RU2084024C1 - Nuclear reactor channel body - Google Patents
Nuclear reactor channel body Download PDFInfo
- Publication number
- RU2084024C1 RU2084024C1 RU9595109644A RU95109644A RU2084024C1 RU 2084024 C1 RU2084024 C1 RU 2084024C1 RU 9595109644 A RU9595109644 A RU 9595109644A RU 95109644 A RU95109644 A RU 95109644A RU 2084024 C1 RU2084024 C1 RU 2084024C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- lap
- zirconium alloy
- bushings
- stainless steel
- pipe
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно, к корпусам каналов ядерных реакторов. The invention relates to nuclear engineering, and more specifically, to the shells of the channels of nuclear reactors.
Известен корпус канала ядерного реактора (C.E. Coleman and L.A. Simpson, Evaluation of a leaking crack in an irradiated candu pressure tube. Rep. AECL-9733, June 1988, fig.1), который выполнен в виде трубы из циркониевого сплава. Оба конца трубы механически соединены методом холодной развальцовки с элементами контура циркуляции, выполненными из нержавеющей стали. A well-known nuclear reactor canal body (C.E. Coleman and L.A. Simpson, Evaluation of a leaking crack in an irradiated candu pressure tube. Rep. AECL-9733, June 1988, fig. 1), which is made in the form of a tube of zirconium alloy. Both ends of the pipe are mechanically connected by cold expansion with stainless steel circuit elements.
Недостатком известного корпуса канала является трещинообразование и появление течи в процессе длительной эксплуатации из-за водородного охрупчивания концов трубы из циркониевого сплава, которые ввальцованы в элементы контура циркуляции, выполненные из нержавеющей стали с коэффициентом термического расширения, значительно превышающем коэффициент термического расширения циркониевого сплава. Из-за высокой разницы коэффициентов термического расширения металлов, соединяемых методом вальцовки, при нагреве корпуса канала ядерного реактора охватывающие части элементов из нержавеющей стали увеличиваются в диаметре больше, чем охватываемые концы трубы из циркониевого сплава. Для обеспечения герметичности необходимо в таком вальцованном соединении обеспечить высокий уровень остаточных напряжений. В зоне развальцовки трубы из циркониевого сплава, имеющей высокий уровень остаточных напряжений, постепенно возрастает концентрация водорода, который образуется в результате коррозионных и радиационных процессов, происходящих в канале ядерного реактора. Водород с цирконием образует хрупкие гидриды, которые приводят к охрупчиванию и растрескиванию стенок трубы в местах ее развальцовки. A disadvantage of the known channel body is crack formation and leakage during long-term operation due to hydrogen embrittlement of the ends of the zirconium alloy pipe, which are rolled into circulation circuit elements made of stainless steel with a thermal expansion coefficient significantly exceeding the thermal expansion coefficient of zirconium alloy. Due to the high difference in the coefficients of thermal expansion of the metals joined by rolling, when the body of the channel of the nuclear reactor is heated, the female parts of stainless steel elements increase in diameter more than the male ends of the zirconium alloy pipe. To ensure tightness, it is necessary to ensure a high level of residual stresses in such a rolled connection. In the zone of flaring of a pipe made of zirconium alloy having a high level of residual stresses, the concentration of hydrogen, which is formed as a result of corrosion and radiation processes occurring in the channel of a nuclear reactor, gradually increases. Hydrogen with zirconium forms brittle hydrides, which lead to embrittlement and cracking of the pipe walls in places of its expansion.
Известен корпус канала ядерного реактора (A.W.L.Segel, Explosive bonding of dissimilar metal tubes. Rep AECL -2209, May 1964, 63 p), который содержит трубу из циркониевого сплава и переходные элементы, установленные по концам трубы и выполненные в виде втулок из нержавеющей стали ферритного класса, имеющей среднее значение между коэффициентами термического расширения циркониевого сплава и нержавеющей стали аустенитного класса, из которой изготовлены элементы контура циркуляции. Переходные элементы соединены с трубой из циркониевого сплава методом холодной развальцовки, а с элементами контура циркуляции сваркой плавлением. A well-known housing of the channel of a nuclear reactor (AWLSegel, Explosive bonding of dissimilar metal tubes. Rep AECL -2209, May 1964, 63 p), which contains a pipe made of zirconium alloy and transition elements installed at the ends of the pipe and made in the form of stainless steel bushings ferrite class, which has an average value between the thermal expansion coefficients of zirconium alloy and austenitic stainless steel, from which the elements of the circulation loop are made. Transition elements are connected to a pipe made of zirconium alloy by cold rolling, and to the elements of the circuit by fusion welding.
