Study on the Load-bearing Performance for the Upper Shell Welds of Nuclear Fuel
- Vol. 54, Issue 7, Pages: 110-115(2024)
Published: 25 July 2024
DOI: 10.7512/j.issn.1001-2303.2024.07.16
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Stainless Steel Electron Beam Welding is often considered the optimal upgrade for manual GTAW welding. However, in some welding structures with shear strength requirements, the narrow characteristics of electron beam welds may affect their load-bearing performance. Since the welds of nuclear fuel cylinder components need to withstand long-term high temperature and pressure, radiation creep stress, and chemical corrosion in the reactor core, the shear load-bearing performance of electron beam welds has been questioned by experts. To ensure the reliability of the core product welding structure, the geometric dimensions and load-bearing area of electron beam (EB) welds and manual GTAW welds were first compared and analyzed, and it was found that the width of EB welds is only 53.5% of GTAW welds, and the load-bearing area is only 48.8% of GTAW welds. Then, through theoretical calculation and working condition analysis, it was concluded that the maximum load-bearing capacity of the cylinder component weld is 134,765 N, and the theoretical load-bearing capacity of both EB and GTAW welds is much greater than this value. Finally, through physical testing, it was found that the load-bearing performance of EB and GTAW welds is equivalent and both are greater than the load-bearing capacity of the cylinder component itself. It was ultimately proven that the EB welds can meet the design requirements for product load-bearing performance under normal and accident conditions, providing support for the smooth advancement of research on the localization of nuclear fuel.
电子束焊(Electron beam welding,EB)以其焊缝成形系数小及热影响区小的特点,在不锈钢精密制造领域通常被认为是升级替代手工钨极氩弧焊(GTAW)的最佳技术方案[
筒体部件是六边形核燃料组件的重要组成部件之一,焊接材料为低钴奥氏体不锈钢06Cr18Ni11Ti,其外观、结构及焊缝位置如
图1 筒体部件结构及焊缝示意
Fig.1 Schematic of structure and weld of Upper shell
(a)外观 (b)焊缝及结构
为保证核电堆芯产品的焊接质量及结构强度,本文开展了针对国产核燃料筒体部件EB焊缝的承载性能研究,通过分析比对、试验验证的方法探讨EB焊缝的承载能力是否可以满足结构要求。
随机选取各项尺寸及性能均合格的筒体部件EB焊接件、GTAW焊接件各1件,进行破坏性取样检测。每个筒体部件上截取10个横截面,检测焊缝的几何尺寸,对比二者之间的差异。焊缝尺寸测量方法及典型焊缝横截面金相照片如
图2 筒体部件焊缝尺寸测量及典型金相照片
Fig.2 Weld size measurement diagram and typical metallographic photograph of welds Upper shell
检验结果统计如
焊缝截面尺寸 | GTAW焊缝 | EB焊缝 |
---|---|---|
尺寸A/mm | 3.98~4.41 | 4.97~6.05 |
尺寸B/mm | 0.97~1.36 | 0.59~1.48 |
尺寸C/mm | 2.02~2.70 | 0.93~1.56 |
尺寸D/mm2 | 1.58~2.46 | 0.37~1.59 |
焊缝宽度(C)平均值/mm | 2.439 | 1.305 |
焊缝承载面积(D)平均值/mm2 | 2.038 | 0.995 |
默认焊缝的剪切强度与母材相当,将筒体部件作为一个整体看待,评估整体结构的承载性能。筒体部件在其中部设计有观察圆孔,用于观察调整内部弹簧组的变形扭曲情况,此位置材料的不连续造成了结构强度薄弱;同时连接圆孔的孔壁也是整个筒体部件壁厚最小的位置。因此计算分析得出,连接圆孔与圆孔之间的薄壁位置是整个筒体部件的结构薄弱环节。筒体部件结构薄弱处的理论截面积计算如
(a) 筒体部件结构
(b) 筒体部件结构强度最低处的截面积计算
图3 筒体部件最低结构强度计算
Fig.3 Calculation of minimum structural strength of upper shell
筒体部件属于核电站反应堆堆芯产品,位于压水堆核燃料上管座的内部,其焊缝位置及工况受力情况如
