FR2757994A1 - Protection of external weld interfaces between austenitic and ferritic steels for nuclear reactor - Google Patents
Protection of external weld interfaces between austenitic and ferritic steels for nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- FR2757994A1 FR2757994A1 FR9616220A FR9616220A FR2757994A1 FR 2757994 A1 FR2757994 A1 FR 2757994A1 FR 9616220 A FR9616220 A FR 9616220A FR 9616220 A FR9616220 A FR 9616220A FR 2757994 A1 FR2757994 A1 FR 2757994A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- weld
- temperature
- external surface
- primary circuit
- nuclear reactor
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/08—Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
- G21C13/087—Metallic vessels
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
L'invention concerne un procédé et un dispositif de protection de la surface externe d'une soudure hétérogène du circuit primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. The invention relates to a method and a device for protecting the external surface of a heterogeneous weld of the primary circuit of a nuclear reactor cooled by pressurized water.
Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un circuit primaire à l'intérieur duquel circule de liteau à très haute température (de l'ordre de 330"C) et sous très forte pression (155 bars). Le circuit primaire du réacteur nucléaire est constitue de plusieurs boucles comportant chacune des tuyauteries primaires qui sont reliées à la cuve du réacteur nucléaire par l'inter médiaire de tubulures d'une virole porte-tubulures de la cuve. Pressurized water nuclear reactors have a primary circuit inside which a strip circulates at very high temperature (of the order of 330 "C) and under very high pressure (155 bar). The primary circuit of the nuclear reactor is consists of several loops each comprising primary pipes which are connected to the nuclear reactor vessel by means of tubing from a tubing ferrule of the vessel.
Sur chacune des boucles du circuit primaire, est disposé un générateur de vapeur dont la boite à eau est reliée aux canalisations primaires par l'intermédiaire de tubulures. En outre, pour maintenir la pression à l'intérieur du réacteur, le circuit primaire comporte un pressuriseur dont le volume intérieur est relié à une canalisation de l'une des boucles du circuit primaire. On each of the loops of the primary circuit, a steam generator is arranged, the water box of which is connected to the primary pipes by means of pipes. In addition, to maintain the pressure inside the reactor, the primary circuit includes a pressurizer whose interior volume is connected to a pipe of one of the loops of the primary circuit.
La cuve du réacteur, les générateurs de vapeur et le pressuriseur sont réalisés en acier de construction à haute résistance faiblement allié, généralement désigné comme acier ferritique, revêtu intérieurement d'une couche d'acier inoxydable. Les canalisations du circuit primaire ou les canalisations de raccordement des composants au circuit primaire sont réalisées sous la forme de tuyauteries en acier inoxydable austénitique ou en alliage austénitique. The reactor vessel, steam generators and pressurizer are made of low-strength, high-strength structural steel, generally referred to as ferritic steel, internally coated with a layer of stainless steel. The primary circuit pipes or the pipes connecting the components to the primary circuit are made in the form of austenitic stainless steel or austenitic alloy pipes.
La cuve du réacteur nucléaire présente une forme générale cylindrique et comporte une virole porte-tubulures dans laquelle sont formées un ensemble de tubulures permettant le raccordement de la cuve aux tuyauteries des différentes boucles du circuit primaire. The vessel of the nuclear reactor has a generally cylindrical shape and comprises a tube-holder ferrule in which a set of tubes is formed allowing the connection of the vessel to the pipes of the various loops of the primary circuit.
Les générateurs de vapeur de chacune des boucles du réacteur comportent une boîte à eau ayant une paroi de forme hémisphérique constituant la partie inférieure du générateur de vapeur dans laquelle sont formées deux tubulures qui sont reliées par soudage à deux canalisations du circuit primaire du réacteur. The steam generators of each of the reactor loops comprise a water box having a hemispherical wall constituting the lower part of the steam generator in which two pipes are formed which are connected by welding to two pipes of the primary circuit of the reactor.
Le pressuriseur comporte une enveloppe de forme générale cylindrique ayant deux fonds bombés, le fond inférieur présentant une tubulure de raccordement au circuit primaire du réacteur nucléaire par l'intermédiaire d'une tuyauterie d'expansion en acier inoxydable ou en alliage austénitique, le fond supérieur du pressuriseur étant raccordé de la même manière à d'autres tuyauteries en acier inoxydable austénitique. The pressurizer has a generally cylindrical casing having two domed bottoms, the lower bottom having a connection pipe to the primary circuit of the nuclear reactor by means of an expansion pipe made of stainless steel or austenitic alloy, the upper bottom of the pressurizer being connected in the same way to other austenitic stainless steel pipes.
Dans tous les cas, les tubulures de raccordement des composants du circuit primaire du reacteur, qui sont en acier de construction et revêtus intérieurement d'acier inoxydable, doivent être fixées par soudage bout à bout sur une tuyauterie en acier inoxydable austénitique. In all cases, the connecting pipes of the components of the primary circuit of the reactor, which are made of structural steel and lined with stainless steel internally, must be fixed by butt welding on a piping in austenitic stainless steel.
Il est donc nécessaire de réaliser une soudure de jonction hétérogène entre la tubulure et la tuyauterie, cette soudure hétérogène étant réalisée en déposant un métal d'apport à l'intérieur d'un chanfrein ménagé entre la tubulure et la tuyauterie ou entre la tubulure et un tronçon intermédiaire de raccordement en acier inoxydable austénitique. It is therefore necessary to produce a heterogeneous junction weld between the tubing and the piping, this heterogeneous weld being produced by depositing a filler metal inside a chamfer formed between the tubing and the piping or between the tubing and an intermediate connection section in austenitic stainless steel.
Préalablement à la réalisation de la soudure hétérogène entre la tubulure et la tuyauterie ou le tronçon intermédiaire, il est nécessaire de déposer une couche épaisse d'acier inoxydable austénitique, souvent appelée "beurrage", sur la partie d'extrémité de la tubulure. Le beurrage est ensuite usiné pour constituer une surface de délimitation du chanfrein dans lequel on dépose le métal d'apport lors du soudage. Prior to carrying out the heterogeneous weld between the tubing and the piping or the intermediate section, it is necessary to deposit a thick layer of austenitic stainless steel, often called "buttering", on the end part of the tubing. The buttering is then machined to constitute a surface for delimiting the chamfer in which the filler metal is deposited during welding.