Недостатком известного корпуса канала ядерного реактора является трещинообразование и появление течи в процессе длительной эксплуатации из-за водородного охрупчивания концов трубы из циркониевого сплава, которые ввальцованы во втулки из нержавеющей стали. Поскольку коэффициент термического расширения нержавеющей стали ферритного класса превышает примерно в два раза коэффициент термического расширения циркониевого сплава, то для обеспечения герметичности вальцованному соединению необходимо создать высокий уровень остаточных напряжений путем раздачи концов трубы из циркониевого сплава во втулках из нержавеющей стали. В процессе развальцовки в стенке трубы возникают высокие остаточные напряжения, в том числе и в виде наклепа, которые обеспечивают герметичность вальцованному соединению. Чем выше уровень остаточных напряжений в зоне развальцовки трубы, тем лучше обеспечивается герметичность соединения. Однако при длительной эксплуатации корпуса канала в условиях ядерного реактора в местах развальцовки трубы из циркониевого сплава начинает скапливаться водород, который образуется в результате коррозионных и радиационных процессов, происходящих в канале ядерного реактора. Водород при больших концентрациях образует с цирконием хрупкие гидриды, которые приводят к охрупчиванию и растрескиванию стенок трубы в местах развальцовки и как следствие к нарушению герметичности корпуса канала. A disadvantage of the known channel housing of a nuclear reactor is crack formation and leakage during long-term operation due to hydrogen embrittlement of the ends of the zirconium alloy pipe, which are rolled into stainless steel bushings. Since the coefficient of thermal expansion of ferritic-grade stainless steel is approximately two times higher than the coefficient of thermal expansion of zirconium alloy, in order to ensure tightness of the rolled joint, it is necessary to create a high level of residual stresses by distributing the ends of the zirconium alloy pipe in stainless steel bushings. In the process of flaring, high residual stresses occur in the pipe wall, including in the form of hardening, which ensure tightness of the flange joint. The higher the level of residual stresses in the expansion zone of the pipe, the better the tightness of the connection is ensured. However, during long-term operation of the channel body in a nuclear reactor, hydrogen begins to accumulate in the places where the zirconium alloy pipe is expanded, which is formed as a result of corrosion and radiation processes occurring in the channel of the nuclear reactor. Hydrogen at high concentrations forms brittle hydrides with zirconium, which lead to embrittlement and cracking of the pipe walls at the places of expansion and, as a result, to a violation of the tightness of the channel body.
Наиболее близким к изобретению по совокупности существенных признаков является корпус канала ядерного реактора (Доллежаль Н.А. Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М. Атомиздат, 1980, с.54-56), содержащий трубу из циркониевого сплава, переходные элементы, установленные по концам трубы и выполненные в виде втулок из циркониевого сплава соединены с трубой из циркониевого сплава сваркой плавлением встык (электронно-лучевая сварка), а с втулками из нержавеющей стали соединены внахлестку диффузионной сваркой. Втулки из нержавеющей стали соединены сваркой плавлением встык (аргоно-дуговая сварка) с трубами из нержавеющей стали, которые являются элементами контура циркуляции. Closest to the invention in terms of essential features is the channel body of a nuclear reactor (Dollezhal N.A. Emelyanov I.Ya. Channel nuclear power reactor. M. Atomizdat, 1980, p. 54-56) containing a pipe made of zirconium alloy, transition elements installed at the ends of the pipe and made in the form of zirconium alloy bushings are connected to the zirconium alloy pipe by butt welding (electron beam welding), and to the stainless steel bushings are overlapped by diffusion welding. Stainless steel bushings are connected by butt welding (argon-arc welding) with stainless steel pipes, which are elements of the circulation circuit.
Недостатком известного корпуса канала ядерного реактора является ограниченный ресурс его работы в условиях ядерного реактора в горячей воде и паре при температуре до 350oC из-за невысоких показателей длительной коррозионной прочности. Под длительной коррозионной прочностью корпуса канала понимается его прочность в условиях длительного воздействия коррозионно-агрессивной среды, рабочих и термических напряжений. Это объясняется тем, что нахлесточное диффузионное сварное соединение втулок из циркония и нержавеющей стали характеризуется невысокими коррозионными и прочностными свойствами. В процессе длительной эксплуатации нахлесточное диффузионное сварное соединение разрушается под действием коррозии под напряжением.A disadvantage of the known channel shell of a nuclear reactor is the limited resource of its operation in a nuclear reactor in hot water and steam at temperatures up to 350 o C due to the low rates of long-term corrosion resistance. Under the long-term corrosion resistance of the channel body is understood its strength under conditions of prolonged exposure to a corrosive environment, working and thermal stresses. This is because the lapped diffusion welded joint of the zirconium and stainless steel bushings is characterized by low corrosion and strength properties. During long-term operation, lap diffusion welded joint is destroyed by stress corrosion.
