反应堆压力容器顶盖密封槽清洗装置的研制

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用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体[发明专利]

用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体[发明专利]

专利名称:用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体专利类型:发明专利
发明人:彭传新,昝元锋,卓文彬,闫晓,白雪松,张妍,鲁晓东,黄志刚
申请号:CN201811215511.X
申请日:20181018
公开号:CN109243641A
公开日:
20190118
专利内容由知识产权出版社提供
摘要:本发明公开了用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体,包括反应堆压力容器实验模拟体本体和堆芯检测装置,反应堆压力容器实验模拟体本体包括压力容器模拟体以及位于压力容器模拟体内腔的吊兰模拟体,在吊兰模拟体中设置有堆芯组件模拟体,压力容器模拟体包括上封头、中间圆柱筒体和下封头,堆芯组件模拟体包括包壳管和电加热元件,包壳管的顶部为封闭端,其底部为开口端,且包壳管的底部向下延伸并穿出下封头,堆芯检测装置的数据采集端从包壳管的开放端插入包壳管中。

本发明设计出用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体,使用于堆芯组件模拟体的检测装置不会因为采集路径而影响反应堆压力容器筒体和堆芯之间的密封性能。

申请人:中国核动力研究设计院
地址:610000 四川省成都市一环路南三段28号
国籍:CN
代理机构:成都行之专利代理事务所(普通合伙)
代理人:高俊
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一种新型井口密封装置优化设计及应用

一种新型井口密封装置优化设计及应用
LI Qingtao,XING Hongxian, LIU Chuangang,LIU Jingchao,ZHANG Yunchi
(CNOOC EnterTech-DrilUng & Production Co. ^Tianjin 300452, China)
Abstract: Reverse circulation operation is often adopted for horizontal well washing and sand washing. The wellhead sealing device seals the annulus between the drilling tool and the wellhead wal Asthecorecomponentofthewelheadsealingdevice,therubbercorewilcausetheoveral operation to fall once the seal fails. A new type of wellhead sealing device has been developed . The force and deformation laws of the rubber core under several typical working conditions have been analyzed, and the sealing mechanism of the rubber core has been studied Thekeydimensionsoftherubbercorehavebeenoptimizedbyfiniteelementdesign Ithasimportantguiding significanceforimprovingtheperformanceandlifeofthesealingdevice Keywords:wash well sand washing;reverse circulation;seal;finite element;rubber core

几种压水堆反应堆压力容器结构的比较与研究

几种压水堆反应堆压力容器结构的比较与研究

几种压水堆反应堆压力容器结构的比较与研究
丛高伟;张忠海
【期刊名称】《科技创新与应用》
【年(卷),期】2015(000)020
【摘要】文章对几种典型压水堆反应堆压力容器的结构进行比较,对其特点和优点进行了分析和研究。

【总页数】1页(P117-117)
【作者】丛高伟;张忠海
【作者单位】一重集团大连设计研究院有限公司,辽宁大连 116600;驻齐齐哈尔地区军代表室,黑龙江齐齐哈尔 161042
【正文语种】中文
【相关文献】
1.改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓自动超声检测方法
2.压水堆反应堆压力容器密封主螺栓预紧过程模拟
3.压水堆比例试验中反应堆压力容器下降段宽度的确定
4.压水堆核电厂反应堆压力容器顶盖贯穿件在役检查技术
5.压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理
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AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用

AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用

AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用周路生;魏文斌;刘一舟;郑正【摘要】AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件.基于ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2019(036)005【总页数】6页(P61-66)【关键词】AP1000顶盖;超声检查;涡流检查【作者】周路生;魏文斌;刘一舟;郑正【作者单位】国核电站运行服务技术有限公司,上海200233;山东核电有限公司,山东烟台265116;国核电站运行服务技术有限公司,上海200233;山东核电有限公司,山东烟台265116【正文语种】中文【中图分类】TH49;TL351;TG115.2850 引言1991年9月,法国某核电站压水堆在水压试验过程中发现了压力容器顶盖的控制棒驱动机构贯穿件管嘴存在泄漏的现象[1],之后,各国核安全监管机构对顶盖在役检查都非常重视。

AP1000采用先进的三代非能动核电技术,其中压力容器顶盖一体化堆顶设计是重要创新之一,该设计可以有效缩短停堆换料周期、优化占用时间,提高设备操作的安全性[2]。