Le circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression d'une puissance de 900 MW électriques qui comporte trois boucles présente sur chacune des boucles deux soudures hétérogènes ou bimetalliques entre une canalisation primaire et une tubulure de la cuve et deux soudures hétérogènes de raccordement de canalisations primaires et du générateur de vapeur de la boucle. De plus, le circuit primaire comporte une soudure hétérogène de raccordement entre la tuyauterie d'expansion du pressuriseur et une canalisation du circuit primaire ainsi que cinq soudures de raccordement du dôme du pressuriseur. The primary circuit of a nuclear pressurized water reactor with a power of 900 MW electric which has three loops on each loop has two heterogeneous or bimetallic welds between a primary pipe and a tubing of the tank and two heterogeneous connection welds primary lines and the loop steam generator. In addition, the primary circuit includes a heterogeneous connection weld between the pressurizer expansion pipe and a pipe of the primary circuit as well as five welds connecting the pressurizer dome.
Le circuit primaire des réacteurs nucléaires de puissance 900 MW électriques comporte donc dix-huit soudures hétérogènes de raccordement. The primary circuit of 900 MW electric power nuclear reactors therefore has eighteen heterogeneous connection welds.
Le circuit primaire des réacteurs nucléaires d'une puissance de 1300 MW électriques qui comporte quatre boucles présente vingt-deux soudures hétérogènes. The primary circuit of nuclear reactors with a power of 1,300 MW, which has four loops, has twenty-two heterogeneous welds.
Des contrôles des soudures hétérogènes ont été effectués sur l'ensemble des centrales nucléaires à eau sous pression du parc de centrales français. Heterogeneous weld checks were carried out on all of the pressurized water nuclear power plants in the French power plant fleet.
On a observé, dans certains cas, la présence d'indications de fissures au niveau de la partie austénitique des soudures hétérogènes. It has been observed, in certain cases, the presence of indications of cracks at the level of the austenitic part of heterogeneous welds.
L'analyse des défauts décelés a permis d'en attribuer l'origine à des phénomènes de corrosion sur la surface externe des soudures exposées à l'atmosphère gazeuse à l'intérieur du bâtiment du réacteur se produisant dans les zones totalement austénitiques des soudures, en particulier lors des refroidissements imposés par les arrets de tranche de la centrale nucléaire. La corrosion est due en particulier au fait que l'atmosphère gazeuse présente à l'intérieur du bâtiment de sécurité du réacteur renferme certaines substances corrosives telles que de l'eau ou de la vapeur d'eau. Analysis of the faults detected made it possible to attribute their origin to corrosion phenomena on the external surface of the welds exposed to the gaseous atmosphere inside the reactor building occurring in the totally austenitic zones of the welds, in particular during the cooling imposed by the outages of the nuclear power plant. Corrosion is due in particular to the fact that the gaseous atmosphere present inside the safety building of the reactor contains certain corrosive substances such as water or steam.
Lors d'un refroidissement du circuit primaire depuis sa température de service au voisinage de 330"C jusqu'à une température d'arrêt à froid comprise entre 20 et 35"C, il se produit, en fin de refroidissement, une condensation de la vapeur d'eau sur les parois froides et par suite une corrosion dans les zones austénitiques des soudures du circuit primaire se traduisant par une décohésion intergranulaire du métal de soudure. On a observé que la décohésion intergranulaire apparaît principalement sur la couche externe du beurrage austénitique et de toutes façons dans une zone à structure austénitique de la soudure hétérogène. When the primary circuit is cooled from its operating temperature in the vicinity of 330 "C to a cold shutdown temperature between 20 and 35" C, condensation occurs at the end of the cooling. water vapor on the cold walls and consequently corrosion in the austenitic zones of the welds of the primary circuit resulting in an intergranular decohesion of the weld metal. It has been observed that the intergranular decohesion appears mainly on the external layer of the austenitic buttering and in any case in an area with an austenitic structure of the heterogeneous weld.
Il se produit également dans certains cas, des fuites ou écoulements d'eau de la piscine du réacteur ou d'eau secondaire (au niveau des générateurs de vapeur). In some cases, there is also leakage or flow of water from the reactor pool or secondary water (from the steam generators).
Cette eau, lorsqu'elle vient au contact d'une soudure hétérogène peut provoquer une corrosion.This water, when it comes into contact with a heterogeneous weld, can cause corrosion.
Les mesures et observations effectuées ont montré que la vitesse de corrosion et de formation des fissures reste très faible. Cependant, pour éviter tout risque, il est nécessaire d'effectuer une surveillance périodique des soudures hétérogènes des circuits primaires. Measurements and observations have shown that the rate of corrosion and of crack formation remains very low. However, to avoid any risk, it is necessary to periodically monitor heterogeneous welds in the primary circuits.
On a également envisagé plusieurs solutions pour éviter le développement des décohésions intergranulaires entraînant à terme la formation de fissures dans les liaisons par soudage bimétalliques. Several solutions have also been considered in order to avoid the development of intergranular decohesions, which eventually leads to the formation of cracks in the connections by bimetallic welding.
On a envisagé en particulier la protection des liaisons bimetalliques du circuit primaire en isolant la surface extérieure des soudures de l'atmosphère gazeuse du bâtiment du réacteur. Pour cela, on a utilise des couches de peinture pelable. Cependant, lorsqu'elles adhèrent correctement sur la surface externe de la soudure, ces peintures ont la particularité de ne pouvoir être enlevées que par meulage. Lorsqu'elles sont moins adhérentes, ces peintures ont l'inconvénient de se déta cher par pelage sans assurer la protection souhaitée pendant toutes les phases de fonctionnement du réacteur nucléaire. In particular, the protection of the bimetallic links of the primary circuit has been envisaged by isolating the external surface of the welds from the gas atmosphere of the reactor building. For this, we used layers of peelable paint. However, when they adhere properly to the external surface of the weld, these paints have the particularity that they can only be removed by grinding. When they are less adherent, these paints have the disadvantage of being peeled off without providing the desired protection during all the operating phases of the nuclear reactor.
