％，其余为Ni，NiCr抗氧化涂层的厚度为6μm～20μm。
本发明通过NiCr抗氧化涂层设计以及氧化对比试验，确定了NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为30％～45％，使得激光焊接后焊缝面向氧化性冷却气体一侧的抗氧化性Cr元素的含量能确保焊缝表面形成保护性的Cr2O3氧化膜，避免了因焊接后焊缝表面Cr元素的含量过低无法形成保护性氧化膜或无法维持保护性氧化膜的持续生长，也避免了涂层中Cr元素的含量过高导致涂层自身脆性过大，易发生开裂和剥落；同时，本发明还控制NiCr抗氧化涂层的厚度为6μm～20μm，进一步确保了面向氧化性冷却气体一侧焊缝中的Cr元素能够维Cr2O3氧化膜在设计服役寿命内的持续生长，避免涂层过薄导致后续激光焊接过程中熔池内Cr元素含量过低、在高温氧化条件下焊缝表面不能形成保护性的Cr2O3氧化膜，也避免了涂层过厚导致后续激光焊接过程中涂层因强热冲击作用发生开裂和剥落，进而焊缝附近出现氧化性气体的短路扩散通道，导致不锈钢管板接头焊缝在服役过程中提前失效。
上述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述NiCr抗氧化涂层在700℃以下的混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度不大于2μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
本发明利用空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面抗高温性能良好的NiCr抗氧化涂层在激光焊接过程中熔入焊缝的熔池中，从而提高焊缝一侧抗氧化性Cr元素的含量，进而不锈钢管板接头焊缝的抗氧化耐蚀性能。实际操作中，除了NiCr抗氧化涂层的化学成分影响涂层的高温抗氧化性能，涂层的制备工艺也会影响其孔隙率、内聚强度和粗糙度，进而影响涂层的抗氧化性能，因此，本发明通过控制NiCr抗氧化涂层的化学成分的制备工艺条件，以保证在下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管或安全棒外表面的NiCr抗氧化涂层自身必须具备上述良好的抗氧化性能，从而保证了不锈钢管板接头焊缝的抗氧化耐蚀性能的提高。
上述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述激光焊接处理前，将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量小于0.3mm。通常，由于管板接头焊缝的深度仅为0.3mm～0.6mm，本发明在激光焊接处理前，将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，以提高管板接头焊缝在服役过程中的拉伸抗力，同时严格控制翻边处理量小于0.3mm，避免外表面NiCr抗氧化涂层的开裂甚至剥落，进而不会引发焊缝附近螺旋管和安全棒外套管外表面氧化膜的异常增厚。
上述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述NiCr抗氧化涂层采用电弧离子镀方法制备得到，NiCr抗氧化涂层与基体之间的结合力不低于50N，且以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
由于在激光焊接过程中，空间反应堆容器下集流腔上栅板和螺旋管以及安全棒外套管外表面的NiCr抗氧化涂层需要承受大热流的冲击，且螺旋管、安全棒的外套管焊接端常需进行扩孔翻边处理，因此，本发明采用电弧离子镀方法制备NiCr抗氧化涂层，利用该方法良好的绕镀性，不仅提高了涂层的沉积效率，还与对应基体形成良好的界面结合，并通过控制负偏压大小以显著降低涂层中的孔隙率，以提高涂层的抗氧化性能，同时具有良好的抗热冲击性能，避免了涂层在焊接工序中发生开裂和剥落。
上述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述不锈钢管板接头焊缝在700℃以下的混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度不大于1μm，且不锈钢管板接头焊缝无开裂，附近无氧化膜异常增厚区，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
相对于下集流腔上栅板和螺旋管以及安全棒外套管，管板接头焊缝是反应堆容器的薄弱环节，且反应堆的设计服役寿命长达3年，而本发明激光焊接后形成的不锈钢管板接头焊缝在高温条件下能够形成保护性的Cr2O3保护膜，且氧化膜的生长规律复合抛物线氧化规律，涂层在模拟服役条件下氧化1000h后表面氧化膜的厚度不大于1μm，具有良好的抗氧化性能，满了足空间核反应堆3年的设计服役寿命。
本发明与现有技术相比具有以下优点：
1、针对空间核反应堆不锈钢容器在高温氧化条件下的薄弱环节，即下集流腔上栅板凸台和螺旋管、安全棒外套管激光焊接形成的焊缝抗氧化性能不足导致焊缝氧化失效的问题，本发明首次提出了带涂层焊接的方法，显著提高了反应堆容器不锈钢焊缝的耐蚀性能，避免了其在高温氧化性气氛下开裂导致的冷却气体泄漏，显著提升了堆芯容器的安全性。
2、本发明给出了NiCr抗氧化涂层的优选组成，该NiCr抗氧化涂层在不影响不锈钢管板接头焊缝力学性能的前提下，显著提高了焊缝的耐蚀性能，且不锈钢管板接头焊缝在模拟服役条件下能形成保护性的Cr2O3氧化膜，氧化1000h后表面氧化膜的厚度不大于1μm，满足空间核反应堆3年的设计服役寿命要求。
3、针对空间堆不锈钢容器管板接头的特殊结构设计，本发明采用带涂层焊接的方法，结合螺旋管和安全棒外套管的扩孔翻边工艺，避免了扩孔过程中螺旋管和安全棒外套管涂层形成显微裂纹，不仅显著提高了焊缝的高温抗氧化性能，还保证了激光焊接焊缝在服役过程中具有加好的抗拉伸性能。
4、本发明带涂层焊接的方法仅提高了空间反应堆不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能，且装配和制备工艺简单，焊接前无需对制备好涂层的下集流腔上栅板、螺旋杆以及安全棒外套管进行额外的处理，焊接后无需对焊缝表面进行高温防护处理，实施方便，极大地降低了反应堆容器的制造难度和生产成本，具有重要的工程意义。
下面通过附图和实施例对本发明的技术方案作进一步的详细描述。
附图说明
图1为本发明实施例1中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图。
图2为本发明实施例1中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力测试曲线图。
图3为本发明实施例1中外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管焊接端进行扩孔翻边处理后的表面形貌图。
图4为本发明实施例1中空间核反应堆容器不锈钢管板接头氧化后的光学照片图。
图5a为现有技术中不带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝氧化后的焊缝尖端氧化区域的低倍形貌图。
图5b为现有技术中不带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝氧化后的焊缝尖端氧化区域的高倍形貌图。
图6a为本发明实施例1中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的焊缝尖端氧化区域的低倍形貌图。
图6b为图6a中椭圆区域的放大形貌图。
图7a为本发明对比例1中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的焊缝尖端的整体形貌图。
图7b为本发明对比例1中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的焊缝尖端氧化膜异常增厚区域的形貌图。
图8a为本发明对比例2中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图。
图8b为本发明对比例2中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的Cr元素面扫描图。
