CN112259264A - 适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置 - Google Patents

适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置 Download PDF

Info

Publication number
CN112259264A
CN112259264A CN202011122919.XA CN202011122919A CN112259264A CN 112259264 A CN112259264 A CN 112259264A CN 202011122919 A CN202011122919 A CN 202011122919A CN 112259264 A CN112259264 A CN 112259264A
Authority
CN
China
Prior art keywords
plate
containment
nuclear power
toggle
equipment gate
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.)
Granted
Application number
CN202011122919.XA
Other languages
English (en)
Other versions
CN112259264B (zh
Inventor
吴晨晖
周新蓉
向丽君
李海东
舒正谊
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.)
Wuhan No 2 Ship Design Institute No 719 Research Institute of China Shipbuilding Industry Corp
Original Assignee
Wuhan No 2 Ship Design Institute No 719 Research Institute of China Shipbuilding Industry Corp
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 Wuhan No 2 Ship Design Institute No 719 Research Institute of China Shipbuilding Industry Corp filed Critical Wuhan No 2 Ship Design Institute No 719 Research Institute of China Shipbuilding Industry Corp
Priority to CN202011122919.XA priority Critical patent/CN112259264B/zh
Publication of CN112259264A publication Critical patent/CN112259264A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112259264B publication Critical patent/CN112259264B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,包括圆筒状围栏和下法兰,还包括弹性接头和限位器,弹性接头为封闭圆环状,弹性接头的横截面为开放曲线,下法兰上设置有3个以上的定位环,限位器包括第一肘板、第二肘板、底板和限位圆钢,第一肘板、第二肘板相互垂直连接并且均垂直连接于底板,限位圆钢的外径与定位环的内径相应,限位圆钢固定于第一肘板和第二肘板的顶端并使其轴线与定位环的轴线位于同一水平高度,底板上设置有3个以上的通孔,限位器与定位环的数量相同,弹性接头的两端分别与圆筒状围栏和下法兰连接,限位圆钢插入定位环内,底板由螺栓穿过通孔固定在安全壳围壁上。本发明结构简单、制作容易、使用安全。