顶盖作为反应堆冷却剂系统(RCS)的压力边界的重要组成部分,对保障一回路系统的安全性具有重要意义。

AP1000核电站的反应堆压力容器顶盖外形是整体锻造而成的半球形封头,贯穿件通过过盈胀接的方式与顶盖连接,其底部与顶盖内壁设置J形焊缝[3],贯穿件和J形焊缝材料采用Inconel 690材料替代了Inconel 600材料,有效地提高了对一次侧冷却剂水的耐腐蚀性。

AP1000压力容器顶盖贯穿件包括69根控制棒驱动机构(CRDM)管、1根排气管和8根Quickloc仪表接管,顶盖具体结构形式如图1所示[4]。

《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及的清洁能源

《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及的清洁能源

《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及的清洁能源日前,有关部门印发了《中国制造2025-能源装备实施方案》,那么《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及什么清洁能源?下面就由给大家讲讲吧。

国家发改委、工信部、国家能源局6月20日印发《中国制造2025 能源装备实施方案》(下称《方案》),围绕确保能源安全供应、推动清洁能源发展和化石能源清洁高效利用三个方面,确定了煤炭绿色智能采掘洗选装备、油气储运和输送装备等15个领域的发展任务,并明确资金支持、税收优惠、鼓励国际合作等五大保障措施。

《方案》提出,2020年前围绕推动能源革命总体工作部署,突破一批能源清洁低碳和安全高效发展的关键技术并开展示范应用,制约性或瓶颈性装备和零部件实现批量化生产和应用,有力保障能源安全供给和助推能源生产消费革命。

2025年前的行动目标是,新兴能源装备制造业形成具有比较优势的较完善产业体系,总体具有较强国际竞争力。

有效支撑能源生产和消费革命,部分领域能源技术装备引领全球产业发展,能源技术装备标准实现国际化对接。

以下为清洁能源相关内容:水力发电依托水电项目建设开发100 万千瓦级混流式水轮发电机组;单机容量25万千瓦级轴流转桨式水轮发电机组和单机容量50万千瓦级;1000 米水头以上高水头大容量冲击式水轮机组;研发水电智能生产管理系统:开发水电智能一体化生产管理和运行控制平台、状态检修智能决策支持系统、工程安全智能分析评估系统、智能应急指挥处置系统、智能安全防护管理系统等。

试验示范:依托国家核准和《水电发展十三五规划》及相关能源中长期战略规划中具备条件的水电项目,推动完成技术攻关设备的试验示范。

应用推广:鼓励后续相关水电项目承担推广应用任务。

抽水蓄能单机40 万千瓦级、500 米水头以上高水头大容量抽水蓄能机组;调速范围10%可变速抽水蓄能机组;试验示范:依托《水电发展十三五规划》及相关能源中长期战略规划中具备条件的水电项目,推动高水头抽水蓄能装备和完成技术攻关设备的试验示范。

核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例

核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例

核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例[单选题]1.()既属于核反应堆也属于核电厂一回路主设备。

A.压力容器B.蒸汽发生器C.稳压器D.主泵(江南博哥)[单选题]2.反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一,在核电厂安全分析中,()。

A.不考虑其失效B.应考虑其失效C.重点考虑其失效D.重点考虑其发生破裂事故[单选题]3.反应堆压力容器长期工作在高温()左右。

A.540B.430C.320D.210[单选题]4.反应堆压力容器长期工作在高压()MPa左右。

A.21.0B.15.5C.7.0D.4.3[单选题]5.反应堆压力容器属于在核电厂整个寿期内不可()的设备。

A.失效B.破裂C.更换D.维修[单选题]6.目前只有俄罗斯采用()作为压水堆压力容器材料。

A.Cr-Ni-Mo钢B.Mn-Ni-Mo钢C.Ni-Mo-C钢D.奥氏体不锈钢[单选题]7.我国和美、法、德、日等国均采用()作为压水堆压力容器材料。

A.Cr-Ni-Mo钢B.Mn-Ni-Mo钢C.Ni-Mo-C钢D.奥氏体不锈钢[单选题]8.反应堆压力容器顶盖和本体是通过主法兰、螺栓及上下法兰间的()紧固密封。

