CN102486943B - 压力容器接管焊缝检查自动变位平台 - Google Patents

压力容器接管焊缝检查自动变位平台 Download PDF

Info

Publication number
CN102486943B
CN102486943B CN201010570081.0A CN201010570081A CN102486943B CN 102486943 B CN102486943 B CN 102486943B CN 201010570081 A CN201010570081 A CN 201010570081A CN 102486943 B CN102486943 B CN 102486943B
Authority
CN
China
Prior art keywords
automatic shifting
screw rod
pressure vessel
outer sleeve
shifting platform
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201010570081.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102486943A (zh
Inventor
王俊涛
周亮
聂勇
刘小林
张志义
何秀权
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Research Institute of Nuclear Power Operation
China Nuclear Power Operation Technology Corp Ltd
Original Assignee
Research Institute of Nuclear Power Operation
China Nuclear Power Operation Technology Corp Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Research Institute of Nuclear Power Operation, China Nuclear Power Operation Technology Corp Ltd filed Critical Research Institute of Nuclear Power Operation
Priority to CN201010570081.0A priority Critical patent/CN102486943B/zh
Publication of CN102486943A publication Critical patent/CN102486943A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102486943B publication Critical patent/CN102486943B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明涉及核电站核反应堆压力容器检查领域，具体公开了一种压力容器接管焊缝检查自动变位平台。它包括内芯筒和外套筒，所述内芯筒内部固定设有丝杆，外壁上设有直线导轨，所述外套筒内壁设有槽道，外套筒内部固定设有丝杆套筒，外套筒上端内壁设有导轨支座；所述的丝杆套筒上端为螺母，丝杆外壁上加工有螺纹；所述丝杆上端连接蜗轮传动装置以及电机。通过电机带动蜗轮传动装置转动，进而带动丝杆传动，使得丝杆和丝杆套筒的配合传动，从而实现平台的提升和下降，因此自动变位平台下方连接的相应检修装置水平高度稳定可控；同时通过直线导轨和导轨支座的配合，对提升和下降进行限位，实现平稳运动，保证自动变位平台在反应堆中的安全性。

