一种便于更换的核反应堆导向隔热套的制作方法

1.本实用新型涉及导向隔热套技术领域，尤其涉及一种便于更换的核反应堆导向隔热套。


背景技术：

2.近五年，我国全国发电量年均增速超过5％，其中核电年均增速超13％，进入核电建设高峰期。在建设新反应堆的同时，早先投产的反应堆正在逐步老化，如秦山核电站已投运31年、大亚湾核电站已投运28年。为减少设备故障导致的经济损失、确保核安全，核能行业投入了巨大的资源，研究反应堆的老化机理和应对老化的技术手段。
3.如图1所示，压水型反应堆的上部结构一般由顶盖贯穿件101、导向隔热套102、上部堆内构件导向筒103、控制棒驱动机构104、反应堆压力容器顶盖105、堆内构件上支承板106等主要部件组成。本实用新型是针对其中“导向隔热套102”部件的结构改进。
4.图2示出了控制棒驱动机构钩爪部件201、导向隔热套顶部法兰202、控制棒驱动机构顶盖贯穿件203、反应堆压力容器顶盖204、控制棒驱动机构驱动杆部件205、导向隔热套底部喇叭口206。导向隔热套安装在控制棒驱动机构的下方，放置在顶盖贯穿件的内部，其顶部为法兰盘、中部为圆柱形的套管、底部为喇叭形开口，通常由不锈钢棒材机加工制作。导向隔热套的作用有两个方面：其一是阻断顶盖以下高温水和控制棒驱动机构腔内低温水之间的热对流，从而降低控制棒驱动机构的温度、减少堆顶热损失；其二是在反应堆扣盖操作期间，使驱动杆能够容易地插入导向隔热套底部的喇叭口，顺利地进入控制棒驱动机构内部。目前广泛使用的导向隔热套与控制棒驱动机构钩爪部件一起安装、封闭在一回路压力边界内，一般情况下不能更换。
5.如图2所示，目前反应堆上使用的导向隔热套与控制棒驱动机构钩爪部件一起封装在密封壳内，其顶部法兰盘直径大于顶盖贯穿件内径、无法通过贯穿件更换。
6.图3至图5示出了初始状态、故障发展、失效状态。如图3所示，在反应堆初始安装的状态下，导向隔热套顶部法兰盘坡面与控制棒驱动机构顶盖贯穿件内部的“杯座”状坡面互相接触，支撑着整个导向隔热套的自重。在反应堆运行期间，由于堆内上腔室流致振动的作用，导向隔热套长期处于“微动”状态，导致其顶部法兰坡面与顶盖贯穿件杯座坡面互相摩擦，接触部位出现材料损失，导向隔热套的高度随着磨损而缓缓下降。在故障发展到极限状态时(大约在反应堆运行二十年后)，隔热套顶部法兰盘被彻底磨穿、在杯座内留下圆环状的残部，其余部分失去支撑向下跌落，直至底部的喇叭口与堆内构件导向套碰撞。在上述极限状态下，导向隔热套失效后的残留部分会与控制棒驱动机构驱动杆的垂直运动发生干涉、卡住驱动杆的运动，导致控制棒组件无法落入堆芯，引起核安全风险。
7.针对上述导向隔热套失效机理，核电行业研发了相应的故障检测和危害预防措施。在检测方面，长期服役的反应堆在每次大修开盖期间均需测量所有导向隔热套的高度，从而及时掌握其磨损量，防止在下一个运行周期内发生失效；在维护预防方面，部分反应堆在堆内构件导向筒顶部或导向隔热套法兰下部加装了补偿段，用于对导向隔热套进行辅助
支撑，阻止其跌落。
8.我国能源结构中核能占比逐年上升，反应堆设备的老化管理日益重要。压水型反应堆内安装有导向隔热套，起到减少堆顶热损失、反应堆扣盖导向的重要作用。导向隔热套在反应堆运行期间承受流致振动引起的微动磨损，失效模式危害核安全。