A.两道钼制“c”形环B.四道镍制“c”形环C.两道镍制“o”形环D.四道钼制“o”形环[单选题]9.压水堆反应堆压力容器本体由()个筒节和下封头环形拼焊而成。

A.2-3B.3-4C.4-5D.5-6[单选题]10.反应堆压力容器本体有()个冷却剂进出入口接管。

A.2-4B.4-6C.4-8D.6-8[单选题]11.压水堆反应堆压力容器本体冷却剂进出入口接管一般是通过()焊缝连接到相应的筒节。

A.圆形B.锥形C.椭圆形D.马鞍形[单选题]12.压水堆由于主管道的材料一般为不锈钢,因此压力容器接管与主管道的连接处还需要焊接接口()。

A.过度端B.安全端C.管座端D.封头端[单选题]13.压水堆反应堆压力容器顶盖上有()个控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座。

压水堆本体结构设计及其重型构件的制造

压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
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第二章 压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
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202X
01
第一节 压水堆本体结构简介
02
第二节 堆芯
03
第三节 堆内构件
04
第四节 堆内构件设计准则
05
第五节 反应堆压力容器及控制棒驱动机构
06
第六节 防止堆内构件振动的可靠性措施
07
第七节 压力容器与堆内重型构件的制造工艺
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3.围板组件
围板组件安装在吊篮筒体内部,它是由多块围板、多块辐板和大量螺钉连接而成的。围板组件的主要功能是将布置燃料组件的整个活性区的外形紧紧围住,以使从燃料组件外边旁路流走的冷却剂减至最少,保重堆芯外围燃料组件能得到充分冷却。
围板加工精度要求很高。围板和辐板的组装成形也有严格的质量要求,这样才能尽可能地保证围板内表面与燃料组件最外层表面之间,有1mm宽的均匀水隙,从而达到充分冷却燃料组件的目的。
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上栅格板图
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堆芯上部支承柱
堆芯上部支承柱的作用是承受轴向力,连接导向管支承板与堆芯上栅格板、保证两者间的空间距离和整体刚性,并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道,还可作热电偶导向管的支承等。这些支承柱是用钢管制作的,加工时要严格保证其长度精度。
*
控制棒导向组件
控制棒导向组件是一个比较精密的构件,结构形式比较复杂,尺寸精度要求也高,左图就是一个控制棒导向组件。
导向管
导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻力塞。
01
所有燃料组件的中心导向管的内径都相同,它们是堆内测量导管,可用来引进测量装置。
02
定位格架是燃料棒径向定位件,用来夹持燃料棒和加强燃料棒刚性。其结构对燃料棒周围的水力和热工性能有显著影响。合理的结构形式应通过实验来确定。

核电站原理 第3章 反应堆 压力容器

核电站原理 第3章 反应堆 压力容器


号轴封之间,其作用是: 1)保证主泵轴承的润滑。

2)通过三个串联的轴封,保证一回路水不向外泄 漏。

3)在RRI系统暂时断水时,保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ,略高
于一回路压力,流量约1.82m3/h,其中通过轴封约
0.68 m3/h,其余流入一回路
(4)顶盖冷却旁通流量——有2.2%的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 %,热工设计时取为 6.5%。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少,平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分,起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸,起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆

堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要

求的容积设计,考虑到核电厂的寿期为40

年,以及运行时冷却剂的循环流动,水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温,在冷却回路出口装 有两台冷却器,由RRI系统冷却。电机设有电加热器,
泵 在泵停运时加热,使线圈保持一定温度,防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机,在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点,监督线圈温升,
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点,流量低于25m3/h时,给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为:

反应堆压力容器螺栓孔清洗机的研制

反应堆压力容器螺栓孔清洗机的研制
关 键词 : 反应 堆 ; 压 力容 器 ; 螺 栓孔 ; 清 洗 机 中图分 类号 : T H1 6 ; T G 6 5 文献标 识码 e s s ur e Ve s s e l S t u d Ho l e s Cl e a ni ng M a c h i ne De v e l o pm e nt H ONG L o n g, HUANG Xi n— d o n g, L I Xi n,TAN Ho n g — we i
摘要: 反 应 堆 压 力 容 器 螺 栓 孔 清 洗 机 用 于 对 压 水 堆 核 电站 反 应 堆 压 力 容 器 主 螺 栓 孔 的 螺 纹 表 面 进 行
自动清 洗、 吸 尘/ 水和 抛光 , 以清除螺 纹表 面残 留的 防咬合 剂及 其他 杂 物 , 通过清洗, 主 螺栓 孔 可进 行
第1 0期 2 0 1 3年 1 0月
组 合 机 床 与 自 动 化 加 工 技 术
M o du l a r M a c h i ne To o l& Aut o ma t i c M a nu f a c t ur i ng Te c hn i qu e
N0 . 1 0
wa s h i n g,t o po l i s h t h e h o l e s , S O t he a n t i — s e i z e l u b r i c a n t a n d t he o t h e r d i r t c a n b e c l e a n e d. Af te r c l e a n i n g, t h e v i d e o i ns p e c t i o n a n d t h e ma i n t e n a n c e c a n be p e r f o r me d l a t t e r l y t o e ns u r e t he s a f e t y a n d t h e r e l i a b i l i t y o f t h e RPV . Be s i d e s , t h e r a d i a t i o n d os e c a n a l s o b e g r e a t l y r e d u c e d b y us i ng t he ma c h i n e t o a c h i e v e t h e