Description

压力容器接管焊缝检查自动变位平台
技术领域
本发明属于核电站核反应堆压力容器检查领域，具体涉及一种压力容器接管焊缝检查自动变位平台。
背景技术
反应堆压力容器(reactor pressure vessel)是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站60年寿命期内绝对安全可靠。由于核电站运行后，核一回路中的冷却介质(水)具有了高放射性、高污染性，实施这些检查都需要辅助工具实施，检查需要远程化、自动化。
一般反应堆压力容器由压力壳顶盖和压力容器筒体组成。顶盖通过45根主螺栓将顶盖与筒体连结起来。压力容器的筒体主要由主法兰筒体段、直筒体段和下封头组成。主法兰筒体段为一个环形锻件，法兰上有45个主螺栓螺纹孔。主法兰筒体段上开有8个孔，其中进水口接管4个孔，出水口接管2个孔，安注管接管2个孔，这三种类型的孔分布在三个层面。压力容器检查对象包括上述三种接管。主法兰止口法兰面上每隔90°分布键槽，起始于容器0°，此键槽作为检查平台定位槽。压力容器放置在核岛内部，人员在核岛水池平台上实施设备的调试组装，核岛内的环吊，环吊高度约20m，环吊的行程保证操作安装工具将设备完全吊起进入水池，水池大致深度在9-10m，水池上方安装便桥便于人员在上面吊装压力容器检查机。
目前对上述三种接管实施检查主要采用美国西屋公司的supreem(核反应堆压力容器检查机)检查系统，该检查系统采用多个固定平台，放置检查机械装置，固定平台根据反应堆压力容器尺寸设计。supreem检查系统检查实施方式采用分层平面固定平台实现反应堆压力容器检查，如按照以前的检查系统实施检查，检查过程中需要频繁的将检查机械手提出水面，更换平台的定位装置，需要拆卸组装机械装置，而多次拆卸，将检查机械臂与定位平台吊出，增加了检查时间。另外，反应堆上操作频繁也加大了实施检查的风险，而且人员受照剂量增加。
发明内容
本发明的目的在于提供一种检查高度可控的压力容器接管焊缝检查自动变位平台，它在检查实施的过程中能够减少平台提出水面的次数，缩短了因检查反应堆占用时间，减少了实施检查的风险，同时结构紧凑，可靠性高。
本发明的技术方案：
一种压力容器接管焊缝检查自动变位平台，它包括内芯筒和外套筒，所述内芯筒内部固定设有丝杆，外壁上设有直线导轨，所述外套筒内壁设有槽道，外套筒内部固定设有丝杆套筒，外套筒上端内壁设有导轨支座；所述的丝杆套筒上端为螺母，丝杆外壁上加工有螺纹；所述丝杆上端连接蜗轮传动装置以及电机。
在上述压力容器接管焊缝检查自动变位平台中：所述的内芯筒上端固定设有固定座，蜗轮传动装置以及电机安装在固定座内，固定座的圆周方向上均匀设有支腿。
在上述压力容器接管焊缝检查自动变位平台中：所述的导轨支座为法兰结构。
在上述压力容器接管焊缝检查自动变位平台中：所述的导轨支座上的槽道为3条，相应在内芯筒的外壁圆周方向上均匀设有3条直线导轨，直线导轨分别在槽道中移动。
在上述压力容器接管焊缝检查自动变位平台中：所述的外套筒下方可固定连接机械手。
本发明的显著效果在于：通过电机带动蜗轮传动装置转动，进而带动丝杆传动，使得丝杆和丝杆套筒的配合传动，从而实现平台的提升和下降，因此自动变位平台下方连接的相应检修装置水平高度稳定可控；同时通过直线导轨和导轨支座的配合，对提升和下降进行限位，实现平稳运动，保证自动变位平台在反应堆中的安全性。
附图说明
图1为压力容器接管焊缝检查自动变位平台结构剖视图；
图2为压力容器接管焊缝检查自动变位平台的结构示意图；
图3为固定座内部细节示意图；
图4为内芯筒与外套筒连接处细节示意图；
图5为压力容器接管焊缝检查自动变位平台安装示意图；
图中：1.电机；2.蜗轮传动装置；3.直线导轨；4.内芯筒；5.外套筒；6.丝杆套筒；7.丝杆；8.固定座；9.支腿；10.机械手；11.连接法兰；12.导轨支座；13.法兰面；14.压力容器；15.螺母；16.槽道。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细描述：
如图1、图2和图3蜗轮传动装置2及电机1都固定安装在固定座8内，该蜗轮传动装置2由电机1带动。在固定座8外侧水平圆周方向上可间隔120°均匀布置三个支腿9作为支撑平台。固定座8通过连接法兰11与内芯筒4的上端固定连接。内芯筒4外壁上沿轴线方向安装直线导轨3，内芯筒4外套状外套筒5，丝杆7设置在内芯筒4内，其上端蜗轮传动装置2的蜗杆固定连接，在外套筒5底部固定安装丝杆套筒6，丝杆套筒6上端套在丝杆7下端外。外套筒5上端还安装有导轨支座12。在电站压力容器设备检修中，可在外套筒5的下端固定连接机械手10，或者其他相关操作设备，可以实现机械手10及类似操作设备的水平定位。
图4所示，外套筒5上端固定安装导轨支座12，导轨支座12成法兰结构，导轨支座12通过法兰结构固定在外套筒5的上端，在外套筒5内固定安装丝杆套筒6，丝杆套筒6上端通过螺钉固定安装有螺母15。丝杆7外壁上加工有螺纹，它的下端安装在丝杆套筒6内，并且穿过设在丝杆套筒6被的螺母15，通过螺纹配合，实现上下移动。内芯筒4外壁上固定安装直线导轨3，直线导轨可以是3条，在内芯筒4外壁圆周方向成120°均匀布置，那么这时，在外套筒5的内壁对应位置上加工有3条槽道16，内在外套筒5内壁圆周方向上成120°均匀布置。
如图5所示，在压力容器14设备检修开始时，自动变位平台采用专用的吊装工具挂装，在固定座8上安装的三个支腿9通过压力容器14的主法兰筒体上的法兰面13和定位键槽定位，实现整个自动变位平台的固定，同时也确定了自动变位平台在压力容器14内的周向定位。平台落位后，吊装检查设备通过机械手10或者相关设备挂装在自动变位平台下方外套筒5上，检查设备安装就绪。
启动电机1，电机1带动蜗轮传动装置2转动，进而使得连接在蜗轮传动装置2上的丝杆7转动，由于丝杆7与丝杆套筒6之间的螺纹配合，使得丝杆7带动整个内芯筒4上下移动，内芯筒4和外套筒5通过直线导轨3及导轨支座12进行移动方向的限位，使得内芯筒4和外套筒5的相对移动严格的按照轴线方向运动，不会引起晃动。通过远程伺服控制，实现可控的平台提升或下降，从而实现自动变位。