技术实现要素：

9.本实用新型的目的在于提供一种便于更换的核反应堆导向隔热套，解决现有导向隔热套难以更换、且失效周期(约20年)远短于反应堆寿期(40年以上)的问题。
10.为了实现上述目的，本实用新型提供如下技术方案：
11.一种便于更换的核反应堆导向隔热套，包括上部组件和下部组件，所述上部组件具有上部柔性法兰和延伸部，所述下部组件具有下部喇叭罩和支撑筒，所述支撑筒装入所述延伸部内以使所述上部柔性法兰张开。
12.作为一种可实施的方式，所述上部柔性法兰上具有法兰盘。
13.作为一种可实施的方式，所述法兰盘为分瓣式结构，每瓣根部互相连接。
14.作为一种可实施的方式，所述延伸部为圆柱形通孔结构。
15.作为一种可实施的方式，所述延伸部的底部具有突出部，所述突出部的径向尺寸大于所述延伸部的中部径向尺寸。
16.作为一种可实施的方式，所述突出部内设有内螺纹。
17.作为一种可实施的方式，所述下部喇叭罩具有圆柱形通孔延伸段和凸台，所述凸台上设有外螺纹，所述外螺纹与所述内螺纹适配。
18.作为一种可实施的方式，所述延伸部的外径为68mm，内径为60mm。
19.作为一种可实施的方式，所述支撑筒的外径为60mm，内径为54mm。
20.与现有技术相比，本实用新型提供的便于更换的核反应堆导向隔热套具有以下有益效果：
21.本实用新型提供的导向隔热套便于更换，安装和拆卸操作简单、快捷，使用常规工具和现有设施即可完成，不需要开发和配备额外的专用工具。应用本实用新型的导向隔热套后，可在反应堆大修期间对导向隔热套进行拆卸、安装。
22.本实用新型的导向隔热套结构简单，可靠性高，制造和更换经济成本低。
23.本实用新型的导向隔热套可应用于新建的反应堆，也可用于替代在役反应堆原始设计的导向隔热套。
附图说明
24.为了更清楚地说明本实用新型实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本实用新型的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其它的附图。
25.图1为导向隔热套在压水堆中的位置示意图；
26.图2为现有电厂使用的导向隔热套结构示意图；
27.图3为导向隔热套结构老化磨损后的初始状态示意图；
28.图4为导向隔热套结构老化磨损后的故障发展示意图；
29.图5为导向隔热套结构老化磨损后的失效状态示意图；
30.图6为本实用新型实施例所提供的导向隔热套结构示意图；
31.图7为本实用新型实施例所提供的导向隔热套剖视图；
32.图8为本实用新型实施例所提供的导向隔热套的安装拆卸示意图。
33.附图标记说明：
34.101.顶盖贯穿件；102.导向隔热套；103.上部堆内构件导向筒；104.控制棒驱动机构；105.反应堆压力容器顶盖；106.堆内构件上支承板；201.控制棒驱动机构钩爪部件；202.导向隔热套顶部法兰；203.控制棒驱动机构顶盖贯穿件；204.反应堆压力容器顶盖；205.控制棒驱动机构驱动杆部件；206.导向隔热套底部喇叭口；2021.隔热套顶部法兰盘磨断后残留部分；2022.顶部磨断后剩余的导向隔热套；401.上部柔性法兰；402.延伸部；403.下部喇叭罩；404.支撑筒。
具体实施方式
35.下面通过具体实施方式进一步详细说明。
36.为了便于理解，首先对导向隔热套应用的设备环境做简要介绍。如图1和图2所示，本实用新型的替代现有的导向隔热套102安装于反应堆顶盖贯穿件203内部，与控制棒驱动机构钩爪部件201一起被封装在控制棒驱动机构104的壳体内部。现有的导向隔热套顶部法兰202直径大于顶盖贯穿件203内径，无法通过贯穿件内孔进行更换。如图3至图5所示，导向隔热套顶部法兰202在反应堆内流致振动作用下与控制棒驱动机构顶盖贯穿件203内腔杯座处长期磨损，双边材料逐步损失，导致导向隔热套202高度下降。最终失效时，导向隔热套顶部法兰202被磨穿，留下残部2021，导向隔热套下部的剩余部分(顶部磨断后剩余的导向隔热套2022)则沿着顶盖贯穿件203内筒向下坠落。残留物(隔热套顶部法兰盘磨断后残留部分2021)、2022卡阻控制棒驱动杆206的运动，引起核安全风险。
37.如图6和图7所示，本实用新型提出了一种便于更换的核反应堆导向隔热套(以下简称导向隔热套)。导向隔热套包括上部柔性法兰401、延伸部402、下部喇叭罩403、支撑筒404。导向隔热套上部的法兰盘(上部柔性法兰401的顶部)为“分瓣式”结构，通过机加工将法兰盘切割为若干分瓣，每瓣根部互相连接，使得顶部法兰盘具有合适的柔性。导向隔热套上部延伸部402为圆柱形通孔结构，底部适当加粗、加强，底部孔内机加工有内螺纹。导向隔热套的下部喇叭罩403带有圆柱形通孔延伸段，根部适当加粗、加强形成一段凸台，该凸台外圆加工有外螺纹。
38.可选地，延伸部402的尺寸为：外径68mm、内径60mm(正偏差)。
39.可选地，支撑筒404的尺寸为：外径60mm(负偏差)、内径54mm。
40.如图8所示，将导向隔热套塞入反应堆压力容器顶盖贯穿件时，上部柔性法兰401的法兰盘各瓣受压聚拢、整体直径缩小，能够通过顶盖贯穿件内孔，直至法兰盘进入压力容器顶盖杯座内腔后，法兰盘各瓣依靠弹性分开、恢复形状。
41.导向隔热套的下部喇叭罩403、支撑筒404在上部柔性法兰401、延伸部402安装后安装。随着下部喇叭罩403、支撑筒404的插入，支撑筒404圆柱外壁顶住上部柔性法兰401(分瓣式法兰)的内壁面，使得分瓣式法兰的各瓣保持张开状态、无法聚拢，从而保障上部柔
性法兰401无法通过顶盖贯穿件203内孔。
42.之后，将下部喇叭罩403和延伸部402通过螺纹互相啮合，连接成为一体。螺纹拧紧后，对接缝须焊接防松，或者使用贯穿两者的销钉、螺钉等防松措施。
43.导向隔热套的拆卸过程与安装过程相反。第一步，对防松焊焊缝进行切割。第二步，拧开下部喇叭罩403、支撑筒404和上部柔性法兰401、延伸部402之间的螺纹。第三步，向下抽出下部喇叭罩403和支撑筒404，此时上部柔性法兰401的法兰盘恢复柔性。第四步，向下抽出上部柔性法兰401、延伸部402，此时分瓣式法兰各瓣聚拢、通过顶盖贯穿件203内孔。整个导向隔热套完成拆卸。
44.具体应用中，新建核反应堆可直接安装本实用新型所述新型导向隔热套；在役核反应堆则需要借助机械手切割工具将破损导向隔热套的残留部分(隔热套顶部法兰盘磨断后残留部分2021、顶部磨断后剩余的导向隔热套2022)清除干净后，再按本实用新型所述过程安装导向隔热套即可。
45.本实用新型用于替代原先无法更换的设计，使得压水型反应堆能够在开盖换料期间快捷地更换导向隔热套，且更换方法简单、可靠。
46.以上所述仅为本实用新型的具体实施方式，但本实用新型的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本实用新型揭露的技术范围内，可轻易想到的变化或替换，都应涵盖在本实用新型的保护范围之内。因此，本实用新型的保护范围应以所述权利要求的保护范围为准。