公示材料09科技进步奖AP1000核岛在役检查全套技术装备-湖北

公示材料09科技进步奖AP1000核岛在役检查全套技术装备-湖北

科技进步奖公示材料一、项目名称AP1000核岛在役检查全套技术装备自主研发二、提名者及提名意见提名者:中共湖北省委军民融合发展委员会办公室提名意见:该成果形成了AP1000核岛在役检查全套技术和装备,依托能力验证平台,获得了国家核安全局的应用许可,在国际上最早和最全面具备了AP1000核电站役前及在役检查自主化实施能力,核岛高辐照区的体积方法在役检查自动化实施率100%。

项目成果使我国率先解决AP1000的在役检查技术难题,包括异形结构、粗晶材质和异质异性材料的有效检测,以及恶劣环境、狭窄通道及受限空间下的装备应用,建立了AP1000核电机组完整在役检查技术体系,掌握了AP1000堆型在役检查核心技术,总体技术水平国际领先。

提名该项目为湖北省科学技术奖一等奖。

三、项目简介本项目立足于满足我国AP1000全球首批示范工程的安全建设、运行以及监管的需要,具备独立自主的工程应用能力,首次针对AP1000自主研发了核岛在役检查全套技术和装备。

包括开发了超声波和涡流高精度自动数据采集及分析系统,研制了12项在役检查装备及工艺技术,形成了45份经国家核安全局验证的检验规程,开发了89件试验标准件,技术性能及指标满足相关标准和规范的要求,国际上率先完成了3台AP1000机组核岛的全面役前检查。

该成果全面具备AP1000堆型关键部件自主化在役检查技术能力,核岛高辐照区的体积方法在役检查自动化实施率100%,覆盖了AP1000反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道、燃料组件等所有关键部件。

整体技术的缺陷检出率及定量精度全面满足在役检查规范的能力验证要求;整体技术所包含的检验平台、检验工艺、检验装备、智能控制等核心软、硬件,国产化率>98%。

本技术的成功应用,标志着我国已经全面掌握了AP1000在役检查关键技术,建立了针对我国三代核电技术的完整在役检查技术体系,为我国AP1000机组安全、可靠、经济运行提供了坚强技术保障;该成果对保障我国核电重大工程和重大装备的建造和制造质量,具有显著作用;该成果全面提升了我国其它堆型在役检查整体技术水平,对保障我国核电机组运行安全具有重大意义;该成果为我国三代核电机组“华龙一号”的在役检查技术开发奠定了技术平台,对支撑我国“华龙一号”顺利“出海”以及平安“航海”,具有深远意义。

容器水压试验技术

容器水压试验技术

容器水压试验技术◎么继利(作者单位:中国一重核电石化公司)水压试验是压力容器装配中一项非常重要的试验项目,是对制造核容器的最终考核和检验、其试验的目的是对密封结构的严密性,以及焊缝的可靠性和整体结构强度的全面验证。

一、顶盖组件密封槽与筒体密封面的研磨顶盖组件密封槽的研磨:为保证研磨质量,方便研磨过程中探伤缺陷的修复,采用在立车刀台上装夹研磨工具,利用机床回转实现对密封槽的自动研磨。