Une seconde possibilité consiste à entourer la liaison bimétallique par une couche de gaz protecteur neutre tel que de l'azote, afin d'éviter que l'humidité contenue dans l'atmosphère gazeuse du bâtiment du réacteur ne se dépose sur la surface extérieure de la liaison bimétallique lors des arrêts de tranches du réacteur nucléaire. Cette solution est difficile à mettre en oeuvre du fait qu'on ne peut être certain de l'efficacité de l'étanchéité de l'enveloppe contenant le gaz neutre, pendant les variations de température du circuit primaire entre la température de fonctionnement et la température d'arrêt à froid du réacteur nucléaire, ces températures étant respectivement d'environ 330"C et comprises entre 20 et 35"C. A second possibility consists in surrounding the bimetallic bond with a layer of neutral protective gas such as nitrogen, in order to prevent the humidity contained in the gaseous atmosphere of the reactor building from being deposited on the external surface of the bimetallic link during nuclear reactor unit outages. This solution is difficult to implement because one cannot be certain of the effectiveness of the sealing of the envelope containing the neutral gas, during the temperature variations of the primary circuit between the operating temperature and the temperature. cold shutdown of the nuclear reactor, these temperatures being respectively about 330 "C and between 20 and 35" C.
Un procédé très efficace consiste à déposer par projection à chaud une fine couche étanche par exemple une fine couche métallique sur la surface extérieure de la soudure hétérogène de liaison bimétallique. Le coût d'une telle opération de revêtement est élevé et de plus les contrôles de la soudure hétérogène deviennent incertains ou impossibles à réaliser par les méthodes habituelles de contrôle non destructif, en raison de la présence de la couche protectrice déposée à demeure sur la surface extérieure de la soudure. A very effective method consists in depositing by hot spraying a thin waterproof layer, for example a thin metallic layer on the external surface of the heterogeneous bimetallic bond weld. The cost of such a coating operation is high and, moreover, the checks of heterogeneous welding become uncertain or impossible to be carried out by the usual methods of non-destructive testing, due to the presence of the protective layer deposited permanently on the surface. outside of the weld.
Les canalisations du circuit primaire sont d'autre part revêtues d'éléments calorifuges qui permettent d'éviter des déperditions de chaleur et une éléva- tion de température trop importantes à l'intérieur du bâtiment de sécurité du réacteur. The primary circuit pipes are also lined with heat-insulating elements which prevent excessive heat loss and temperature rise inside the reactor safety building.
Pour effectuer le contrôle de la surface extérieure des soudures, pendant une phase d'arret du réacteur nucléaire, il est nécessaire de démonter le calori fuge, au moins au niveau des soudures hétérogènes du circuit primaire, ce qui est une opération extrêmement coûteuse. Le contrôle de la surface externe des soudures hétérogène est réalisé généralement par ressuage, et il s'est avéré que, jusqu'ici, aucun des moyens de protection connus ne permet de garantir une suppression totale du phénomène de corrosion des zones austénitiques des soudures. En outre, la plupart des procédés de protection connus ne permettent pas de garantir une résistance des moyens de protection utilisés aux conditions de température en service et aux rayonnements provenant du circuit primaire, ctest-à-dire une permanence de l'effet de protection. To perform the control of the external surface of the welds, during a shutdown phase of the nuclear reactor, it is necessary to dismantle the heat shield, at least at the level of the heterogeneous welds of the primary circuit, which is an extremely expensive operation. The control of the external surface of heterogeneous welds is generally carried out by penetrant testing, and it has been found that, so far, none of the known protection means makes it possible to guarantee a total suppression of the corrosion phenomenon of the austenitic zones of the welds. In addition, most of the known protection methods do not make it possible to guarantee resistance of the protection means used to the temperature conditions in service and to radiation from the primary circuit, that is to say a permanence of the protection effect.
En plus, il n'est pas possible d'effectuer de manière précise la localisation des zones austénitiques des soudures hétérogènes et surtout d'effectuer cette localisation avec des moyens industriels utilisables dans l'environnement du réacteur nucléaire. In addition, it is not possible to accurately perform the location of the austenitic zones of heterogeneous welds and especially to perform this location with industrial means usable in the environment of the nuclear reactor.
En outre, le contrôle de l'atmosphère gazeuse à l'intérieur du bâtiment du réacteur pendant les périodes d'arrêt ne peut être totalement satisfaisant, si bien qu'il est impossible de garantir que l'atmosphère gazeuse venant au contact des soudures hétérogènes n'a pas d'effet corrosif sur ces soudures. Furthermore, the control of the gaseous atmosphere inside the reactor building during the shutdown periods cannot be completely satisfactory, so that it is impossible to guarantee that the gaseous atmosphere coming into contact with heterogeneous welds has no corrosive effect on these welds.
On ne connaissait donc pas de procédé ou de dispositif permettant de supprimer complètement le phénomène de corrosion des soudures hétérogènes ou d'assurer au moins une protection suffisante de la surface extérieure de ces soudures pour permettre d'espacer dans le temps les visites de surveillance des soudures nécessitant le démontage du calorifuge. There was therefore no known method or device making it possible to completely eliminate the phenomenon of corrosion of heterogeneous welds or to ensure at least sufficient protection of the external surface of these welds to allow the monitoring visits of the spacers to be spaced over time. welds requiring disassembly of the insulation.
Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de protection d'une surface externe en contact avec une atmosphère gazeuse, d'une soudure entre un premier élément du circuit primaire d'un réacteur nu cleaire refroidi par de l'eau sous pression en un acier de construction à structure ferritique et un second élément du circuit primaire en un acier ou alliage austénitique, de manière à éviter la condensation de la vapeur d'eau contenue dans l'atmosphère et par suite, un risque de fissuration intergranulaire de la surface externe de la soudure, en particulier pendant un refroidissement du circuit primaire depuis une température de service jusqu'à une température d'arrêt à froid du réacteur et donc de permettre d'espacer dans le temps les opérations de contrôle de la soudure nécessitant le démontage d'un calorifuge d'isolation des éléments du circuit primaire. The object of the invention is therefore to propose a method of protecting an external surface in contact with a gaseous atmosphere, of a weld between a first element of the primary circuit of a bare nuclear reactor cooled by water under pressure in a structural steel with ferritic structure and a second element of the primary circuit in a steel or austenitic alloy, so as to avoid the condensation of water vapor contained in the atmosphere and consequently, a risk of intergranular cracking of the external surface of the weld, in particular during a cooling of the primary circuit from an operating temperature to a cold shutdown temperature of the reactor and therefore making it possible to space in time the welding control operations requiring disassembly of an insulating insulation of the elements of the primary circuit.