При эксплуатации корпуса канала в горячей воде и паре при температуре от 150 до 350oC нахлесточное диффузионное сварное соединение корродирует с выделением свободного (атомарного) водорода, который скапливается в циркониевом сплаве в местах с повышенным уровнем напряжений. Из-за стесненных условий активной зоны ядерного реактора толщина стенки втулки из циркониевого сплава в зоне диффузионного сварного шва уменьшена по сравнению с толщиной стенки трубы из циркониевого сплава, что не обеспечивает осевую равнопрочность корпуса канала, а именно, в области краевых точек нахлестки в начале нахлесточного диффузионного сварного соединения со стороны из циркониевого сплава кольцевой концентратор напряжения, где скапливается свободный водород, который образует с циркониевым сплавом хрупкие гидриды циркония. Кроме того, постоянная вибрация корпуса канала от движения теплоносителя создает в местах образования кольцевых концентраторов пики напряжения, которые в сочетании с осевыми растягивающими напряжениями от высокого давления теплоносителя (70-100 атм) ускоряют процессы концентрации водорода в этих местах и образования хрупких гидридов циркония.When the channel body is operated in hot water and steam at a temperature of 150 to 350 o C, the lapped diffusion welded joint corrodes with the release of free (atomic) hydrogen, which accumulates in the zirconium alloy in places with a high level of stress. Due to the cramped conditions of the core of the nuclear reactor, the wall thickness of the sleeve of zirconium alloy in the diffusion weld zone is reduced compared to the wall thickness of the pipe of zirconium alloy, which does not provide axial equal strength of the channel body, namely, in the region of the edge lapping points at the beginning of the lap diffusion welded joint from the side of the zirconium alloy ring stress concentrator, where free hydrogen accumulates, which forms brittle zirconium hydrides with the zirconium alloy. In addition, the constant vibration of the channel body from the movement of the coolant creates stress peaks in the places where ring concentrators are formed, which, in combination with axial tensile stresses from high coolant pressure (70-100 atm), accelerate the processes of hydrogen concentration in these places and the formation of brittle zirconium hydrides.
Для нахлесточных диффузионных сварных соединений втулок из разнородных металлов с отличающимися коэффициентами термического расширения характерно образование пиков напряжений в краевых точках нахлестки, величина которых находится в прямой пропорциональной зависимости от жесткости (толщины) стенок соединяемых втулок и от разницы коэффициентов термического расширения. Чем больше толщина стенок втулок, тем выше их жесткость, и, следовательно, выше уровень напряжений в краевых точках нахлестки. Lapping diffusion welded joints of dissimilar metal bushings with differing thermal expansion coefficients are characterized by the formation of stress peaks at the lapping edge points, the magnitude of which is in direct proportion to the stiffness (thickness) of the walls of the connected bushings and the difference in thermal expansion coefficients. The greater the thickness of the walls of the bushings, the higher their stiffness, and therefore, the higher the level of stress at the edge points of the lap.
Сохранение требуемой осевой равнопрочности корпуса канала приводит к увеличению суммарной толщины стенок втулок в месте нахлестки и к увеличению радиальных габаритов корпуса канала, что неприемлемо для стесненных условий активной зоны ядерного реактора. При повышении температуры горячей воды увеличиваются прямо пропорционально температуре пики (концентраторы) напряжений в краевых точках нахлестки. Увеличение пиков напряжений до величин, превышающих величину прочности нахлесточного диффузионного сварного соединения, приводит к надрыву сварного шва в краевых точках. В местах надрыва концентрация напряжения увеличивается, что приводит к постепенному разрушению нахлесточного диффузионного сварного соединения. Maintaining the required axial equal strength of the channel body leads to an increase in the total thickness of the walls of the bushings in the lap and to an increase in the radial dimensions of the channel body, which is unacceptable for cramped conditions of the active zone of a nuclear reactor. With increasing temperature of hot water increase in direct proportion to the temperature peaks (concentrators) of stress at the edge points of the lap. An increase in stress peaks to values exceeding the strength of the lap diffusion welded joint leads to tearing of the weld at the edge points. In places of tear, the stress concentration increases, which leads to the gradual destruction of lap diffusion welded joints.
Задачей изобретения является создание корпуса канала ядерного реактора, который характеризуется длительным ресурсом работы в горячей воде и паре при температурах до 350oC и небольшими радиальными габаритами, позволяющими использовать его в стесненных условиях активной зоны ядерного реактора.The objective of the invention is to create a channel body of a nuclear reactor, which is characterized by a long service life in hot water and steam at temperatures up to 350 o C and small radial dimensions, allowing its use in cramped conditions of the active zone of a nuclear reactor.