立车将密封槽加工到下差,粗糙度达到Ra1.6以上,并探伤合格后,在工件四周和上方架起塑料薄膜,防止灰尘和机床漏油对密封面的污染。

将密封槽研磨工具装在机床刀架上用丙酮仔细清洗密封槽研具,并用干净的白布擦拭干净。

将砂带均匀粘在研具的底面和两个侧面,研磨过程中要定时更换磨钝的砂带和清理密封槽,及时将密封槽内的颗粒状物质去除,砂带粒度要从粗到细,分别将内外密封槽逐渐研磨至粗糙度达到Ra0.8或更好,研磨好后要用胶皮或塑料薄膜将密封槽保护起来。

二、先进的密封技术在容器的水压试验过程中各接口的密封是否可靠是最关键的,其中密封难度最大的是管座的密封和进出口接管的密封。

1.管座水压试验。

管座图纸技术要求中规定管座精加工后进行水压试验,试验压力为21.45MPa。

从其结构上来看,常规密封方法无法实现,因其小端没有外螺纹,且内孔有1.75:100的锥度,这样就给打压密封带来很大困难,为此我们研究设计了一套打压工装和一个定位支架,以保证其水压试验的密封性。

试压工装采用膨胀式密封形式进行密封:螺母与拉杆背紧时,组合密封圈因受压产生径向膨胀,达到密封要求。

定位支架起轴向定位作用防止拉杆受压时产生轴向位移。

2.进出口接管的密封。

对进出口接管安全端的密封传统方法为盲板焊接形式,其缺点是容器水压试验后盲板要全部加工掉,容器批量生产时,盲板要成倍的生产加工,成本比较高,且焊接工作量大。

压力容器打压安全端密封我们采用了机械式自紧密封新技术,为了提高密封可靠性,采用三道密封形式。

核电反应堆压力容器C型密封环运输存放装置研究与实践黄成龙

核电反应堆压力容器C型密封环运输存放装置研究与实践黄成龙

核电反应堆压力容器C型密封环运输存放装置研究与实践黄成龙发布时间:2021-08-26T07:49:02.832Z 来源:《建筑学研究前沿》2021年9期作者:黄成龙张家林阮昭基邓鹏辉[导读] 核电反应堆压力容器顶盖密封面上有两道密封环槽,C型密封环则是实现压力容器顶盖与反应堆压力容器之间密封功能的密封件,为一回路压力边界。

为确保压力容器关盖后密封可靠,在反应堆压力容器关盖前,需在顶盖存放间完成C型密封环的更换。

C型密封环具有加工精度高,密封可靠性高,安装要求高等特点。

为便于运输及存放反应堆压力容器C型密封环,设计制作了反应堆压力容器C型密封环运输存放装置。

黄成龙张家林阮昭基邓鹏辉福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要:核电反应堆压力容器顶盖密封面上有两道密封环槽,C型密封环则是实现压力容器顶盖与反应堆压力容器之间密封功能的密封件,为一回路压力边界。

为确保压力容器关盖后密封可靠,在反应堆压力容器关盖前,需在顶盖存放间完成C型密封环的更换。

C型密封环具有加工精度高,密封可靠性高,安装要求高等特点。

为便于运输及存放反应堆压力容器C型密封环,设计制作了反应堆压力容器C型密封环运输存放装置。

关键词:压力容器;C型密封环;运输存放装置;1.概述反应堆压力容器顶盖密封面上有两道密封环槽,C型密封环则是实现压力容器顶盖与反应堆压力容器之间密封功能的密封件,为一回路压力边界。