技术特征：
1.一种便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，包括上部组件和下部组件，所述上部组件具有上部柔性法兰(401)和延伸部(402)，所述下部组件具有下部喇叭罩(403)和支撑筒(404)，所述支撑筒(404)装入所述延伸部(402)内以使所述上部柔性法兰(401)张开。2.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述上部柔性法兰(401)上具有法兰盘。3.根据权利要求2所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述法兰盘为分瓣式结构，每瓣根部互相连接。4.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述延伸部(402)为圆柱形通孔结构。5.根据权利要求4所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述延伸部(402)的底部具有突出部，所述突出部的径向尺寸大于所述延伸部(402)的中部径向尺寸。6.根据权利要求5所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述突出部内设有内螺纹。7.根据权利要求6所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述下部喇叭罩(403)具有圆柱形通孔延伸段和凸台，所述凸台上设有外螺纹，所述外螺纹与所述内螺纹适配。8.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述延伸部(402)的外径为68mm，内径为60mm。9.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述支撑筒(404)的外径为60mm，内径为54mm。

技术总结
本发明提供了一种便于更换的核反应堆导向隔热套，包括上部组件和下部组件，所述上部组件具有上部柔性法兰和延伸部，所述下部组件具有下部喇叭罩和支撑筒，所述支撑筒装入所述延伸部内以使所述上部柔性法兰张开。本发明提供的导向隔热套便于更换，安装和拆卸操作简单、快捷，使用常规工具和现有设施即可完成，不需要开发和配备额外的专用工具。应用本发明的导向隔热套后，可在反应堆大修期间对导向隔热套进行拆卸、安装。安装。安装。


技术研发人员：周肖佳 王建军 詹阳烈 王军 昌正科 张福海
受保护的技术使用者：核电运行研究（上海）有限公司
技术研发日：2023.01.09
技术公布日：2023/7/17