图9为本发明对比例2中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝氧化后的光学照片图。
图10为本发明对比例3中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图。
图11为本发明对比例3中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图。
具体实施方式
实施例1
本实施例在不锈钢管板接头焊接前，采用电弧离子镀方法分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，然后将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量小于0.3mm，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝；所述不锈钢的牌号为321H。
经EDS检测，本实施例的NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为45％，其余为Ni；NiCr抗氧化涂层的厚度均为6μm。
图1为本实施例1空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，从图1可知，氧化1000h后表面氧化膜的厚度为1.62μm。
图2为本实施例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力测试曲线图，从图2可知，NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力不低于50N；同时，以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
图3为本实施例中外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管焊接端进行扩孔翻边处理后的表面形貌图，其中(A)图对应的翻边处理量为3mm，(B)图对应的翻边处理量为2.5mm，(C)图对应的翻边处理量为2mm，(D)图对应的翻边处理量为1.5mm，(E)图对应的翻边处理量为1mm，(F)图对应的翻边处理量小于0.3mm，从(A)图～(F)图可知，除了采用轻微扩孔翻边工艺(翻边尺寸小于0.3mm)，其余采用大翻边尺寸工艺(翻边尺寸大于0.3mm)均会造成螺旋管焊接端涂层的开裂，翻边尺寸越大，形成的微裂纹越多。
图4为本实施例中空间核反应堆容器不锈钢管板接头氧化后的光学照片图，从图4可知，不锈钢管板接头氧化后表面形成了黑色的氧化膜。
图5a为现有技术中不带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝氧化后的焊缝尖端氧化区域的低倍形貌图，图5b为现有技术中不带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝氧化后的焊缝尖端氧化区域的高倍形貌图，结合图5a和图5b可知，不锈钢管板接头焊缝附近发生了严重的氧化现象。
图6a为本实施例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的焊缝尖端氧化区域的低倍形貌图，图6b为图6a中椭圆区域的放大形貌图，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，结合图6a和图6b可知，氧化1000h后形成的表面氧化膜的厚度小于1μm，说明本实施例通过先分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层再进行激光焊接处理，显著提升了不锈钢管板接头焊缝的抗氧化性能，且不锈钢管板接头焊缝无开裂，附近无氧化膜异常增厚区。
对比例1
本对比例在不锈钢管板接头焊接前，采用电弧离子镀方法分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，然后将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量为3mm，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝；所述不锈钢的牌号为321H。
经EDS检测，本对比例的NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为44％，其余为Ni；NiCr抗氧化涂层的厚度均为6μm；且空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度为1.62μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
经结合力检测，本对比例的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力不低于50N；同时，以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
图7a为本对比例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的焊缝尖端的整体形貌图，图7b为本对比例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的焊缝尖端氧化膜异常增厚区域的形貌图，结合图7a和图7b可知，氧化1000h后表面氧化膜的厚度为小于1μm，说明本实施例通过先分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层再进行激光焊接处理，显著提升了不锈钢管板接头焊缝的抗氧化性能，但由于翻边尺寸过大，导致该不锈钢管板接头焊缝附近螺旋管表面氧化膜出现异常增厚区(如图7b中椭圆区域内所示)，对焊缝的服役性能造成了明显的不良影响。
对比例2
本对比例在不锈钢管板接头焊接前，采用电弧离子镀方法分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，然后将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量为3mm，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝；所述不锈钢的牌号为321H。
经EDS检测，本对比例的NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为20％，其余为Ni；该NiCr抗氧化涂层的厚度均为10μm。
图8a为本对比例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图，图8b为本对比例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的Cr元素面扫描图，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，从图8a可知，氧化1000h后表面氧化膜的厚度为2.3μm；经EDS进一步分析，如图8b所示，该NiCr抗氧化涂层中出现了Cr元素的贫化层，使得涂层中的Cr元素储备不足，难以满足反应堆的设计服役寿命要求。
经结合力检测，本对比例的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力不低于50N；同时，以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
图9为本对比例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝氧化后的光学照片图，从图9可知，由于焊缝中Cr元素含量不足，导致焊缝附近发生了明显的氧化，不能满足设计的需求。
对比例3