Dans ce but, on maintient de manière permanente la température de la surface externe de la soudure, à une valeur supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse en contact avec la surface externe de la soudure. For this purpose, the temperature of the external surface of the weld is permanently maintained, at a value greater than the temperature of the gaseous atmosphere in contact with the external surface of the weld.
Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du procédé de protection suivant l'invention sur le circuit primaire d'un réacteur nucléaire et un dispositif utilisé pour réaliser cette protection. In order to clearly understand the invention, we will now describe, by way of example, with reference to the attached figures, the implementation of the protection method according to the invention on the primary circuit of a nuclear reactor. and a device used to achieve this protection.
La figure 1 est une demi-vue en coupe d'une partie de la cuve d'un reacteur nucléaire montrant une tubulure de jonction de la cuve au circuit primaire et une partie d'une canalisation du circuit primaire. Figure 1 is a half-sectional view of part of the vessel of a nuclear reactor showing a connecting pipe from the vessel to the primary circuit and part of a pipe of the primary circuit.
La figure 2 est une vue en élévation et en coupe partielle de la partie inférieure d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Figure 2 is an elevational view in partial section of the lower part of a steam generator of a pressurized water nuclear reactor.
La figure 3 est une vue en coupe par un plan vertical d'un pressuriseur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Figure 3 is a sectional view through a vertical plane of a pressurizer of a pressurized water nuclear reactor.
La figure 4 est une vue en coupe axiale d'une tubulure de raccordement de la cuve du réacteur nucléaire et d'une partie d'une tuyauterie primaire raccordée à la tubulure. Figure 4 is an axial sectional view of a connection tubing of the nuclear reactor vessel and part of a primary pipe connected to the tubing.
La figure 5 est une vue à plus grande échelle de la soudure hétérogène de raccordement de la tubulure et de la canalisation primaire représentées sur la figure 4. FIG. 5 is an enlarged view of the heterogeneous weld connecting the tubing and the primary pipe shown in FIG. 4.
La figure 6 est une vue schématique d'un dispositif de maintien en température de la surface externe d'une soudure hétérogène du circuit primaire d'un réacteur nucléaire. FIG. 6 is a schematic view of a device for maintaining the temperature of the external surface of a heterogeneous weld of the primary circuit of a nuclear reactor.
La figure 7 est un diagramme donnant la température du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression en fonction du temps, pendant un arrêt à froid. FIG. 7 is a diagram giving the temperature of the primary circuit of a pressurized water nuclear reactor as a function of time, during a cold shutdown.
Sur les figures 1, 2 et 3, on a représenté les parties de composants du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression présentant des soudures hétérogènes. FIGS. 1, 2 and 3 show the parts of the components of the primary circuit of a pressurized water nuclear reactor having heterogeneous welds.
Sur la figure 1, on voit une partie supérieure de la cuve 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une tubulure 2 de raccordement de la cuve à une canalisation 3 du circuit primaire en acier inoxydable austénitique. La cuve du réacteur nucléaire est en acier de construction faiblement allié qui sera désigné par la suite comme acier ferritique. La tubulure 2 en acier ferritique est raccordée bout à bout par une soudure 4 à la canalisation 3 du circuit primaire en acier inoxydable austénitique. La soudure 4 est donc une soudure hétérogène. In Figure 1, we see an upper part of the tank 1 of a pressurized water nuclear reactor comprising a pipe 2 for connecting the tank to a pipe 3 of the primary circuit in austenitic stainless steel. The nuclear reactor vessel is made of low-alloy structural steel, which will be referred to below as ferritic steel. The tubing 2 made of ferritic steel is connected end to end by a weld 4 to the pipe 3 of the primary circuit made of austenitic stainless steel. The weld 4 is therefore a heterogeneous weld.
Sur la figure 2, on voit la partie inférieure d'un générateur de vapeur 5 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression qui comporte une boîte à eau délimitée par une paroi sphérique comportant des tubulures de raccordement telles que la tubulure 6 permettant de relier une canalisation du circuit primaire du réacteur à la boite à eau du générateur de vapeur. In FIG. 2, we can see the lower part of a steam generator 5 of a pressurized water nuclear reactor which comprises a water box delimited by a spherical wall comprising connection pipes such as the pipe 6 making it possible to connect a pipe from the primary circuit of the reactor to the water box of the steam generator.
La boîte à eau du générateur de vapeur comporte deux compartiments dans chacun desquels est prévue une tubulure de raccordement d'une canalisation du circuit primaire. The steam generator water box has two compartments in each of which is provided a connection pipe for a pipe of the primary circuit.
Le générateur de vapeur 5 est réalisé en un acier de construction faiblement allié, de sorte que le raccordement des canalisations du circuit primaire en acier inoxydable austénitique aux tubulures du générateur de vapeur telles que la tubulure 6 doit être effectué en réalisant une soudure hétérogène. The steam generator 5 is made of low-alloy structural steel, so that the connection of the pipes of the primary circuit in austenitic stainless steel to the pipes of the steam generator such as the pipe 6 must be carried out by carrying out a heterogeneous weld.
Sur la figure 3, on voit un pressuriseur 7 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant dans sa partie inférieure une tubulure 8 de raccordement à une ligne d'expansion par l'intermédiaire de laquelle est réalisé le réglage de la pression dans le circuit primaire du réacteur nucléaire. In FIG. 3, we see a pressurizer 7 of a pressurized water nuclear reactor comprising in its lower part a tube 8 for connection to an expansion line by means of which the pressure is adjusted in the nuclear reactor primary circuit.
L'enveloppe du pressuriseur 7 et la tubulure 8 sont en acier ferritique et la ligne d'expansion est en acier inoxydable ou en alliage austénitique. Le raccordement est donc effectué par l'intermédiaire d'une soudure hétérogène encore appelée liaison bimétallique. Le pressuriseur 7 comporte de plus, dans son fond supérieur, des tubulures 9 de raccordement à une ligne de décharge et à une ligne d'aspersion en acier inoxydable. Les liaisons des tubulures 9 du pressuriseur aux lignes correspondantes sont également des liaisons bimétalliques. The casing of the pressurizer 7 and the tubing 8 are made of ferritic steel and the expansion line is made of stainless steel or an austenitic alloy. The connection is therefore made by means of a heterogeneous weld also called a bimetallic bond. The pressurizer 7 further comprises, in its upper bottom, pipes 9 for connection to a discharge line and to a stainless steel spray line. The connections of the pipes 9 of the pressurizer to the corresponding lines are also bimetallic connections.