Технический результат, полученный при осуществлении изобретения, заключается в повышении длительной коррозионной прочности корпуса канала в условиях горячей воды и пара при температуре до 350oC за счет повышения коррозионной стойкости и прочности диффузионного сварного шва. Нахлесточное диффузионное сварное соединение, выполненное с твердой диффузионной прослойкой толщиной не более 5 мкм, обладает высокой коррозионной стойкостью в горячей воде и паре до 350oC (установлено экспериментально). Кроме того, в сочетании с механическим зацеплением, выполненным в виде выступов и впадин, твердая диффузионная прослойка толщиной до 5 мкм обеспечивает высокую прочность нахлесточному трубчатому сварному соединению. Из уровня техники известно, что твердая диффузионная прослойка толщиной 3-5 мм обеспечивает торцевому диффузионному сварному соединению титана (металла одной группы с цирконием) и нержавеющей стали достаточно высокую прочность. Однако трубчатые нахлесточные диффузионные сварные соединения вышеуказанных металлов с твердой диффузионной прослойкой в процессе охлаждения самопроизвольно разрушаются из-за высоких остаточных термических напряжений в диффузионной прослойке за счет двукратной разницы в коэффициентах термического расширения между титаном и нержавеющей сталью (Казаков Н.В. Диффузионная сварка материалов, М. "Машиностроение", 1976 г. с. 186-190).The technical result obtained by carrying out the invention is to increase the long-term corrosion resistance of the channel body in hot water and steam at temperatures up to 350 o C by increasing the corrosion resistance and strength of the diffusion weld. Lapped diffusion welded joint made with a solid diffusion layer with a thickness of not more than 5 μm, has high corrosion resistance in hot water and steam up to 350 o C (experimentally established). In addition, in combination with mechanical engagement made in the form of protrusions and depressions, a solid diffusion layer with a thickness of up to 5 μm provides high strength lap tube welded joint. It is known from the prior art that a solid diffusion layer of a thickness of 3-5 mm provides an end diffusion welded joint of titanium (metal of the same group with zirconium) and stainless steel with a sufficiently high strength. However, tubular lapped diffusion welded joints of the above metals with a solid diffusion layer spontaneously break during cooling due to high residual thermal stresses in the diffusion layer due to the double difference in thermal expansion coefficients between titanium and stainless steel (Kazakov N.V. Diffusion welding of materials, M. "Mechanical Engineering", 1976, p. 186-190).
Из уровня техники известны торцевые сварные диффузионные соединения циркония с нержавеющей сталью с достаточно высокой прочностью за счет введения между свариваемыми поверхностями тонких промежуточных слоев: ниобий, медь, никель, однако эти соединения из-за трехкратной разницы коэффициентов термического расширения циркония и нержавеющей стали непригодны для трубчатых нахлесточных соединений (K. Bhanumurthy, J. Krishnan, G.B. Kale, S. Banerjee, Journal of Nuclear Materals, V. 217 (1994) 67-74. "Transition joints between Zircaloy-2 and Stainless steel by diffusion bondig"). В заявленном корпусе большая часть остаточных термических напряжений воспринимается механическим зацеплением втулок, поэтому твердая диффузионная прослойка практически разгружена от них, несмотря на трехкратную разницу коэффициентов термического расширения циркония и нержавеющей стали. In the prior art, butt welded diffusion joints of zirconium with stainless steel with a sufficiently high strength are due to the introduction of thin intermediate layers between the surfaces to be welded: niobium, copper, nickel, however, these compounds are unsuitable for tubular due to the threefold difference in the thermal expansion coefficients of zirconium and stainless steel lap joints (K. Bhanumurthy, J. Krishnan, GB Kale, S. Banerjee, Journal of Nuclear Materals, V. 217 (1994) 67-74. "Transition joints between Zircaloy-2 and Stainless steel by diffusion bondig"). In the claimed housing, most of the residual thermal stresses are perceived by the mechanical engagement of the bushings, therefore, the solid diffusion layer is almost unloaded from them, despite the threefold difference in the thermal expansion coefficients of zirconium and stainless steel.
Высокая коррозионная стойкость твердой диффузионной прослойки толщиной не более 5 мкм в сочетании с высокими прочностными свойствами нахлесточного диффузионного сварного соединения за счет разгрузки его от термических напряжений механическим зацеплением обеспечивает корпусу длительную коррозионную прочность в условиях горячей воды и пара при температуре до 350oC.The high corrosion resistance of the solid diffusion layer with a thickness of not more than 5 μm in combination with the high strength properties of the lap diffusion welded joint due to its unloading from thermal stresses by mechanical engagement provides the casing with long-term corrosion resistance in hot water and steam at temperatures up to 350 o C.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном корпусе канала ядерного реактора, содержащем трубу из циркониевого сплава и переходные элементы, установленные на концах трубы и выполненные в виде втулок из циркониевого сплава и нержавеющей стали, при этом труба из циркониевого сплава соединена с втулками из циркониевого сплава сваркой плавлением, а втулки из циркониевого сплава соединены с втулками из нержавеющей стали в виде нахлесточного диффузионного сварного соединения, причем втулка из нержавеющей стали установлена с охватом втулки из циркониевого сплава; сопряженные поверхности втулок на всей длине нахлестки имеют чередующиеся между собой выступы и впадины, входящие друг в друга, а нахлесточное диффузионное сварное соединение выполнено с твердой диффузионной прослойкой толщиной не более 5 мкм. The specified technical result is achieved by the fact that in the known casing of the channel of a nuclear reactor containing a pipe made of zirconium alloy and transition elements installed at the ends of the pipe and made in the form of bushings of zirconium alloy and stainless steel, the pipe of zirconium alloy is connected to the bushings of zirconium alloy by fusion welding, and the bushings of zirconium alloy are connected to the stainless steel bushings in the form of lap diffusion welded joints, and the stainless steel sleeve is installed ene covering sleeve of a zirconium alloy; the mating surfaces of the bushings along the entire length of the lap have alternating protrusions and depressions falling into each other, and the lap diffusion welded joint is made with a solid diffusion layer with a thickness of not more than 5 μm.
