一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺制造技术

本发明专利技术公开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，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。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核动力装备焊接
，尤其涉及一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺。
技术介绍
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，本申请专利技术人在实现本申请实施例中专利技术技术方案的过程中，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。
技术实现思路
本专利技术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。进一步的，所述钎焊用母材为锆合金和不锈钢，其中，锆合金牌号为Zr-2或Zr-4，不锈钢牌号为0Cr18Ni10Ti。进一步的，所述进行锆合金单元和不锈钢单元的结构设计具体为：将所述锆合金单元的下端加工为直径为第一直径的圆柱状；在所述不锈钢单元上端设置一直径为第二直径的圆柱凹槽，其中，所述第二直径的值大于等于所述第一直径的值。进一步的，所述进行所述锆合金单元表面改性处理具体为：在锆合金表面离子注Ti，通过真空离子注入Ti工艺，在锆合金钎焊面形成一层Ti的保护层。进一步的，所述将所述锆合金单元和所述不锈钢单元进行清洗组装具体为：将待焊的锆合金和不锈钢结构单元进行去油处理，按照钎料与粘接剂的预设配比进行配料，并预先将钎料刷涂在钎焊结合面上及钎料流入端。进一步的，所述将低温预处理后的部件进行钎焊具体为：采用真空钎焊工艺进行锆合金与不锈钢钎焊，钎焊方位为垂直漫流，钎焊工艺参数如下：a工作真空度：≤5×10-2；b钎焊温度：960℃～980℃；c保温时间：5 min～15min；d降温方式：真空状态下随炉冷却。本申请实施例中提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：由于采用了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的工艺进行锆合金与不锈钢钎焊连接，即，根据燃料包壳实验装置用锆合金与不锈钢过渡接头的使用要求，采用镍基钎料进行了锆合金和不锈钢钎焊，通过锆合金表面离子注入工艺，在锆合金表面形成Ti保护层，阻断钎料与锆合金高温反应。焊件检验结果表明，镍基钎料对母材的润湿性较好，与锆合金和不锈钢均形成了一定厚度的扩散层，Ti层与母材结合良好，没有高温溶蚀迹象，所以，有效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，进而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。附图说明图1是本申请中锆合金与不锈钢过渡接头的结构示意图；图2是本申请实施例一中锆合本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺，其特征在于，所述工艺包括：进行锆合金单元和不锈钢单元的结构设计；进行所述锆合金单元表面改性处理；将所述锆合金单元和所述不锈钢单元进行清洗组装；将组装好后的部件进行低温预处理；将低温预处理后的部件进行钎焊。

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆用锆合金与不锈钢钎焊连接工艺，其特征在于，所述工艺包括：
进行锆合金单元和不锈钢单元的结构设计；
进行所述锆合金单元表面改性处理；
将所述锆合金单元和所述不锈钢单元进行清洗组装；
将组装好后的部件进行低温预处理；
将低温预处理后的部件进行钎焊。
2.根据权利要求1所述的工艺，其特征在于，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。
3.根据权利要求1所述的工艺，其特征在于，所述钎焊用母材为锆合金和不锈钢，其中，锆合金牌号为Zr-2或Zr-4，不锈钢牌号为0Cr18Ni10Ti。
4.根据权利要求1所述的工艺，其特征在于，所述进行锆合金单元和不锈钢单元的结构设计具体为：
将所述锆合金单元的下端加工为直径为第一直径的圆柱状；
在所述不锈钢单元上端设置一直径为第二直径...

【专利技术属性】
技术研发人员：杨军，王飞，朱金霞，薛敬凯，罗绪珍，王建，马勇哲，刘晓荣，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川;51