Bien que le procédé puisse s'appliquer à toutes les soudures hétérogènes ou liaisons bimétalliques du circuit primaire du réacteur nucléaire, telles qu'elles viennent d'être énumérées, on décrira plus en détail, en se référant aux figures 4, 5 et 6, le cas d'une soudure hétérogène ou liaison bimétallique entre une tubulure 2 de la virole porte-tubulures de la cuve du réacteur et une canalisation primaire 3 en acier inoxydable. Although the method can be applied to all heterogeneous welds or bimetallic connections of the primary circuit of the nuclear reactor, as they have just been listed, a more detailed description will be given with reference to FIGS. 4, 5 and 6, the case of a heterogeneous weld or bimetallic connection between a pipe 2 of the pipe-carrying shell of the reactor vessel and a primary pipe 3 made of stainless steel.
Sur la figure 4, on a représenté la tubulure 2 en acier ferritique et la canalisation 3 du circuit primaire en acier inoxydable austénitique qui sont reliées entre elles par une soudure hétérogène ou liaison bimétallique 4. FIG. 4 shows the tubing 2 made of ferritic steel and the pipe 3 of the primary circuit made of austenitic stainless steel which are connected together by a heterogeneous weld or bimetallic connection 4.
Autour de la tubulure 2 de la virole de cuve et de la tuyauterie primaire 3 sont disposés des éléments de calorifuge pila, llb, llc, lîd destinés à isoler la surface extérieure de la tubulure 2 et la canalisation 3 de l'atmosphère gazeuse 10 remplissant le bâtiment de sécurité dans lequel est disposé le réacteur nucléaire. Around the tubing 2 of the tank shell and the primary piping 3 are arranged elements of thermal insulation pila, llb, llc, lîd intended to isolate the external surface of the tubing 2 and the pipe 3 from the filling gas atmosphere 10 the security building in which the nuclear reactor is located.
On évite ainsi des déperditions calorifiques importantes entre le circuit primaire à l'intérieur duquel circule de l'eau à très haute température et l'atmosphère gazeuse remplissant le bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire dont la température est généra le ment comprise entre 30 et 50"C. This avoids significant heat losses between the primary circuit inside which circulates water at very high temperature and the gaseous atmosphere filling the safety building of the nuclear reactor whose temperature is generally between 30 and 50 "VS.
Sur la figure 5, on a représenté la liaison bimétallique 4 entre la tubulure 2 en acier ferritique et la canalisation 3 en acier inoxydable austénitique. In Figure 5, there is shown the bimetallic connection 4 between the tube 2 of ferritic steel and the pipe 3 of austenitic stainless steel.
La tubulure 2 en acier ferritique est recouverte intérieurement par une couche de revêtement 12 en acier inoxydable austénitique. The tubing 2 made of ferritic steel is covered internally by a coating layer 12 made of austenitic stainless steel.
Avant d'effectuer le raccordement par soudage hétérogène entre la tubulure 2 et la canalisation 3, on réalise un usinage des extrémités de la tubulure et de la canalisation, puis un dépôt épais 13 ou beurrage en acier inoxydable sur la partie d'extrémité usinée de la tubulure 2 et enfin un usinage du beurrage 13. Before making the connection by heterogeneous welding between the pipe 2 and the pipe 3, a machining of the ends of the pipe and the pipe is carried out, then a thick deposit 13 or buttering in stainless steel on the machined end part of the tube 2 and finally a machining of the buttering 13.
La couche de beurrage 13 et la surface d'extrémité usinée de la canalisation 3 délimitent un chanfrein 14 qui est rempli de métal d'apport 15 lors de la réalisation de la jonction de la tubulure et de la canalisation par soudage hétérogène. Le métal d'apport 15 est généralement constitué par un acier austéno-ferritique. The buttering layer 13 and the machined end surface of the pipe 3 define a chamfer 14 which is filled with filler metal 15 when the junction of the pipe and the pipe is made by heterogeneous welding. The filler metal 15 generally consists of an austenitic-ferritic steel.
Au cours de la réalisation de la couche de beurrage 13 sur la tubulure 2, il se produit une certaine dilution des éléments de l'acier ferritique de la tubulure 2 et de l'acier utilisé pour le beurrage. La liaison bimétallique 4 a donc une composition et une structure hétérogènes. During the production of the buttering layer 13 on the tube 2, there is a certain dilution of the elements of the ferritic steel of the tube 2 and of the steel used for the buttering. The bimetallic bond 4 therefore has a heterogeneous composition and structure.
Certaines parties de la soudure hétérogène présentent une structure austénitique sensible à la corrosion au contact de l'atmosphère gazeuse 10 remplissant le bâtiment du réacteur. Cette corrosion se produit en particulier à la fin du refroidissement du circuit primaire entre sa température de service et une température proche de la température de l'atmosphère gazeuse 10 comprise généralement entre 20 et 35"C. Some parts of the heterogeneous weld have an austenitic structure sensitive to corrosion on contact with the gas atmosphere 10 filling the reactor building. This corrosion occurs in particular at the end of the cooling of the primary circuit between its operating temperature and a temperature close to the temperature of the gas atmosphere 10 generally between 20 and 35 "C.
La fissuration se produit de manière préférentielle sur la couche externe du beurrage 13 venant en contact avec le metal de la tubulure 2, cette zone de fissuration preferentielle étant désignée par le repère 16 sur la figure 5. Cracking occurs preferentially on the external layer of the buttering 13 coming into contact with the metal of the tube 2, this preferential cracking zone being designated by the reference 16 in FIG. 5.
Selon l'invention, pour éviter ou pour limiter le plus possible l'apparition d'une fissuration dans la zone 16 de la soudure hétérogène 4, on maintient la surface externe 4a de la soudure, c'est-à-dire la surface de la soudure en contact avec l'atmosphère gazeuse 10 du bâtiment du réacteur à une température supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse 10. According to the invention, in order to avoid or to limit as much as possible the appearance of cracking in the zone 16 of the heterogeneous weld 4, the external surface 4a of the weld is maintained, that is to say the surface of welding in contact with the gas atmosphere 10 of the reactor building at a temperature higher than the temperature of the gas atmosphere 10.