本对比例在不锈钢管板接头焊接前，采用电弧离子镀方法分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，然后将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量为3mm，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝；所述不锈钢的牌号为321H。
经EDS检测，本对比例中的NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为30％，其余为Ni；NiCr抗氧化涂层的厚度均为8μm。
图10为本对比例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，从图1可知，氧化1000h后表面氧化膜的厚度为2.6μm，展现出良好的抗氧化性能。
经结合力检测，本对比例的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力不低于50N；同时，以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
图11为本对比例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后的截面形貌图，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，从图11可知，不锈钢管板接头焊缝大部分区域的抗氧化性能显著提升，然后由于翻边尺寸过大，导致该不锈钢管板接头焊缝附近螺旋管表面氧化膜出现异常增厚区，对焊缝的服役性能造成了明显的不良影响。
实施例2
本实施例在不锈钢管板接头焊接前，采用电弧离子镀方法分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，然后将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量小于0.3mm，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝；所述不锈钢的牌号为316H。
经EDS检测，本实施例的NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为30％，其余为Ni；NiCr抗氧化涂层的厚度均为20μm。
经测试，本实施例2中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度为1.76μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
经测试，本实施例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力不低于50N；同时，以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
经测试，本实施例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后形成的表面氧化膜的厚度小于1μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，说明本实施例通过先分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层再进行激光焊接处理，显著提升了不锈钢管板接头焊缝的抗氧化性能，且不锈钢管板接头焊缝无开裂，附近无氧化膜异常增厚区。
实施例3
本实施例在不锈钢管板接头焊接前，采用电弧离子镀方法分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，然后将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量小于0.3mm，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝；所述不锈钢的牌号为316H。
经EDS检测，本实施例的NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为41％，其余为Ni；NiCr抗氧化涂层的厚度均为11μm。
经测试，本实施例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层在700℃的混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度为1.81μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
经测试，本实施例中空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管外表面的NiCr抗氧化涂层与不锈钢基体之间的结合力不低于50N；同时，以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
经测试，本实施例中带涂层焊接的空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝在700℃的混合气氛中氧化1000h后形成的表面氧化膜的厚度小于1μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气，说明本实施例通过先分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层再进行激光焊接处理，显著提升了不锈钢管板接头焊缝的抗氧化性能，且不锈钢管板接头焊缝无开裂，附近无氧化膜异常增厚区。
以上所述，仅是本发明的较佳实施例，并非对本发明作任何限制。凡是根据发明技术实质对以上实施例所作的任何简单修改、变更以及等效变化，均仍属于本发明技术方案的保护范围内。

Claims (7)

1.提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，在不锈钢管板接头焊接前，分别在空间核反应堆容器下集流腔上栅板凸台内表面和螺旋管、安全棒外表面制备NiCr抗氧化涂层，随后进行激光焊接处理，形成不锈钢管板接头焊缝。
2.根据权利要求1所述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述不锈钢的牌号为321H和316H。
3.根据权利要求1所述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述NiCr抗氧化涂层中Cr元素的质量含量为30％～45％，其余为Ni，NiCr抗氧化涂层的厚度为6μm～20μm。
4.根据权利要求1所述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述NiCr抗氧化涂层在700℃以下的混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度不大于2μm，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
5.根据权利要求1所述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述激光焊接处理前，将外表面具有NiCr抗氧化涂层的螺旋管、安全棒的外套管焊接端均进行扩孔翻边处理，且翻边处理量小于0.3mm。
6.根据权利要求2所述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述NiCr抗氧化涂层采用电弧离子镀方法制备得到，NiCr抗氧化涂层与基体之间的结合力不低于50N，且以30℃/min以上的升温速率和冷却速率经室温—700℃—室温循环热冲击20次后，NiCr抗氧化涂层表面均无鼓泡、开裂、脱落现象。
7.根据权利要求1所述的提高空间核反应堆容器不锈钢管板接头焊缝耐蚀性能的方法，其特征在于，所述不锈钢管板接头焊缝在700℃以下的混合气氛中氧化1000h后表面氧化膜的厚度不大于1μm，且不锈钢管板接头焊缝无开裂，附近无氧化膜异常增厚区，其中，混合气氛包括体积含量45％～55％的CO2，100ppm的H2，20000ppm的CO，且H2与CO的含量偏差为±0.1％，其余为He气。
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