Кроме того, для исключения надрывов сварного шва по краям нахлестки, втулки в области нахлестки выполнены с переменной толщиной стенок так, что толщина стенки одной из втулок уменьшается, а другой соответственно увеличивается. Это позволяет в сочетании с высокой коррозионной стойкостью диффузионной прослойки замедлить скорость коррозии, которая неизбежна при длительной работе переходника в условиях горячей воды и пара, до величин, обеспечивающих работоспособность сварного шва в условиях, например, ядерного реактора, до полной выработки эксплуатационного ресурса канала ядерного реактора. Выполнение втулок в области нахлестки с переменной толщиной стенок позволит уменьшить радиальные габариты корпуса канала. In addition, to eliminate weld tears along the edges of the lap, the sleeves in the lap region are made with a variable wall thickness so that the wall thickness of one of the sleeves decreases and the other increases accordingly. This allows, in combination with the high corrosion resistance of the diffusion layer, to slow down the corrosion rate, which is inevitable during long-term operation of the adapter in hot water and steam, to values that ensure the weld seam working in conditions, for example, of a nuclear reactor, until the operating life of the channel of the nuclear reactor is fully developed . The implementation of the bushings in the lap area with a variable wall thickness will reduce the radial dimensions of the channel body.
Кроме того, минимальная толщина стенки каждой втулки на краю нахлестки составляет не более 25% толщины ее стенки, свободной от нахлестки, а также сопряженные поверхности втулок на всей длине нахлестки выполнены ступенчатыми и в виде по крайней мере двух цилиндрических ступенек, выполненных по одной с каждой стороны нахлестки, и усеченного конуса, плавно соединяющего ступеньки между собой. In addition, the minimum wall thickness of each sleeve at the edge of the lap is no more than 25% of the thickness of its wall, free of lap, and the mating surfaces of the bushings along the entire length of the lap are made stepwise and in the form of at least two cylindrical steps made one each sides of the lap, and a truncated cone, smoothly connecting the steps to each other.
Кроме того, для повышения осевой прочности максимальная толщина стенки каждой втулки на краю нахлестки составляет не менее толщины ее стенки, свободной от нахлестки, а также для повышения осевой прочности и повышения герметичности (плотности) нахлесточного диффузионного сварного соединения выступы и впадины выполнены кольцевыми. In addition, to increase the axial strength, the maximum wall thickness of each sleeve on the edge of the lap is not less than the thickness of its wall, free of lap, and also to increase the axial strength and increase the tightness (density) of the lap diffusion welded joint, the protrusions and depressions are made circular.
На фиг. 1 изображен корпус канала ядерного реактора (продольный разрез); на фиг. 2 ступенчатое нахлесточное диффузионное сварное соединение втулок из циркониевого сплава и нержавеющей стали; на фиг. 3 ступенчато-конусное нахлесточное диффузионное сварное соединение втулок из циркониевого сплава и нержавеющей стали; на фиг. 4 часть ступеньки нахлесточного диффузионного сварного соединения (продольный разрез в увеличенном масштабе); на фиг. 5 - сварной шов с твердой диффузионной прослойкой (в увеличенном масштабе). In FIG. 1 shows a channel body of a nuclear reactor (longitudinal section); in FIG. 2-stage overlap diffusion welded joint of zirconium alloy bushings and stainless steel; in FIG. 3 step-conical lap diffusion welded joint of zirconium alloy bushings and stainless steel; in FIG. 4 part of the step of the lap diffusion welded joint (longitudinal section on an enlarged scale); in FIG. 5 - weld with a solid diffusion layer (on an enlarged scale).
