CN110534212A - 海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，包括筒体，其特征是筒体为薄壁圆筒结构，筒体的上部设置有三个以上腰圆形排气孔，所述腰圆形排气孔的长、短轴分别位于垂直、水平方向，各腰圆形排气孔位于同一水平高度，腰圆形排气孔的中心线与筒体顶端的距离为350mm‑450mm，筒体的下部设置有一个以上圆形人孔兼进水孔，各人孔兼进水孔位于同一水平高度，人孔兼进水孔的中心线与筒体底端的距离为300mm‑600mm，筒体的上、下端面分别与反应堆压力容器和安全壳底板焊接。本发明结构简单、易于热量导出、能降低焊缝和甲板材料辐照劣化并延长使用寿命。

Description

海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙
技术领域
本发明涉及海洋环境条件下反应堆压力容器的承载与固定，具体而言是海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙。
背景技术
反应堆压力容器通常采用支撑结构来承载与固定，支撑结构一方面要承载反应堆压力容器的内容物及相关机构、结构产生并传递的载荷，同时还要限制反应堆压力容器在各个方向上的位移。现有核电厂或核设施的反应堆压力容器常用支承形式主要有圆环形支承结构和支撑裙(薄壁圆筒)结构两种。
陆上核电厂或核设施的反应堆压力容器普遍采用圆环形支承结构，其使用状态如图1所示：反应堆压力容器接管段处数个接管支垫安放于反应堆压力容器支承的支座凹槽内的活动板上，反应堆压力容器支承包括数个焊接在支承环上的径向伸长部分(或称径向键)，径向键嵌入埋在混凝土中的止挡块内，圆环形支承结构整体坐落于混凝土基础之上承受支承传递过来的各类载荷并限制了反应堆压力容器的转动与平动。海洋核动力平台及各类海洋浮动核设施于海洋环境条件下运行，必然受到到风、浪等因素的影响，时常发生横倾、纵倾、横摇、纵摇或垂掉等工况，即反应堆压力容器将可能发生任意方向上的位移，上述圆环形支承结构显然不适用于海洋环境。
目前已在海洋环境下使用的反应堆压力容器支承为薄壁圆筒支撑裙，其使用状态如图2所示：薄壁圆筒支撑裙的上、下端分别与反应堆压力容器接管段凸缘和甲板焊接连接。这种结构形式可以限制反应堆压力容器在任意方向上的位移，适用于海洋环境，但是还存在以下不足：1、由于反应堆各部件中子辐照累计剂量高，致使焊缝材料劣化，进而影响使用寿命；2、由于支撑裙为整段封闭薄壁圆筒，堆芯熔化物堆积于底封头时，热量无法及时导出，可能熔穿并泄露，从而造成事故；3、由于支撑裙为整段封闭薄壁圆筒，安装时下端焊缝无法清根，上端焊缝难以实施无损检测，存在安全风险；4、由于支撑裙为整段封闭薄壁圆筒，保温层只能安装于支撑裙的外侧，热量损失大，而且不能在支撑裙内安装堆底屏蔽以解决甲板材料辐照劣化问题。
因此，设计出结构简单、易于热量导出、能降低焊缝和甲板材料辐照劣化并延长使用寿命的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙十分必要。
发明内容
本发明的目的是提供一种结构简单、易于热量导出、能降低焊缝和甲板材料辐照劣化并延长使用寿命的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙。
为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，包括筒体，其特征是筒体为薄壁圆筒结构，筒体的上部设置有三个以上腰圆形排气孔，所述腰圆形排气孔的长、短轴分别位于垂直、水平方向，各腰圆形排气孔位于同一水平高度，腰圆形排气孔的中心线与筒体顶端的距离为350mm-450mm，筒体的下部设置有一个以上圆形人孔兼进水孔，各人孔兼进水孔位于同一水平高度，人孔兼进水孔的中心线与筒体底端的距离为300mm-600mm，筒体的上、下端面分别与反应堆压力容器和安全壳底板焊接。
进一步地，所述筒体内与上端焊缝相应的部位设置有屏蔽块，筒体的上端面与反应堆压力容器之间为单面焊双面成型结构，筒体的下端面与安全壳底板之间为裙外坡口大于裙内坡口的双侧非对称坡口全焊透结构。
