[发明专利]一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺

说明书

技术领域

本发明涉及核动力装备焊接技术领域，尤其涉及一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺。

背景技术

锆合金与不锈钢过渡接头是反应堆燃料包壳实验装置中锆合金燃料包壳管和不锈钢电加热元件套管连接用结构件。该实验装置模拟核反应堆堆内运行状态，考验燃料元件在正常运行和事故工况下燃料包壳材料的各种状态。过渡接头结构件为管状结构，长度为100mm，外径为￠10mm～￠12mm，内径为￠6mm，由锆合金和不锈钢通过焊接而成（请参考附图1）。锆合金与不锈钢焊接性能很差，主要有两方面原因：（1）脆性金属间化合物的形成，使得接头机械强度和耐腐蚀性能降低。（2）两种材料热膨胀系数相差很大，连接后会造成很大的热应力。目前，真空钎焊和中间添加过渡层的爆炸焊和真空扩散焊等可以获得综合性能比较好的过渡接头。文献《Hard-Soldering Method，Particularly for Joining Nuclear-Reactor Components》采用银基钎料硬钎焊工艺进行锆合金与不锈钢钎焊连接。为了减少钎焊区域脆性金属间化合物形成提高结构件性能，通过在锆合金母材上预先涂上钎料，然后加热不锈钢，再将处于冷态的锆合金放在不锈钢上，利用不锈钢自身的热传输进行锆合金与不锈钢钎焊连接，钎焊时间控制在1~2 秒。通过控制钎焊时间，减少钎焊区域脆性金属化合物形成。板形结构单元应施加1~4Kg的压力，管-管结构单元利用不锈钢与锆合金线膨胀系数差异进行约束。文献《Zirconium Brazing System》采用不添加钴的不锈钢-锆钎料进行堆内锆合金燃料组件套管与不锈钢支撑架钎焊，钎焊温度约为1150℃。文献《锆合金与不锈钢连接技术》指出用银、银-铟和锆-铍5%钎料进行锆合金与不锈钢钎焊，可以获得具有一定强度的接头。

从目前公开的文献来看，锆合金与不锈钢钎焊主要问题是钎料与锆合金母材过合金化造成的溶蚀问题和母材晶粒长大问题。因为锆合金活性很好，可同大多数熔化的钎料发生过合金化，导致钎料对基体母材的溶蚀，并且随着钎焊时间加长，溶蚀加剧。采用银、银-铟和锆-铍5%进行锆合金与不锈钢钎焊，接头的抗高温水腐蚀性能差，韧性普遍比较低，这是因为在钎焊区域形成了脆性相。另外含铍的钎料，由于剧毒对人体危害巨大，使用时需要有可靠的防护措施。采用不锈钢-锆钎料钎焊，由于钎焊温度达到了1150℃，会出现锆合金母材相变晶粒长大现象，导致结构件性能下降。

综上所述，本申请发明人在实现本申请实施例中发明技术方案的过程中，发现上述技术至少存在如下技术问题：

在现有技术中，由于锆合金活性很好，可同大多数熔化的钎料发生过合金化，导致钎料对基体母材的溶蚀，并且随着钎焊时间加长，溶蚀加剧，采用银、银-铟和锆-铍5%进行锆合金与不锈钢钎焊，接头的抗高温水腐蚀性能差，韧性普遍比较低，这是因为在钎焊区域形成了脆性相，另外含铍的钎料，由于剧毒对人体危害巨大，使用时需要有可靠的防护措施，采用不锈钢-锆钎料钎焊，由于钎焊温度达到了1150℃，会出现锆合金母材相变晶粒长大现象，导致结构件性能下降，所以，现有技术中的反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺存在钎料对基体母材的溶蚀，并且随着钎焊时间加长，溶蚀加剧，接头的抗高温水腐蚀性能差，韧性普遍比较低，且采用含铍的钎料对人体危害较大，以及会出现锆合金母材相变晶粒长大现象，导致结构件性能下降的技术问题。

发明内容

本发明提供了一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺，解决了现有技术中的反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺存在钎料对基体母材的溶蚀，并且随着钎焊时间加长，溶蚀加剧，接头的抗高温水腐蚀性能差，韧性普遍比较低，且采用含铍的钎料对人体危害较大，以及会出现锆合金母材相变晶粒长大现象，导致结构件性能下降的技术问题，实现了钎料不会对基体母材进行溶蚀，接头的抗高温水腐蚀性能好，韧性较高，且没有采用含铍的钎料对人体危害较小，不会出现锆合金母材相变晶粒长大现象，结构件性能较好的技术效果。

为解决上述技术问题，本申请实施例提供了一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺，所述工艺包括：

首先，进行锆合金单元和不锈钢单元的结构设计；

然后，进行所述锆合金单元表面改性处理；

然后，将所述锆合金单元和所述不锈钢单元进行清洗组装；

然后，将组装好后的部件进行低温预处理；

最后，将低温预处理后的部件进行钎焊。

进一步的，所述工艺步骤在钎焊后还包括：

将钎焊后的部件进行性能检测；

将性能检测后的部件进行成品加工。