(a) 焊缝位置
(b) 焊缝受力方向
图4 筒体部件焊缝位置及受力方向
Fig.4 Weld position and Weld force direction of Upper shell
燃料组件在正常工况下(自由状态、吊装、堆内运行状态),焊缝所承受的力为弹簧组间接或直接作用在筒体部件上的弹簧组压缩抗力,筒体部件焊缝受力分析如
图5 筒体部件焊缝受力分析
Fig.5 Weld stress analysis of Upper shell
受力情况有4种:
(1)组件吊装、发电等常规堆内运行情况下,焊缝受力不超过8 000 N(组件总重约738 kg)。
(2)安装骨架时焊缝受力不超过12 500 N(弹簧组压缩约35 mm)。
(3)控制棒紧急跌落等情况下,焊缝受力不超过15 000 N±1 500 N(弹簧组压缩约43 mm)。
(4)弹簧组极限压缩情况下,焊缝受力不超过20 710 N(弹簧组压缩约54.65 mm时的极限抗力)。
取上述情况的承载力最大值,得出筒体部件焊缝在正常工况下(FN向)的最大承载力不应超过弹簧组极限合力20 710 N。而且由于筒体定位台的阻挡,其承载力肯定大于材料的屈服强度,无法体现出焊缝的实际性能,因此需要重点对事故工况下的焊缝受力及承载性能进行分析。
燃料组件在事故工况下(组件钩挂、碰撞、坠落等异常情况下),筒体部件焊缝所承受的力为异常撞击力减去弹簧组压缩抗力,承载力的施加方向见
(1)异常撞击力小于弹簧组压缩抗力,即弹簧组压缩抗力-异常撞击力≤弹簧组极限合力20 710 N。此时焊缝承载力方向与正常工况(FN向)相同,焊缝的承载力小于20 710 N。
(2)异常撞击力等于弹簧组压缩抗力,即弹簧组压缩抗力-异常撞击力=0 N。此时焊缝受力平衡,最大承载力与筒体部件材料强度相关,与焊缝无关。
(3)异常撞击力大于弹簧组压缩抗力,产生FA向承载力,此时筒体部件的承载力为焊缝理论承载力与筒体部件整体结构的最大承载力之间的最小值。
下面计算确定筒体部件焊缝的最大承载力。
对筒体部件整体结构的最大理论承载力、正常工况下的焊缝承载力、事故工况下的焊缝承载力进行计算,结果如164.2 mm。
项目 | GTAW焊缝 | EB焊缝 | 最薄部分的极限剪切力 |
---|---|---|---|
承载宽度(C)平均值/mm | 2.439 | 1.305 | — |
剪切位置圆直径/mm | 164.2 | 164.2 | — |
剪切面积/mm2 | 1 257.519 | 672.842 | 423.79 |
母材剪切强度/MPa | 318 | 318 | 318 |
极限剪切力/N | 399 891 | 213 963.8 | 134 765.2 |
正常工况下焊缝承载力/N | 20 710 | 20 710 | — |
事故工况下焊缝承载力/N | 399 891 | 193 253.8 | — |
事故工况下筒体部件结构的极限承载力/N | — | — | 134 765.2 |
筒体部件最大焊缝承载力/N | ≤134 765.2 |
正常工况下,筒体部件承载力仅为20 710 N,但由于施力方向FN面对定位台支撑,出现对焊缝的刚性支撑作用,实际试验承载力预测肯定会大于材料的屈服强度,因此不能代表焊缝的承载性能。
事故工况下,最严重的情况会产生背离定位台的FA向承载力,此时试验的承载力可排除结构刚性支撑的干扰,能代表焊缝的实际承载力。此种状态下,GTAW焊缝的理论承载力为399 891.0 N,EB焊缝的理论承载力为193 253.8 N,筒体部件整体结构的最大理论承载力为134 765.22 N。虽然EB焊缝的承载力理论值193 253.8 N小于GTAW焊缝的理论值399 891.0 N,但仍远大于筒体部件结构的理论极限承载力134 765.2 N。依据事故工况下的承载力分析,筒体部件焊缝最大承载力为上述三者的最小值,即为134 765.22 N。因此,理论上EB焊缝可以满足筒体部件焊缝的承载要求。
采用筒体部件产品实物进行承载试验的方法对上述分析结果进行验证。选取进口材料GTAW焊筒体部件1件,国产材料EB焊筒体部件1件,对比检查外观、尺寸、焊缝质量的特性,确保两个试验筒体部件焊缝都满足图纸及使用要求。然后将不同焊缝的筒体部件分别放入特别设计的安全保护夹具中,模拟筒体部件在燃料组件中的受力和定位约束情况,并最大程度上排除钩挂异常因素发生的可能性。设定下压速度为0.1 mm/min,每50 kN保压30 s,进行焊缝承载力对比试验。同时为保证安全性,试验过程持续观察筒体部件的破损情况,一旦发现安全问题,立即终止试验。最后,当筒体部件的焊缝部位、非焊接区出现屈服变形导致最大承载力出现下降趋势,或承载力超过试验机的最大安全限制时,结束筒体部件焊缝承载性能对比试验。焊缝化学成分要求如
焊缝 类型 | 下压速度 /(mm·min-1) | 最大承 载力/N | 最大屈服 变形量/mm | 屈服 位置 | 焊缝区外观 |
---|---|---|---|---|---|
GTAW | 0.1 | 153 241 | 2.35 | 非焊缝区域 | 无变化 |
EB | 0.1 | 163 546 | 2.69 | 非焊缝区域 | 无变化 |
图6 筒体部件承载试验后屈服变形位置
Fig.6 Yield deformation position of Upper shells after bearing test
试验得出,2件筒体部件均在外壁开孔处的结构薄弱处(非焊接区)出现明显的屈服塑性变形,从而触发了试验结束条件。对比承载试验前后筒体部件GTAW与EB焊缝区域的外观、尺寸及功能性,未发现明显变化。两件筒体产品的焊缝完好而非焊接区出现屈服变形,说明无论筒体部件EB焊缝、GTAW焊缝的承载性能均满足要求。
通过理论分析、计算和试验对比研究了国产核燃料筒体部件电子束焊(EB)焊缝和手工GTAW焊缝的承载性能。主要结论如下:
(1)国产EB焊缝的最大承载力为163 546 N,进口材料GTAW焊缝的最大承载力为153 241 N,两者的承载性能均明显大于筒体部件本身机械结构的承载性能。
(2)理论计算及试验均证明,国产筒体部件EB焊缝与进口材料筒体部件GTAW焊缝的承载能力处于同一水平,在正常工况及事故工况下均满足设计要求。
(3)研究结果消除了专家及用户对国产材料EB焊缝的疑虑,为核燃料国产化项目顺利实施提供了保障。目前成果已用于自主核燃料筒体部件的制造中,并实现首批核燃料的入堆辐照考验。
(4)国产核级不锈钢与进口材料的化学成分虽然都符合国际标准,但在焊接性能稳定性上却存在较大的差异,目前还需要焊接方法的升级改变来弥补材料自身性能的不足。因此还需要深入研究两者细微化学成分及相位组织的差异,实现国产材料的焊接性能真正替代和超越。
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