为确保压力容器关盖后密封可靠,在反应堆压力容器关盖前,需在顶盖存放间完成C型密封环的更换。

在此之前,需先将C型密封环备件转运并临时存放至压力容器顶盖存放间的环形存放支架周围,然后吊出反应堆压力容器顶盖至顶盖存放间的环形存放支架上。

故C 型密封环在运输及存放过程中有因磕碰而导致备件报废的可能。

C型密封环原包装为木箱,原包装因与顶盖存放间的环形存放支架互相干涉无法使用,故设计制作了反应堆压力容器C型密封环运输存放装置。

2.技术原理及性能指标2.1技术原理本运输存放装置主要由盖板、盖子垫块、EV A垫块、橡胶存放底座、吊装支撑板构成。

核工反应堆压力容器介绍

核工反应堆压力容器介绍

延性断裂(塑性断裂): 顶盖本体(3吊耳,1排气管, 61+4管座) 连接控制棒组件和驱动机构 控制棒导向筒固定和定位。
4、反应堆 三、反应堆压力容器结构
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
压力容器的 15s,包括缓冲段3.
拆卸杆、定位塞头、可拆接头实现驱动杆和控制棒组件的连接。
运行限制: 3、辐照使材料脆性转变温度升高
顶盖
压力容器 支承面
法兰 管嘴
环行段 环行段
导向 装置
O形密封环
1、功能:保证压力容器筒体法兰和顶盖法兰之间的密封。 2、材质:因科镍-600镀银,因科镍-718弹簧
反应堆容器支承结构
1、功能
在正常运行工况或事故 工况下承受载荷。
2、构成
进出口接管下面的支撑座; 支承导向板; 支承环(两个水平厚法兰 和两块立式腹板组成的环行 梁结构,上焊6个径向定位 止挡块)
一、反应堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反应堆压力容器材料
选材原则:
纯度和均匀性 足够的强度和韧性 较低的辐照敏感性 导热性能好 易加工成本低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢, 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢 的3倍
热膨胀系数比不 锈钢小1.5倍
奥氏体不锈钢在 快中子作用下产 生脆化效应
上端法兰(24个流水孔, 6个辐照样品孔和4个定 位键孔)
下端堆芯支承板(0.5m 厚的孔板)
3个冷却剂出口孔
4个定位键
2、围板和辐板
围板:将布置燃料组件
的整个活性区的外形紧 紧围住。厚度2530mm。
辐板:中空圆板,带小
孔,厚度20-30mm,
共8层,起径向支撑作
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运行试 验 . 经检验设备表现正常 , 稳定性 良好 , 无故障现象出现 。 6 . 2 清洗效果试验 将 清洗装 置安装 到模拟试 验件 上, 在模拟试验件顶盖密封槽 … 0’ 环压道上人为涂覆一些污物和表面附着物以及局部制造锈 迹 , 启动程 序完成清洗及整机运行试验 . 允许 清洗两次 。 经检验整机运行正常 、 无 故障现象 。 表 面污物 、 附着物及 局部制造 的锈迹清洗干净 , 清洗效果满 足使用要求 。
4 . : O - 4 m ] m i n ( 可调) ; ( 6 ) 清洗轮转速 : O - 1 5 0 0 f m i n ( 可调) ; ( 7 ) 寿命 : l O 年( 不包括易损件) 。
6 性能试验
6 . 1 空 载 试 验 对整 个系统连续 进行了 6小时 连续通 电空载试验 . 1小时 的空载
8 研 制结 论
( 1 ) 通过对清洗装置 进行的试验 和工程应用 , 证明清洗装 置设计 方案和采用的制造工艺路线是 正确合适的 ,各项指标 均达到使用要 求: ( 2 ) 清洗装置清洗效果和试验运行结果表 明清洗装置系统 自动化 程度高 . 稳定可靠 , 能满足反应堆压力容器顶盖密封槽的清洗要求 ; 一 键操作即可 自动完成反应堆压力容器 顶盖密封槽的干法清洗 、 粉尘废 屑收集贮存等 多项任务 . 避免了维修人员清洗时受到较大辐射剂量 的 侵害 . 大幅度提高清洗工作效率和清洗质量 : ( 3 ) 在研制过程 中, 采 用了标准化 、 模 块化 、 可靠 性设计等 现代设 计技术 . 突 出强调了系统 的可靠性要求 . 保证 了清洗装 置系统的总体 质量要 求 : 该 清洗装置填补 了国内反应堆压力容器顶盖密封槽 自 动清
( 3 ) 电源 : ( 4 ) 电功 率 : 3 8 0 V / 5 0 H z ; 约3 k W;