De préférence, on maintient la température de la surface externe 4a de la soudure hétérogène 4 à une valeur supérieure d'au moins 10 à la température de l'atmosphère gazeuse 10. Preferably, the temperature of the external surface 4a of the heterogeneous weld 4 is maintained at a value at least 10 greater than the temperature of the gaseous atmosphere 10.
Du fait que la surface extérieure 4a de la soudure hétérogène 4 est constamment à une température supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse 10, il ne peut pas se produire, pendant les phases d'arrêt à froid du réacteur nucléaire entraînant un refroidissement du circuit primaire jusqu'à une température de l'ordre de ou inférieure à celle de l'atmosphère gazeuse 10, une condensation et un dépôt d'humidité et de substances corrosives sur la surface extérieure de la soudure hétérogène. On évite ainsi ou on limite de manière très importante les risques de fissuration dans la zone 16 de la soudure. Since the external surface 4a of the heterogeneous weld 4 is constantly at a temperature higher than the temperature of the gaseous atmosphere 10, it cannot occur, during the cold shutdown phases of the nuclear reactor resulting in cooling of the primary circuit up to a temperature of the order of or lower than that of the gaseous atmosphere 10, condensation and deposition of humidity and corrosive substances on the external surface of the heterogeneous weld. This avoids or very significantly limits the risk of cracking in zone 16 of the weld.
Ce maintien en température peut être réalisé de manière préférentielle par un moyen de chauffage électrique tel qu'un cordon chauffant placé, et par exemple enroulé, contre la surface externe de la soudure hétérogène 4, sous le calorifuge 11 (visible sur la figure 4). This temperature maintenance can be carried out preferably by an electric heating means such as a heating cord placed, and for example wound, against the external surface of the heterogeneous weld 4, under the heat insulation 11 (visible in FIG. 4) .
Ce cordon chauffant peut etre placé de manière alternative, de part et d'autre de la ligne de jonction circulaire entre le matériau de beurrage 13 et le métal de la tubulure 2, cette ligne circulaire correspondant à la zone 16 représentée sur la figure 5. Le dispositif chauffant doit être réalisé de manière à pouvoir être facilement démonté pour effectuer un contrôle de la soudure, du beurrage et d'une partie de la tubulure ferritique.This heating cord can be placed alternately, on either side of the circular junction line between the buttering material 13 and the metal of the pipe 2, this circular line corresponding to the area 16 shown in FIG. 5. The heating device must be made in such a way that it can be easily disassembled to carry out a check of the weld, the buttering and part of the ferritic tube.
Selon une variante de réalisation des moyens de maintien en température de la surface externe de la soudure hétérogène comportant des moyens de chauffage électriques, comme représenté sur la figure 6, on peut utiliser une couverture chauffante 17 enroulée autour de la soudure de jonction 4 entre la tubulure 2 et la canalisation 3. According to an alternative embodiment of the means for maintaining the temperature of the external surface of the heterogeneous weld comprising electrical heating means, as shown in FIG. 6, it is possible to use a heating blanket 17 wound around the junction weld 4 between the tubing 2 and pipe 3.
La couverture chauffante 17 est réalisée en un matériau résistant à la température de fonctionnement du circuit primaire (environ 330"C). De préférence, la couverture chauffante est réalisée en fibres de verre, en fibres de carbone ou en matière céramique ou encore en une matière plastique résistant aux hautes températures et qui ne présente de plus aucune nocivité vis-à-vis des équipements et du personnel de la centrale nucléaire. The heating blanket 17 is made of a material resistant to the operating temperature of the primary circuit (about 330 "C.). Preferably, the heating blanket is made of glass fibers, carbon fibers or ceramic material or else of a plastic material resistant to high temperatures and which no longer has any harmful effects on the equipment and personnel of the nuclear power plant.
Des conducteurs électriques 17' de chauffage sont disposés à l'intérieur de la couverture chauffante 17 et alimentés en courant électrique par une source de courant 18. Electric heating conductors 17 ′ are arranged inside the heating blanket 17 and supplied with electric current by a current source 18.
De préférence, l'alimentation en courant électrique des résistances chauffantes 17' de la couverture 17 est régulée de manière à maintenir la température de la surface extérieure de la zone de soudure 4 à un niveau sensiblement constant, par exemple à 10 C au-dessus de la température de l'atmosphère. Cette température de maintien peut être par exemple supérieure à 40"C. Preferably, the supply of electric current to the heating resistors 17 ′ of the cover 17 is regulated so as to maintain the temperature of the external surface of the welding zone 4 at a substantially constant level, for example at 10 ° C. above of the temperature of the atmosphere. This holding temperature can for example be greater than 40 "C.
De plus, une sonde de température 19 qui peut être fixée sur une canalisation du circuit primaire permet de commander l'alimentation électrique de la couverture chauffante dès que la température du circuit primaire est parvenue à un certain niveau pendant le refroidissement du circuit primaire lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire. In addition, a temperature sensor 19 which can be fixed to a pipe of the primary circuit makes it possible to control the electrical supply of the heating blanket as soon as the temperature of the primary circuit has reached a certain level during the cooling of the primary circuit during '' a cold shutdown of the nuclear reactor.
De préférence, les moyens de chauffage du dispositif de maintien en température qu'ils soient constitués par des moyens de chauffage électrique ou d'une autre nature sont mis en fonctionnement lorsque la température du fluide primaire atteint 70"C, pendant l'arrêt à froid du réacteur nucléaire, ce qui correspond à la température d'arrêt de la dernière pompe primaire. Preferably, the heating means of the temperature maintenance device, whether constituted by electric heating means or of another nature, are put into operation when the temperature of the primary fluid reaches 70 "C, during the shutdown at nuclear reactor cold, which corresponds to the shutdown temperature of the last primary pump.
Dans le cas de l'utilisation d'une couverture chauffante telle que la couverture 17 représentée sur la figure 6, le maintien en température est assuré à la fois par les résistances électriques 17' et par le pouvoir d'isolation thermique du matériau constituant la couverture 17. In the case of the use of a heating blanket such as the blanket 17 represented in FIG. 6, the maintenance of temperature is ensured both by the electrical resistances 17 ′ and by the power of thermal insulation of the material constituting the cover 17.
On peut réaliser une modification du calorifuge entourant la tubulure 2 et la canalisation 3 à l'emplace ment de la soudure hétérogène 4, de façon à rendre démontables simultanément la couverture chauffante 17 et la partie du calorifuge recouvrant la couverture. Par démontage simultané du calorifuge et de la couverture chauffante, on peut avoir accès à la surface externe de la soudure hétérogène 4 pour effectuer un contrôle, par exemple par ressuage ou par ultrasons. It is possible to make a modification of the thermal insulation surrounding the pipe 2 and the pipe 3 at the location of the heterogeneous weld 4, so as to simultaneously make the heating blanket 17 and the part of the thermal insulation covering the blanket removable. By simultaneous disassembly of the thermal insulation and the heating blanket, it is possible to gain access to the external surface of the heterogeneous weld 4 to carry out a control, for example by penetrant testing or by ultrasound.
Dans le cas où l'on utilise un dispositif de maintien en température comportant des moyens électriques de chauffage, ces moyens électriques de chauffage peuvent presenter de manière avantageuse, une puissance d'environ 5 kW. Le dispositif de régulation du chauffage électrique qui n'est pas strictement necessaire est cependant très avantageux dans la mesure où il permet d'ajuster la température de maintien en fonction de la température de l'air environnant. In the case where a temperature maintenance device is used comprising electrical heating means, these electrical heating means can advantageously have a power of approximately 5 kW. The electric heating regulation device which is not strictly necessary is however very advantageous insofar as it makes it possible to adjust the holding temperature as a function of the temperature of the surrounding air.
Sur la figure 7, on a représenté un diagramme montrant la variation de la température e de l'eau à l'intérieur du circuit primaire du réacteur nucléaire en fonction du temps en heures, au cours d'un arret à froid. In FIG. 7, a diagram is shown showing the variation of the temperature e of the water inside the primary circuit of the nuclear reactor as a function of time in hours, during a cold shutdown.
A l'instant zéro, on réalise la chute des barres de commande à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire, comme indiqué par la flèche 20, pour réaliser l'arrêt à chaud du réacteur nucléaire. At time zero, the control rods fall inside the core of the nuclear reactor, as indicated by arrow 20, to carry out the hot shutdown of the nuclear reactor.
Le refroidissement du circuit primaire du réacteur nucléaire commence effectivement, approximativement neuf heures après l'arrêt à chaud, ce refroidissement étant effectué pendant une durée de l'ordre de six heures jusqu'à un palier à 1800C. The cooling of the primary circuit of the nuclear reactor effectively begins, approximately nine hours after the hot shutdown, this cooling being carried out for a period of the order of six hours up to a plateau at 1800C.
Le refroidissement est ensuite effectué jusqu'à la température de 30"C qui correspond sensiblement à la température de l'atmosphère gazeuse dans le bâtiment du réacteur. On atteint alors l'arrêt à froid. The cooling is then carried out to the temperature of 30 ° C. which corresponds substantially to the temperature of the gaseous atmosphere in the reactor building. The cold shutdown is then reached.
Sur la figure 7, on a également représenté en pointillés la température de la surface externe d'une soudure hétérogène du circuit primaire du réacteur nucléaire. In FIG. 7, the temperature of the external surface of a heterogeneous weld of the primary circuit of the nuclear reactor has also been shown in dotted lines.
L'évolution de la température de la surface externe de la soudure hétérogène est sensiblement la même que l'évolution de la température de l'eau du circuit primaire. Lorsqu'on n'utilise pas de dispositif de maintien en température, la température de la surface externe de la soudure hétérogène parvient à la température d'arrêt à froid de 30"C après une durée de l'ordre de 31 heures suivant l'arrêt à chaud 20. The evolution of the temperature of the external surface of the heterogeneous weld is substantially the same as the evolution of the temperature of the water in the primary circuit. When a temperature maintenance device is not used, the temperature of the external surface of the heterogeneous weld reaches the cold stop temperature of 30 "C after a period of the order of 31 hours following the hot shutdown 20.
Dans le cas où l'on utilise un dispositif de maintien en température suivant l'invention, par exemple comportant des moyens de chauffage électriques, ce dispositif de maintien est mis en fonctionnement lorsque la température du circuit primaire atteint 70"C (point 21 sur la figure 7). Cette température correspond à l'arrêt de la dernière pompe primaire encore en fonctionnement sur l'une des boucles du circuit primaire et assurant la circulation de l'eau de refroidissement primaire. In the case where a temperature maintenance device according to the invention is used, for example comprising electric heating means, this maintenance device is put into operation when the temperature of the primary circuit reaches 70 "C (point 21 on This temperature corresponds to the stopping of the last primary pump still in operation on one of the loops of the primary circuit and ensuring the circulation of the primary cooling water.
Comme représenté par la droite en pointillés 22, le dispositif de maintien en température permet de limiter le refroidissement de la surface externe de la soudure, de manière que, lorsqu'on a atteint l'arrêt à froid, la température de cette surface externe se maintienne aux environs de 50"C, comme représenté par la courbe 22. Ce maintien à une température sensiblement supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse remplissant le bâtiment de sécurité du réacteur permet d'éviter ou de limiter la fissuration des zones à structure austénitique de la soudure hétérogène. As shown by the dotted line 22, the temperature holding device makes it possible to limit the cooling of the external surface of the weld, so that, when the cold stop has been reached, the temperature of this external surface is hold around 50 "C, as shown by curve 22. This hold at a temperature appreciably higher than the temperature of the gaseous atmosphere filling the reactor safety building makes it possible to avoid or limit the cracking of the zones with structure austenitic heterogeneous weld.
I1 peut être souhaitable de maintenir la température de la surface externe de la soudure pendant un arrêt à froid du réacteur nucléaire à environ 100 C ou un peu plus, pour éliminer par évaporation des écoulements d'eau éventuels sur la soudure hétérogène. It may be desirable to maintain the temperature of the external surface of the weld during a cold shutdown of the nuclear reactor at around 100 ° C. or a little more, in order to eliminate by evaporation any water flows on the heterogeneous weld.