进一步地，所述腰圆形排气孔为12个，沿筒体的圆周方向均匀布置，所述人孔兼进水孔为4个，沿筒体的圆周方向均匀布置。
进一步地，所述各腰圆形排气孔的面积均为0.04m2-0.05m2，所述各人孔兼进水孔的面积均为0.16m2-0.17m2。
进一步地，所述腰圆形排气孔由上、下两个半圆形通孔以及连接它们的正方形通孔组成，所述两个半圆形通孔的直径相等并且等于所述正方形通孔的边长。
进一步地，所述两个半圆形通孔的直径和所述正方形通孔的边长均为200mm，所述腰圆形排气孔的中心线与筒体顶端的距离为350mm，所述人孔兼进水孔的直径为450mm，所述人孔兼进水孔的中心线与筒体底端的距离为525mm。
本发明在焊缝背面靠近堆芯区一侧设置不锈钢屏蔽块，降低了焊缝材料受辐照后的劣化程度，改善了材料受辐照后的力学性能，提高了支撑裙连接的可靠性。本发明于筒体的上、下部位分别设置腰圆形排气孔和圆形人孔兼进水孔，在不影响筒体机械强度的前提下，通过下进水、上排气的自然循环，可及时带走堆积于底封头的堆芯熔化物所产生的热量，从而保障了严重事故下堆芯熔化物堆内包容的安全。另外，由于本发明在筒体的适当位置开设有排气孔和圆形人孔兼进水孔，因此，可满足规范标准中对支撑裙安装和在役检查的规定，焊接、无损检测设备及人员均能对关键焊缝进行操作，实现下端焊缝清根和上端焊缝无损检测，以降低安全风险。采用本发明，还能在支撑裙内安装堆底屏蔽以解决甲板材料辐照劣化问题。本发明结构简单、易于热量导出、能降低焊缝和甲板材料辐照劣化并延长使用寿命。
附图说明
图1是陆上核电厂反应堆压力容器的圆环形支承结构使用状态示意图；
图2是海洋环境下反应堆压力容器的薄壁圆筒支撑裙使用状态示意图；
图3是本发明的结构示意图；
图4是本发明使用状态示意图；
图5是本发明的单面焊双面成型结构示意图；
图6是本发明的双侧非对称坡口全焊透结构示意图；
图7是本发明一个实施例的腰圆形排气孔结构示意图；
图8是本发明一个实施例的圆形人孔兼进水孔结构示意图。
图中：1-筒体；2-腰圆形排气孔；3-圆形人孔兼进水孔；4-反应堆压力容器；5-安全壳底板；6—屏蔽块。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步的说明，但该实施例不应理解为对本发明的限制。
如图所示的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，包括筒体1，筒体1为薄壁圆筒结构，筒体1的上部设置有三个以上腰圆形排气孔2，所述腰圆形排气孔2的长、短轴分别位于垂直、水平方向，各腰圆形排气孔2位于同一水平高度，腰圆形排气孔2的中心线与筒体1顶端的距离为350mm-450mm，筒体1的下部设置有一个以上圆形人孔兼进水孔3，各人孔兼进水孔3位于同一水平高度，人孔兼进水孔3的中心线与筒体1底端的距离为300mm-600mm，筒体1的上、下端面分别与反应堆压力容器4和安全壳底板5焊接连接。
优选的实施例是：在上述方案中，所述筒体1内与上端焊缝相应的部位设置有屏蔽快6，筒体1的上端面与反应堆压力容器4之间为单面焊双面成型结构，筒体1的下端面与安全壳底板5之间为裙外坡口大于裙内坡口的双侧非对称坡口全焊透结构。
优选的实施例是：在上述方案中，所述腰圆形排气孔2为12个，沿筒体1的圆周方向均匀布置，所述人孔兼进水孔3为4个，沿筒体1的圆周方向均匀布置。
优选的实施例是：在上述方案中，所述各腰圆形排气孔2的面积均为0.048m2，所述各腰圆形排气孔2的腰圆形排气孔2的中心线与筒体1顶端的距离为350mm，所述各人孔兼进水孔3的面积均为0.16m2。
优选的实施例是：在上述方案中，所述腰圆形排气孔2由上、下两个半圆形通孔以及连接它们的正方形通孔组成，所述两个半圆形通孔的直径相等并且等于所述正方形通孔的边长。
优选的实施例是：在上述方案中，所述两个半圆形通孔的直径和所述正方形通孔的边长均为200mm，所述腰圆形排气孔2的中心线与筒体1顶端的距离为350mm，所述人孔兼进水孔3的直径为450mm，所述人孔兼进水孔3的中心线与筒体1底端的距离为525mm。
本说明书中未作详细描述的内容，属于本领域技术人员公知的现有技术。

Claims (8)