清洗装置 的清洗功能 由清洗组件完成 。 它由清洗部件 、 罩壳 、 升降 调节机构和弹簧连杆机构组成。清洗部件有两组 . 一组是由两个砂布 轮组成 . 另一组 由两个清洗布轮构成 。两组轮分别由带减速器 的伺 服 电机通过 同步带传动带动它们 高速旋转 .实现对两个 密封槽 的清 理 . 旋转的砂 布轮可去除污物 . 旋转的布轮可进行清洁 为防止出现粉尘 四处飘扬的现象 . 设 置罩壳罩住砂布轮和布轮 。罩壳下部有橡胶密封 条, 其紧贴在压力容器顶盖法兰 面上 , 上 部为管座 . 与 吸尘器 连接 . 可 将粉尘吸人吸尘组件 中。 罩壳还为电机提供支撑 。 罩壳通过升降调节 机构 吊挂在车体下方 . 升降调节机构采 用丝杠 、 螺母方式 实现 清洗组 件的升降调节 . 旋转螺母 , 丝杠带动清洗部件上下运动。清洗时 , 将清 洗组件下移 , 使砂布轮和布轮进入顶 盖的密封槽 内. 然后旋转 两个弹 簧连杆机构上方 的螺母 , 调节砂布轮和布轮处于清洗的最佳位置并压 紧。 清洗完毕后 , 提升罩壳 , 使砂布轮和布轮脱离密封槽。 在更换清洗 轮时 . 只需拆下压紧条 ( 罩壳放置清洗部 件的开 口正下方 的密 封压紧 条) 并提升弹簧连杆机构 的杠杆旋转清洗 部件 . 将其清洗轮旋 出罩壳 即可进行更换 清洗轮
封槽 的内外侧 的法兰面上。为了增加驱动轮与法兰面见的摩擦力 . 驱 动轮外 圈所选用 的材料为聚氨酯 车架 由车体 . 把手和支撑件组成 。 车体 为不锈钢板 . 作为支撑结构 件. 在其前部焊有一个把手 , 便 于人工操作 , 支撑件为不锈钢弯折件其 内放置吸尘管在其后端安装两个 行走轮 .轮子 的外层材料采 用聚氨 酯 导 向组件在驱动轮的后面和行走轮 的前面各安装一个 。 其径向位 置与外侧 的清洗砂布轮在同一圆周上 。它 由轮轴 、 螺母 、 连接杆、 轴承 及轴承座组成 。 轮轴下端有一导 向轮 , 导向轮外层材料采用聚氨酯 . 直 径略小于密封槽宽 . 轮轴与连接杆之 间采用 螺纹连接 . 可 实现 轮轴的 上下移动并用螺母锁紧 。清洗时 . 轮轴下移进入压力容器顶盖密封槽 内. 调节轴 承座径 向位置 , 使导向轮与密封槽外侧面接触 , 起到导向作 用。 清洗结束后 , 轮轴上移, 使驱动轮和行走轮与地面接触 , 平稳放置。
4 . 1 . 2 清洗 组 件
5 清洗装置产品参数
在 清洗装 置制造过程 中根据质保 体系 、产品设计和制造工 艺要 求, 通过对生产条件 、 关键工序 、 检验等多方 面的控制 , 确保 了清洗装 置的制造质量 . 产品各项产 品参数如下 : ( 1 ) 重量 : 约4 2 k g ; ( 2 ) 外形尺寸 : 约1 1 0 0 mm x 4 2 0 mmx 4 0 0 m m;
科技・ 探索・ 争鸣
5 c 科 l e n c e & 技 T e c h 视 n o l o g y 界 V i s i o n
设 置参数 , 在显示界面上有 自 检 的工况结果显示 ; 控制 系统具有在 任何情 况下可强制 中断任务 回到默认状态 的功 能, 从而保护整个系统。
7 工程 应 用
在军工领域 . 清洗装置进行了反应堆压力容器顶盖密封槽的清洗 工作 , 整个清洗工作过程顺利 , 无 异常情况出现 , 清洗效果满足设计要 求, 较好地完成工程任务。
吸尘组件完成清洗粉尘和污物 的收集 . 由工业吸尘器和过滤系统 组成。 4 . 2 控 制 系 统 控制系统实现清洗装置 的人机 交互 、 电气控制驱动等 功能 . 可完 成清洗装置的 自动或半 自动控制运行 . 电气控制系统 由控制柜和控制 系统两部分组成 4 . 2 . 1 控制柜 采用金属控 制柜 , 通过按键完成对清洗装置 的操作 控制柜与小 车之间电缆采用 快插插头方式连接 4 . 2 . 2 控 制 系统 整个 系统 由主控制系统 、 数字交流伺服驱动系统等部分构成 由 主控制系统发 出指令 , 通过伺服驱动系统控制小车组件的运动 。 电气控制系统主要包括以下特点 : 具有安全 可靠 、 自动化程度 高 、 抗 干扰能力强等特点 ; 采用可靠性设计技术 . 突 出了系统 的可靠 性设计理念 , 对 系统的 逻辑运行关系 . 失效情况 、 可靠度 的预测分 配进行科学合理 的分 配和 评估: 控制系统具有 自检功能和故 障定位 、 报警 功能 、 能提 示用户正确
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