Claims (5)

1.一种压力容器接管焊缝检查自动变位平台，它包括内芯筒(4)和外套筒(5)，其特征在于：内芯筒(4)内部固定设有丝杆(7)，外壁上设有直线导轨(3)，所述外套筒(5)内壁上设有槽道(16)，外套筒(5)内部固定设有丝杆套筒(6)，外套筒(5)上端内壁设有导轨支座(12)；所述的丝杆套筒(6)上端为螺母(15)，丝杆(7)外壁上加工有螺纹；所述丝杆(7)上端连接蜗轮传动装置(2)以及电机(1)。
2.如权利要求1所述的压力容器接管焊缝检查自动变位平台，其特征在于：所述的内芯筒(4)上端固定设有固定座(8)，蜗轮传动装置(2)以及电机(1)安装在固定座(8)内，固定座(8)的圆周方向上均匀设有支腿(9)。
3.如权利要求1或2所述的压力容器接管焊缝检查自动变位平台，其特征在于：所述的导轨支座(12)为法兰结构。
4.如权利要求3所述的压力容器接管焊缝检查自动变位平台，其特征在于：所述的外套筒(5)内壁上槽道为3条，相应在内芯筒(4)的外壁圆周方向上均匀设有3条直线导轨(3)，直线导轨(3)分别在槽道(16)中移动。
5.如权利要求1或2所述的压力容器接管焊缝检查自动变位平台，其特征在于：所述的外套筒(5)下方可固定连接机械手(10)。
CN201010570081.0A 2010-12-02 2010-12-02 压力容器接管焊缝检查自动变位平台 Active CN102486943B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201010570081.0A CN102486943B (zh) 2010-12-02 2010-12-02 压力容器接管焊缝检查自动变位平台

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201010570081.0A CN102486943B (zh) 2010-12-02 2010-12-02 压力容器接管焊缝检查自动变位平台

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102486943A CN102486943A (zh) 2012-06-06
CN102486943B true CN102486943B (zh) 2014-11-05

Family

ID=46152421

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201010570081.0A Active CN102486943B (zh) 2010-12-02 2010-12-02 压力容器接管焊缝检查自动变位平台

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN102486943B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103863431B (zh) * 2012-12-17 2017-07-14 核动力运行研究所 一种反应堆压力容器螺栓孔闭路电视检查装置行走机构
CN104464849A (zh) * 2013-09-23 2015-03-25 核动力运行研究所 一种核电站反应堆压力容器检查装置
CZ306034B6 (cs) * 2014-11-05 2016-07-07 Ĺ KODA JS a.s. Manipulační kontrolní zařízení