1.海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，包括筒体(1)，其特征在于：筒体(1)为薄壁圆筒结构，筒体(1)的上部设置有三个以上腰圆形排气孔(2)，所述腰圆形排气孔(2)的长、短轴分别位于垂直、水平方向，各腰圆形排气孔(2)位于同一水平高度，腰圆形排气孔(2)的中心线与筒体(1)顶端的距离为350mm-450mm，筒体(1)的下部设置有一个以上圆形人孔兼进水孔(3)，各人孔兼进水孔(3)位于同一水平高度，人孔兼进水孔(3)的中心线与筒体(1)底端的距离为300mm-600mm，筒体(1)的上、下端面分别与反应堆压力容器(4)和安全壳底板(5)焊接连接。
2.根据权利要求1所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述筒体(1)内与上端焊缝相应的部位设置有屏蔽快(6)，筒体(1)的上端面与反应堆压力容器(4)之间为单面焊双面成型结构，筒体(1)的下端面与安全壳底板(5)之间为裙外坡口大于裙内坡口的双侧非对称坡口全焊透结构。
3.根据权利要求1或2所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述腰圆形排气孔(2)为12个，沿筒体(1)的圆周方向均匀布置，所述人孔兼进水孔(3)为4个，沿筒体(1)的圆周方向均匀布置。
4.根据权利要求3所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述各腰圆形排气孔(2)的面积均为0.04m2-0.05m2，所述各人孔兼进水孔(3)的面积均为0.16m2-0.17m2。
5.根据权利要求1或2所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述腰圆形排气孔(2)由上、下两个半圆形通孔以及连接它们的正方形通孔组成，所述两个半圆形通孔的直径相等并且等于所述正方形通孔的边长。
6.根据权利要求3所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述腰圆形排气孔(2)由上、下两个半圆形通孔以及连接它们的正方形通孔组成，所述两个半圆形通孔的直径相等并且等于所述正方形通孔的边长。
7.根据权利要求4所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述腰圆形排气孔(2)由上、下两个半圆形通孔以及连接它们的正方形通孔组成，所述两个半圆形通孔的直径相等并且等于所述正方形通孔的边长。
8.根据权利要求7所述的海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙，其特征在于：所述两个半圆形通孔的直径和所述正方形通孔的边长均为200mm，所述腰圆形排气孔(2)的中心线与筒体(1)顶端的距离为350mm，所述人孔兼进水孔(3)的直径为450mm，所述人孔兼进水孔(3)的中心线与筒体(1)底端的距离为525mm。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114446498A (zh) * 2020-11-04 2022-05-06 中国核工业二三建设有限公司 一种核电站反应堆压力容器就位对中装置

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS62190483A (ja) * 1986-02-15 1987-08-20 バブコツク日立株式会社 沸騰水形原子炉の炉内支持構造
JPS6330785A (ja) * 1986-07-25 1988-02-09 株式会社日立製作所 原子炉圧力容器支持構造
JP3861142B2 (ja) * 2002-07-31 2006-12-20 文部科学省研究開発局長 原子炉圧力容器の切断方法及び同切断方法に用いるピッチホールド治具
CN106297912A (zh) * 2016-10-11 2017-01-04 中国核动力研究设计院 一种反应堆压力容器用带预埋件的裙式支承装置
CN106898390A (zh) * 2015-12-21 2017-06-27 中国核动力研究设计院 一种具有屏蔽功能的反应堆压力容器支承结构
CN107833644A (zh) * 2017-09-26 2018-03-23 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 海洋核动力平台的换料系统和换料方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS62190483A (ja) * 1986-02-15 1987-08-20 バブコツク日立株式会社 沸騰水形原子炉の炉内支持構造
JPS6330785A (ja) * 1986-07-25 1988-02-09 株式会社日立製作所 原子炉圧力容器支持構造
JP3861142B2 (ja) * 2002-07-31 2006-12-20 文部科学省研究開発局長 原子炉圧力容器の切断方法及び同切断方法に用いるピッチホールド治具
CN106898390A (zh) * 2015-12-21 2017-06-27 中国核动力研究设计院 一种具有屏蔽功能的反应堆压力容器支承结构
CN106297912A (zh) * 2016-10-11 2017-01-04 中国核动力研究设计院 一种反应堆压力容器用带预埋件的裙式支承装置
CN107833644A (zh) * 2017-09-26 2018-03-23 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 海洋核动力平台的换料系统和换料方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
TOSHIHISA ISHIDA,ET AL: "Development of In-vessel Type Control Rod Drive Mechanism for Marine Reactor", 《JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY》 *
马强: "压力容器支撑裙及屏蔽结构水下切割装置的设计", 《舰船电子工程》 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114446498A (zh) * 2020-11-04 2022-05-06 中国核工业二三建设有限公司 一种核电站反应堆压力容器就位对中装置

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