Корпус канала ядерного реактора содержит трубу 1 из циркониевого сплава и переходные элементы 2, 3, установленные по обоим концам трубы 1, которые выполнены в виде втулок из циркониевого сплава 2 и нержавеющей стали 3. Труба 1 из циркониевого сплава соединена встык сварным швом 4 с втулками 2 из циркониевого сплава электронно-лучевой сваркой в вакууме. Втулки 2 из циркониевого сплава соединены сварным швом 5 внахлестку диффузионной сваркой с втулками 3 из нержавеющей стали с образованием нахлесточного диффузионного сварного соединения. Втулки 3 из нержавеющей стали соединены сваркой плавлением встык с элементами контура циркуляции, выполненными из нержавеющей стали (не показано). Втулки 2, 3 в области нахлестки выполнены с переменной толщиной стенок, так что толщина стенки одной из втулок уменьшается, а другой соответственно увеличивается. Максимальная толщина стенки втулки на краях нахлестки составляет не менее толщины ее стенки, свободной от нахлестки, а минимальная толщина стенки втулки на краях нахлестки составляет не более 25% толщины ее стенки, свободной от нахлестки. Сопряженные поверхности втулок могут быть выполнены ступенчатыми, в виде цилиндрических ступенек 6. Ступеньки 6 выполнены равной длины, а высота ступенек равна приблизительно 10-20% от толщины стенки конца втулки, свободного от нахлестки. Сопряженные поверхности втулок могут быть выполнены в виде по крайней мере двух цилиндрических ступенек 6, размещенных по одной с каждой стороны нахлестки, и усеченного конуса 7, плавно соединяющего ступеньки между собой. Сопряженные поверхности втулок 2, 3 на всей длине нахлестки имеют равномерно чередующиеся между собой выступы 8 и впадины 9, плотно без зазора входящие друг в друга. Сварной шов 5 выполнен в виде нахлесточного диффузионного сварного соединения с твердой диффузионной прослойкой, толщиной не более 5 мкм. The housing of the channel of the nuclear reactor contains a pipe 1 made of zirconium alloy and
Выступы 8 и впадины 9 могут быть выполнены в виде резьбы или кольцевыми. The
Низкий уровень термических напряжений обеспечивается в области краевых точек нахлестки со стороны втулки из циркониевого сплава уменьшением толщины стенки втулки из нержавеющей стали, а в области краевых точек нахлестки со стороны втулки из нержавеющей стали уменьшением толщины стенки втулки из циркониевого сплава, т.е. за счет уменьшения жесткости стенки одной из соединяемых втулок. При этом одновременно обеспечиваются условия для сохранения осевой равнопрочности корпуса канала по краям диффузионного сварного соединения, поскольку увеличена толщина стенки втулки из циркониевого сплава со стороны трубы из циркониевого сплава и увеличена толщина втулки из нержавеющей стали со стороны трубы из нержавеющей стали. Кроме того, поскольку суммарная толщина нахлестки меньше, чем удвоенная толщина одной из соединяемых втулок, то радиальные габариты корпуса канала уменьшены по сравнению с известным корпусом. A low level of thermal stresses is ensured in the region of lap boundary points on the side of the zirconium alloy sleeve by reducing the wall thickness of the stainless steel sleeve, and in the region of lap edge points on the side of the stainless steel sleeve, by reducing the wall thickness of the zirconium alloy sleeve, i.e. by reducing the rigidity of the wall of one of the connected bushings. At the same time, conditions are provided for maintaining axial equal strength of the channel body along the edges of the diffusion welded joint, since the wall thickness of the sleeve of zirconium alloy on the pipe side of the zirconium alloy is increased and the thickness of the sleeve of stainless steel on the pipe side of stainless steel is increased. In addition, since the total thickness of the lap is less than twice the thickness of one of the connected bushings, the radial dimensions of the channel body are reduced in comparison with the known body.
Высокая коррозийная стойкость твердой диффузионной прослойки толщиной не более 5 мкм в сочетании с низким уровнем концентрации термических напряжений (пиков напряжений) в краевых точках нахлесточного диффузионного сварного соединения позволяет исключить надрывы шва и тем самым замедлить скорость коррозии нахлесточного диффузионного сварного соединения до величин, обеспечивающих работоспособность до полной выработки эксплуатационного ресурса корпуса канала ядерного реактора. The high corrosion resistance of the solid diffusion layer with a thickness of not more than 5 μm in combination with a low level of concentration of thermal stresses (stress peaks) at the edge points of the lap diffusion welded joint eliminates tearing of the seam and thereby slows down the corrosion rate of the lap diffusion welded joint to values that ensure up to full development of the operational life of the channel body of the nuclear reactor.
Повышение удельной прочности на отрыв нахлесточного диффузионного сварного соединения обеспечено увеличением площади нахлесточного диффузионного сварного соединения за счет создания зубчатой формы сварного шва. Кроме того, зубчатая форма сварного шва обеспечивает осевую равнопрочность корпуса канала в зоне нахлесточного диффузионного сварного соединения. The increase in the specific tensile strength of the lap diffusion welded joint is provided by the increase in the area of the lap diffusion welded joint due to the creation of the serrated shape of the weld. In addition, the serrated shape of the weld provides axial equal strength of the channel body in the area of lap diffusion weld.
Уменьшение радиальных габаритов корпуса канала ядерного реактора, а именно, толщины стенки корпуса в местах нахлесточных сварных диффузионных соединений циркониевого сплава с нержавеющей сталью стало возможным за счет уменьшения термических напряжений в краевых точках нахлестки при одновременном сохранении требуемой по условиям эксплуатации осевой равнопрочности корпуса канала. Это объясняется тем, что одна из втулок в области краевых точек нахлестки выполнена с минимальной толщиной стенки, что позволяет другой втулке в этой области иметь толщину стенки больше толщины стенки ее свободного конца. A decrease in the radial dimensions of the channel body of the nuclear reactor channel, namely, the wall thickness of the vessel at the places of lap welded diffusion joints of zirconium alloy with stainless steel, was made possible by reducing thermal stresses at the lap edge points while maintaining the axial equal strength of the channel case under operating conditions. This is explained by the fact that one of the bushings in the region of the lapping boundary points is made with a minimum wall thickness, which allows the other bush in this region to have a wall thickness greater than the wall thickness of its free end.
Получение в нахлесточном диффузионном сварном соединении уплотнения лабиринтного типа за счет выполнения на сопряженных поверхностях втулок выступов и впадин, входящих в друг друга, обеспечивает сохранение герметичности (плотности) даже при случайном низком качестве нахлесточного диффузионного сварного соединения, которое возможно при несоблюдении режима сварки. Выполнение выступов и впадин кольцевой формы позволяет усилить эффект лабиринтного уплотнения. Obtaining a labyrinth type seal in an overlap diffusion welded joint by performing protrusions and depressions on each other on the mating surfaces of the bushings ensures tightness (density) even with an accidentally low quality of an overlapping diffusion welded joint, which is possible if the welding mode is not observed. The implementation of the protrusions and depressions of the annular shape allows you to enhance the effect of the labyrinth seal.
Корпус канала ядерного реактора работает следующим образом. The housing of the channel of a nuclear reactor operates as follows.
При работе канала в ядерном реакторе корпус канала испытывает радиальные и продольные нагрузки растяжения, возникающие от воздействия температуры и давления теплоносителя, а также гидравлические вибрационные нагрузки, возникающие от пульсации потока теплоносителя. Нагретый до рабочей температуры теплоноситель при прохождении внутри корпуса канала окисляет его поверхность из циркониевого сплава. При этом один атом кислорода воды, участвующий в образовании окисной пленки, освобождает из молекулы воды два атома водорода, которые образуют с цирконием хрупкие гидриды. В процессе длительной эксплуатации на поверхности корпуса из циркониевого сплава образуется окисная пленка толщиной в несколько микрон, и пропорционально величине этой окисной пленки в циркониевом сплаве возникают гидриды. Гидриды относительно равномерно распределяются по всему объему циркониевого сплава, поскольку корпус канала не имеет локальных мест с высокой концентрацией напряжения, где гидриды могут собираться выше предельно допустимой нормы, которая приводит к охрупчиванию циркониевого сплава. В корпусе канала в местах соединения циркониевого сплава с нержавеющей сталью и особенно по краям нахлесточного диффузионного сварного соединения могут возникать большие осевые и радиальные термические и рабочие напряжения из-за более чем трехкратной разницы в коэффициентах термического расширения циркониевого сплава и нержавеющей стали аустенитного класса. Однако механическое зацепление на сопряженных поверхностях втулок, выполненное в виде чередующихся выступов и впадин, разгружает твердую диффузионную прослойку от рабочих и термических напряжений, благодаря чему повышается длительная коррозионная прочность, а следовательно, работоспособность и надежность корпусов каналов ядерного реактора. Кроме того, выполнение нахлесточного диффузионного сварного соединения в местах нахлестки с уменьшенной толщиной одной втулки и увеличенной толщиной сопряженной с ней втулкой по краям нахлесточного соединения позволяет усилить эффект разгрузки твердой диффузионной прослойки от напряжений. When the channel operates in a nuclear reactor, the channel body experiences radial and longitudinal tensile loads arising from the influence of the temperature and pressure of the coolant, as well as hydraulic vibration loads arising from the pulsation of the coolant flow. A heat carrier heated to operating temperature when passing inside a channel body oxidizes its surface from a zirconium alloy. In this case, one oxygen atom of water involved in the formation of an oxide film releases two hydrogen atoms from the water molecule, which form brittle hydrides with zirconium. During long-term operation, an oxide film several microns thick is formed from the zirconium alloy on the surface of the casing, and hydrides occur in proportion to the size of this oxide film in the zirconium alloy. Hydrides are relatively evenly distributed over the entire volume of the zirconium alloy, since the channel body does not have local places with a high concentration of stress, where hydrides can collect above the maximum permissible norm, which leads to embrittlement of the zirconium alloy. Large axial and radial thermal and operating stresses can occur in the channel housing at the junctions of the zirconium alloy with stainless steel and especially at the edges of the lap diffusion welded joint due to more than threefold difference in the thermal expansion coefficients of zirconium alloy and austenitic stainless steel. However, mechanical engagement on the mating surfaces of the bushings, made in the form of alternating protrusions and depressions, unloads the solid diffusion layer from working and thermal stresses, thereby increasing the long-term corrosion resistance, and hence the operability and reliability of the shells of the channels of a nuclear reactor. In addition, the implementation of lap diffusion welded joints in the lap places with a reduced thickness of one sleeve and an increased thickness of the mating sleeve connected to it along the edges of the lap joint allows you to enhance the effect of unloading the solid diffusion layer from stresses.