Le procédé suivant l'invention permet donc de limiter les risques de fissuration des soudures hétérogènes d'un circuit primaire de réacteur nucléaire sans effectuer de revêtement de la surface externe de la soudure et sans entraîner de difficultés en ce qui concerne le contrôle des soudures hétérogènes. The process according to the invention therefore makes it possible to limit the risks of cracking of heterogeneous welds of a primary circuit of a nuclear reactor without coating the external surface of the weld and without causing difficulties as regards the control of heterogeneous welds. .
L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits. The invention is not limited to the embodiments which have been described.
C'est ainsi que le dispositif de maintien en température utilisé peut comporter tout moyen autre qu'un moyen de chauffage électrique, par exemple tout moyen de chauffage par circulation de fluide dans un tube disposé autour de la soudure. Thus the temperature maintenance device used may include any means other than an electric heating means, for example any means of heating by circulation of fluid in a tube disposed around the weld.
On peut régler la température de maintien à toute valeur souhaitable pourvu que cette température soit supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse entourant le circuit primaire dans le bâtiment du réacteur nucléaire, lors d'un arrêt à froid. The holding temperature can be adjusted to any desirable value provided that this temperature is higher than the temperature of the gaseous atmosphere surrounding the primary circuit in the nuclear reactor building, during a cold shutdown.
L'invention s'applique à tout réacteur nucléaire à eau sous pression dont le circuit primaire comporte des liaisons bimétalliques dans lesquelles peut se produire une certaine fissuration. The invention applies to any pressurized water nuclear reactor whose primary circuit includes bimetallic connections in which some cracking can occur.
Claims (15)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR9616220A FR2757994B1 (en) | 1996-12-30 | 1996-12-30 | METHOD AND DEVICE FOR PROTECTING THE EXTERNAL SURFACE OF A HETEROGENEOUS WELDING OF THE PRIMARY CIRCUIT OF A PRESSURE WATER NUCLEAR REACTOR |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR9616220A FR2757994B1 (en) | 1996-12-30 | 1996-12-30 | METHOD AND DEVICE FOR PROTECTING THE EXTERNAL SURFACE OF A HETEROGENEOUS WELDING OF THE PRIMARY CIRCUIT OF A PRESSURE WATER NUCLEAR REACTOR |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
FR2757994A1 true FR2757994A1 (en) | 1998-07-03 |
FR2757994B1 FR2757994B1 (en) | 1999-03-26 |
Family
ID=9499304
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
FR9616220A Expired - Fee Related FR2757994B1 (en) | 1996-12-30 | 1996-12-30 | METHOD AND DEVICE FOR PROTECTING THE EXTERNAL SURFACE OF A HETEROGENEOUS WELDING OF THE PRIMARY CIRCUIT OF A PRESSURE WATER NUCLEAR REACTOR |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
FR (1) | FR2757994B1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2006075958A1 (en) * | 2005-01-17 | 2006-07-20 | Sandvik Intellectual Property Ab | A method and a sleeve for joining two components . |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4590346A (en) * | 1982-04-30 | 1986-05-20 | Hitachi, Ltd. | Method of heating piping arrangement and heating coil |
WO1989011616A1 (en) * | 1988-05-27 | 1989-11-30 | Den Norske Stats Oljeselskap A.S | Electrically heated multi-section pipe for oil or gas and method of forming the same |
-
1996
- 1996-12-30 FR FR9616220A patent/FR2757994B1/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4590346A (en) * | 1982-04-30 | 1986-05-20 | Hitachi, Ltd. | Method of heating piping arrangement and heating coil |
WO1989011616A1 (en) * | 1988-05-27 | 1989-11-30 | Den Norske Stats Oljeselskap A.S | Electrically heated multi-section pipe for oil or gas and method of forming the same |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2006075958A1 (en) * | 2005-01-17 | 2006-07-20 | Sandvik Intellectual Property Ab | A method and a sleeve for joining two components . |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2757994B1 (en) | 1999-03-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP2899724B1 (en) | Device for irradiating samples in the core or periphery of the core of a reactor | |
EP0477066A1 (en) | Method of replacing a tube of a heat exchanger and application of this method | |
EP0015191B1 (en) | Heat exchanger | |
EP0055643B1 (en) | Nuclear reactor cooled by a liquid metal contained in a vessel closed by upper closures | |
EP0012672B1 (en) | Device for the detachable mounting of an electric resistance heating element in the pressurizer of a nuclear reactor | |
EP0272944A1 (en) | Supporting and positioning conduit for a core measurement device of a nuclear reactor | |
EP0055963B1 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor comprising a main vessel cooled at the bottom | |
FR2757994A1 (en) | Protection of external weld interfaces between austenitic and ferritic steels for nuclear reactor | |
EP1592959B1 (en) | Method of testing a cryogenic storage vessel with cathodic protection | |
EP0117191B1 (en) | Steam generator for a liquid metal-cooled nuclear reactor | |
EP0323942B1 (en) | Hot water accumulator and process for heating this accumulator | |
EP0699499B1 (en) | Repair method for a heterogeneous welded connection between a connecting piece of a nuclear reactor component and a pipe | |
EP0731311A1 (en) | Repairing method by way of electrolytic coating of a pipe, in particular of a steam generator pipe | |
EP0173602A1 (en) | Emergency heat exchanger for cooling the primary fluid of a nuclear reactor, and method of assembling this heat exchanger | |
EP0470893A1 (en) | Process for sealing a tube of a heat exchanger with straight tubes and use of this process | |
FR2652440A1 (en) | Method for repairing by sheathing a tube such as a steam generator tube | |
EP0156689B1 (en) | Fast nuclear reactor with suspended main vessel and lid | |
EP0258131A1 (en) | Emergency cooling arrangement for fast neutron reactor | |
EP0064920B1 (en) | Apparatus for steam generation and heat exchange in a fast breeder reactor | |
EP2948957B1 (en) | Integrated-type pressurized water nuclear reactor comprising an integrated pressurizer | |
EP0612076A1 (en) | Element of modular wall for a container cover-barrier and in particular for a nuclear reactor vessel plug | |
FR2723869A1 (en) | Replacing welded joint between dissimilar steel pipes in nuclear reactor | |
EP0095428B1 (en) | Cooling device using gas for the vessel cover of a nuclear reactor | |
EP0612077A1 (en) | Confinement and wall-cover structure, in particular for the vessel plug of a nuclear reactor | |
FR2555794A1 (en) | Fast-neutron nuclear reactor fitted with emergency cooling means |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
ST | Notification of lapse |