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5169594A (en) * 1992-01-30 1992-12-08 Combustion Engineering, Inc. Method of remotely installing or removing a nozzle dam
CN2280173Y (zh) * 1996-09-01 1998-04-29 中国船舶工业总公司第七研究院第七二二研究所 多节丝杠伸缩装置
JP2001013283A (ja) * 1999-07-02 2001-01-19 Toshiba Corp 原子炉内ポンプの検査装置
CN201062193Y (zh) * 2007-05-15 2008-05-21 苗承明 螺杆式电动升降平台
CN101673584A (zh) * 2008-09-28 2010-03-17 苏州热工研究院有限公司 闭路电视检查装置
CN201622860U (zh) * 2009-12-09 2010-11-03 中科华核电技术研究院有限公司 一种燃料操作装置
CN201886790U (zh) * 2010-12-02 2011-06-29 核动力运行研究所 压力容器接管焊缝检查自动变位平台

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5169594A (en) * 1992-01-30 1992-12-08 Combustion Engineering, Inc. Method of remotely installing or removing a nozzle dam
CN2280173Y (zh) * 1996-09-01 1998-04-29 中国船舶工业总公司第七研究院第七二二研究所 多节丝杠伸缩装置
JP2001013283A (ja) * 1999-07-02 2001-01-19 Toshiba Corp 原子炉内ポンプの検査装置
CN201062193Y (zh) * 2007-05-15 2008-05-21 苗承明 螺杆式电动升降平台
CN101673584A (zh) * 2008-09-28 2010-03-17 苏州热工研究院有限公司 闭路电视检查装置
CN201622860U (zh) * 2009-12-09 2010-11-03 中科华核电技术研究院有限公司 一种燃料操作装置
CN201886790U (zh) * 2010-12-02 2011-06-29 核动力运行研究所 压力容器接管焊缝检查自动变位平台

Also Published As

Publication number Publication date
CN102486943A (zh) 2012-06-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN203465957U (zh) 一种核电站反应堆压力容器检查装置
CN102509566B (zh) 核反应堆压力容器管嘴安全端焊缝自动化射线检查设备
CN103871515B (zh) 一种反应堆压力容器主管道超声检查工具
US20130205575A1 (en) Fastening and loosening device
CN102486943B (zh) 压力容器接管焊缝检查自动变位平台
CN107742540A (zh) 一种用于探测器组件更换的抓具及抓取方法
CN108257693B (zh) 一种反应堆压力容器外表面扫查装置
JP6245665B2 (ja) 原子炉内のアクセスが制約された領域でセンサ位置を制御する装置および方法
CN104464849A (zh) 一种核电站反应堆压力容器检查装置
CN201886790U (zh) 压力容器接管焊缝检查自动变位平台
US8687758B2 (en) Method for managing internal equipment in reactor pressure vessel and apparatus thereof
CN105810259A (zh) 一种高温气冷堆反应堆压力容器检查装置
US20120269311A1 (en) In-reactor piping work device and in-reactor piping work method
CN113281412A (zh) 一种核动力装置压力容器无损检测装置
US9318226B2 (en) Apparatus and method to inspect, modify, or repair nuclear reactor core shrouds
GB2533735A (en) Device for checking reactor pressure vessel of nuclear power station
US9748005B2 (en) Apparatus and method to inspect nuclear reactor components in the core annulus, core spray and feedwater sparger regions in a nuclear reactor
US10186335B2 (en) Under vessel automated work platform assembly
CN212967138U (zh) 一种反应堆堆内构件外表面视频检查装置
US3537420A (en) Nuclear reactor with integrated heat exchangers
CN208752971U (zh) 一种被动式导向立柱结构
EP2907140B1 (en) Apparatus and method to inspect, modify, or repair nuclear reactor core shrouds
CN116844744A (zh) 一种核燃料组件导向管内部视频检验装置及方法
CN111816333A (zh) 一种反应堆堆内构件外表面视频检查装置及其检查方法
CN111816339B (zh) 核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant