[发明专利]用于在遮掩部分的同时热化学处理部件的方法及相应掩模

说明书

技术领域

本发明涉及制造具有改进的性质，诸如耐磨性和耐腐蚀性的部件。为了改进这些性质而施加至这些部件的处理可为通过原子物质扩散的硬化处理或防护处理。

背景技术

本发明可特别适用于制造用于包括压水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR)的轻水反应堆(LWR)的部件。例如，该部件包括：管，诸如用于中子吸收棒或核燃料棒的包壳管，用于反应堆芯的核仪器的指套管(flux thimble)等；杆，诸如中子吸收杆、支撑销、定位销、端塞等；螺栓，诸如用于核反应堆容器的挡板组件的边缘螺栓等；弹簧，诸如核燃料组件的压紧弹簧等。

在PWR中，中子吸收棒通常被集合成控制簇。在核反应堆的控制簇中，一些簇在核反应堆正常运行中专用于控制芯反应性。可以步进模式频繁地移动中子吸收棒以将其插入核反应堆的核燃料组件的导向套管，或将中子吸收棒从核反应堆的核燃料组件的导向套管中拔出。该步进运动由于中子吸收棒与它们摩擦的导向件的接触而可能引起中子吸收棒的分散的磨损。

在正常运行期间，其它控制簇在核反应堆上部的导向件中保持固定。当需要快速返回至亚临界状态时，这些簇通过重力同时且完全插入至反应堆芯中，即，中子吸收棒被插入至相应核燃料组件的相应导向套管中。流致振动可能导致固定的控制簇的中子吸收棒的局部磨损：

在与导向件的接触界面处的磨损；

由于包壳的下部和下端塞与核燃料组件的导向套管的上部接触而在中子吸收棒的下端处引起的磨损(“尖端磨损”)。

无论磨损来自于步进运动或流致振动，其可能的结果是：

包壳磨穿，从而包壳中封闭的中子吸收材料潜在污染核反应堆的主冷却剂体系的水；以及

由于包壳机械强度的降低而导致中子吸收棒的机械故障。

特别是当反应堆以负载跟随模式运行时(法语中的“负载跟随”)，一些控制簇的移动频率和幅度，并且特别是用于控制保留在固定位置的控制簇的一些中子吸收棒的振动频率和幅度是这样的：考虑到由摩擦引起的磨损，必须频繁地检查且通常过早地更换一定数量的控制簇。

为了防止这种磨损，已经提出了通过渗氮处理和/或渗碳处理来硬化包壳的外表面。US4873117、EP446083、EP537062和EP801142描述了特别是在等离子体条件下进行这些处理的步骤。

这些处理能够有效地保护包壳以及中子吸收棒的下端塞免于磨损和腐蚀。

如US4873117所述，首先，清洁待处理的包壳，随后装配它们的下端塞。在每个包壳中放置热缓冲体，并且随后在每个包壳上固定临时上端塞，其中，热缓冲体可由不锈钢条构成。临时上端塞用于在处理期间夹持包壳并且临时地关闭包壳的开口端，从而避免处理气氛被包壳中所含有的空气污染。将包壳放置在处理外壳中，并且有利地遮掩靠近上端塞的包壳上部。

在处理之后，从外壳中取出包壳。移除临时上端塞，并且用中子吸收材料填充包壳，以及在每个包壳的自由端焊接最终的上端塞。

对包壳的上部进行遮掩避免了处理该区域中的包壳材料。事实上，这种处理将影响材料特征以及将待焊接至最终上端塞的该上部的性质。例如，对上部的碳氮共渗可能导致在焊接至上端塞期间碳化物和/或氮化物沉淀，从而导致包壳对应变和腐蚀的较低耐性。

更普遍地，必须遮掩要经受处理(例如氧化、氮化、碳氮共渗)的部件的部分，从而避免改变材料特征和性质以及避免妨碍施加至这些部分的后续加工操作：机械成型、冲压、焊接、机械加工、螺纹化等。

各种遮掩方法是已知的并用于遮蔽需要被处理的部件的多个部分。

具体地，如上所述，固体掩模已被用于涉及等离子体的处理。这种固体掩模利用配合间隙接收被遮蔽而免受处理的部分。该间隙对应于需要确保将该掩模正确地安装至该部分的空间并且需要具有小于德拜长度的厚度。德拜长度是一种尺度，超过该尺度，移动的电荷载流子(例如电子)屏蔽用于特定等离子体条件的电场。换句话说，德拜长度是不能发生显著电荷分离的距离。

当间隙的厚度低于德拜长度时，在间隙中不存在等离子体条件，从而具有所述间隙的固体掩模所围绕的部件部分将被遮蔽而免受施加至位于该固体掩模外部的部件的剩余部分的处理。

然而，如果标称配合间隙大于德拜长度，该标称配合间隙不能低于掩模和待遮蔽的部分的累计制造公差，这种固体掩模是无效的。此外，即使标称配合间隙小于德拜长度，已经证实了该固体掩模至少对于等离子体碳氮共渗处理是无效的，无论是否存在固体掩模，被遮掩的部分仍然经受去钝化和/或硬化。