Claims (7)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9595109644A RU2084024C1 (en) | 1995-06-20 | 1995-06-20 | Nuclear reactor channel body |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9595109644A RU2084024C1 (en) | 1995-06-20 | 1995-06-20 | Nuclear reactor channel body |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2084024C1 true RU2084024C1 (en) | 1997-07-10 |
| RU95109644A RU95109644A (en) | 1997-12-27 |
Family
ID=20168766
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU9595109644A RU2084024C1 (en) | 1995-06-20 | 1995-06-20 | Nuclear reactor channel body |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2084024C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108145337A (en) * | 2017-12-30 | 2018-06-12 | 珠海市业成轨道交通设备科技有限公司 | A kind of connection ring of high speed motor car oil-pressure damper and the welding point of pedestal |
| CN114871559A (en) * | 2022-05-24 | 2022-08-09 | 江苏科技大学 | Transition liquid phase diffusion connection method for additive manufacturing of stainless steel and zirconium alloy |
-
1995
- 1995-06-20 RU RU9595109644A patent/RU2084024C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. C.E. Coleman and L.A.-Simpson Evaluation of a leaking orack in an irradiated candu pressure tube, Rep. AECL - 9733, June 1988, fig. 1. 2. A.W.Segel. Explosiue banding of dissimilar metal tubes, Rep. AECL - 22C9, May 1963, p. 63. 3. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с. 54 - 56. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108145337A (en) * | 2017-12-30 | 2018-06-12 | 珠海市业成轨道交通设备科技有限公司 | A kind of connection ring of high speed motor car oil-pressure damper and the welding point of pedestal |
| CN114871559A (en) * | 2022-05-24 | 2022-08-09 | 江苏科技大学 | Transition liquid phase diffusion connection method for additive manufacturing of stainless steel and zirconium alloy |
| CN114871559B (en) * | 2022-05-24 | 2024-04-19 | 江苏科技大学 | Transitional liquid phase diffusion connection method for additive manufacturing stainless steel and zirconium alloy |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Mudali et al. | Corrosion and microstructural aspects of dissimilar joints of titanium and type 304L stainless steel | |
| US4049186A (en) | Process for reducing stress corrosion in a weld by applying an overlay weld | |
| US4883292A (en) | Corrosion resisting steel pipe and method of manufacturing same | |
| US4556240A (en) | Corrosion-resistant, double-wall pipe structures | |
| US2763923A (en) | Method of and transition member for weld uniting dissimilar metals | |
| JPH0321802B2 (en) | ||
| RU2085350C1 (en) | Adapter for welding stainless steel pipes with zirconium alloy pipes | |
| RU2084024C1 (en) | Nuclear reactor channel body | |
| US2849387A (en) | Corrosion resistant jacketed metal body | |
| JPH07301687A (en) | Coating pipe | |
| US4783890A (en) | Method of repairing a steam generator tube by means of lining | |
| RU117578U1 (en) | STEAM GENERATOR | |
| US6697448B1 (en) | Neutronic fuel element fabrication | |
| RU2160U1 (en) | CHANNEL HEAVY WATER-WATER NUCLEAR REACTOR | |
| RU2207236C1 (en) | Titanium-steel reducer | |
| RU2085349C1 (en) | Method of manufacture of tubular adapter of zirconium alloy steel | |
| CN110587069A (en) | Welding method for circumferential weld of bimetal metallurgy composite pipe | |
| RU2106230C1 (en) | Method for manufacture of soldered telescopic construction | |
| JP7319139B2 (en) | Piping structure and heat exchanger | |
| JP3525534B2 (en) | Method and apparatus for repairing a structure in a reducing liquid | |
| JPS6313777B2 (en) | ||
| JPH0285696A (en) | Connecting construction for double heat exchanger tube and tube plate | |
| JPH0464794A (en) | Leak preventing structure for weld joint part of tube | |
| SU747584A1 (en) | Method of connecting different metal tubes | |
| Gould et al. | Investigations of Capacitor Discharge Welding for the Attachment of Endcaps to Molybdenum‐Based Nuclear Fuel Rod Cladding |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080621 |