Description

适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置
技术领域
本发明涉及反应堆安全壳的进出通道,具体而言是适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置。
背景技术
设备闸门是反应堆安全壳上的重要部件,其主要功能是在核电厂建造和停堆换料期间,作为反应堆厂房内设备的进出通道。在核电厂运行期间,设备闸门处于关闭状态,与反应堆安全壳一起组成最后的安全屏障,防止放射性物质外泄,是安全壳压力边界的一部分。陆上核电站安全壳设备闸门安装在安全壳内部,事故工况下设备闸门凸面受压,法兰面在内压作用下会越压越紧。与陆上核电站不同,海洋核动力平台设备闸门安装在安全壳外部,凹面受压,事故工况下,法兰面会产生分离,因此对密封性要求更高。通常情况下,设备闸门的下法兰与安全壳刚性连接,安全壳在内压作用下也会产生内胀作用,从而引起设备闸门下法兰扭曲变形,但由于陆上核电站设备闸门安装部位是圆柱形结构,变形较小,对设备闸门下法兰的变形影响也较小。海洋核动力平台安全壳由于受波浪载荷作用,沿平台纵向有明显拉伸作用,造成设备闸门下法兰拉伸变形,并且,在波浪的周期交变载荷作用下,设备闸门下法兰与安全壳的连接处有显著的疲劳失效问题,进而结构变形影响设备闸门的密封性能和结构安全。另外,海洋核动力平台安全壳多为方型结构,在事故工况下,顶部发生弯曲变形,同样会引起设备闸门下法兰变形,影响设备闸门密封效果。
针对现有技术的上述不足,本发明提出一种结构简单、制作容易、使用安全的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置。采用本发明,不仅可有效解决在波浪载荷作用下安全壳产生弯曲变形、进而引起设备闸门局部结构变形的问题,也解决了下法兰底部的结构疲劳问题,同时还减缓了安全壳顶部因内部高温高压作用而弯曲变形对设备闸门的影响。
发明内容
本发明的目的在于一种结构简单、制作容易、使用安全的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置。
为实现上述目的,本发明采用如下技术方案:一种适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,包括安全壳的圆筒状围栏和设备闸门的下法兰,其特征是还包括弹性接头和限位器,弹性接头为封闭圆环状,弹性接头两个端面的口径分别与圆筒状围栏和下法兰的直径相应,弹性接头的横截面为开放曲线,下法兰上设置有3个以上的定位环,限位器包括第一肘板、第二肘板、底板和限位圆钢,第一肘板、第二肘板相互垂直连接并且均垂直连接于底板,限位圆钢的外径与定位环的内径相应,限位圆钢固定于第一肘板和第二肘板的顶端并使限位圆钢的轴线与定位环的轴线位于同一水平高度,底板上设置有3个以上的通孔,限位器与定位环的数量相同,弹性接头的两端分别与圆筒状围栏和下法兰连接,限位圆钢插入定位环内,底板由螺栓穿过通孔固定在安全壳围壁上。
进一步地,所述弹性接头的横截面为圆弧,所述圆弧的半径为圆筒状围栏与下法兰间距的0.5-1.0倍,所述弹性接头的横截面的壁厚为圆筒状围栏壁厚的0.2-0.3倍。
进一步地,所述定位环沿下法兰的周向均匀布置。
进一步地,所述定位环为8个。
进一步地,所述底板为矩形平板,第一肘板为直角梯形平板,第二肘板为等腰梯形平板。
本发明的弹性接头分别与圆筒状围栏和下法兰连接后,将限位圆钢插入定位环内,再将底板由螺栓穿过通孔后固定在安全壳围壁上。
本发明采用弹性接头的柔性连接与限位器的刚性支撑有机结合,减少设备闸门及设备闸门下法兰的重力对的影响,既有效解决了在波浪载荷作用下安全壳产生弯曲变形、进而引起设备闸门局部结构变形的问题和下法兰底部的结构疲劳问题,也减缓了安全壳顶部因内部高温高压作用而弯曲变形对设备闸门的影响,同时,还可以将设备闸门下法兰的变形控制在合理范围内。
本发明结构简单、制作容易、使用安全。
附图说明
图1为本发明的结构示意图;
图2为图1的局部放大图;
图3为本发明的弹性接头结构示意图;
图4为图3的A-A向视图;
图5为本发明的下法兰结构示意图;
图6为图5的仰视图;
图7为本发明的限位器结构示意图;
图8为图7的右视图;
图9为图7的俯视图;
图10为本发明的限位器与安全壳围壁连接示意图;
图11为本发明的使用状态示意图;
图12为图11的B-B向视图。
图中:1-圆筒状围栏;2-下法兰;2.1-定位环;3-弹性接头;4-限位器;4.1-第一肘板;4.2-第二肘板;4.3-底板;4.3.1-通孔;4.4-限位圆钢;5-螺栓;6-安全壳围壁。
具体实施方式
以下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。
一种适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,包括安全壳的圆筒状围栏1和设备闸门的下法兰2,还包括弹性接头3和限位器4,弹性接头3为封闭圆环状,弹性接头3两个端面的口径分别与圆筒状围栏1和下法兰2的直径相应,弹性接头3的横截面为开放曲线,下法兰2上设置有3个以上的定位环2.1,限位器4包括第一肘板4.1、第二肘板4.2、底板4.3和限位圆钢4.4,第一肘板4.1、第二肘板4.2相互垂直连接并且均垂直连接于底板4.3,限位圆钢4.4的外径与定位环2.1的内径相应,限位圆钢4.4固定于第一肘板4.1和第二肘板4.2的顶端并使限位圆钢4.4的轴线与定位环2.1的轴线位于同一水平高度,底板4.3上设置有3个以上的通孔4.3.1,限位器4与定位环2.1的数量相同,弹性接头3的两端分别与圆筒状围栏1和下法兰2连接,限位圆钢4.4插入定位环2.1内,底板4.3由螺栓5穿过通孔4.3.1固定在安全壳围壁6上。
优选的实施例是:在上述方案中,所述弹性接头3的横截面为圆弧,所述圆弧的半径为圆筒状围栏1与下法兰2间距的0.5-1.0倍,所述弹性接头3的横截面的壁厚为圆筒状围栏1壁厚的0.2-0.3倍。
优选的实施例是:在上述方案中,所述定位环2.1沿下法兰2的周向均匀布置。
优选的实施例是:在上述方案中,所述定位环2.1为8个。
优选的实施例是:在上述方案中,所述底板4.3为矩形平板,第一肘板4.1为直角梯形平板,第二肘板4.2为等腰梯形平板。
本说明书中未做详细描述的内容,属于本专业技术人员公知的现有技术。

Claims (9)

1.一种适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,包括安全壳的圆筒状围栏(1)和设备闸门的下法兰(2),其特征在于:还包括弹性接头(3)和限位器(4),弹性接头(3)为封闭圆环状,弹性接头(3)两个端面的口径分别与圆筒状围栏(1)和下法兰(2)的直径相应,弹性接头(3)的横截面为开放曲线,下法兰(2)上设置有3个以上的定位环(2.1),限位器(4)包括第一肘板(4.1)、第二肘板(4.2)、底板(4.3)和限位圆钢(4.4),第一肘板(4.1)、第二肘板(4.2)相互垂直连接并且均垂直连接于底板(4.3),限位圆钢(4.4)的外径与定位环(2.1)的内径相应,限位圆钢(4.4)固定于第一肘板(4.1)和第二肘板(4.2)的顶端并使限位圆钢(4.4)的轴线与定位环(2.1)的轴线位于同一水平高度,底板(4.3)上设置有3个以上的通孔(4.3.1),限位器(4)与定位环(2.1)的数量相同,弹性接头(3)的两端分别与圆筒状围栏(1)和下法兰(2)连接,限位圆钢(4.4)插入定位环(2.1)内,底板(4.3)由螺栓(5)穿过通孔(4.3.1)固定在安全壳围壁(6)上。
2.根据权利要求1所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述弹性接头(3)的横截面为圆弧,所述圆弧的半径为圆筒状围栏(1)与下法兰(2)间距的0.5-1.0倍,所述弹性接头(3)的横截面的壁厚为圆筒状围栏(1)壁厚的0.2-0.3倍。
3.根据权利要求1或2所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述定位环(2.1)沿下法兰(2)的周向均匀布置。
4.根据权利要求1或2所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述定位环(2.1)为8个。
5.根据权利要求3所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述定位环(2.1)为8个。
6.根据权利要求1或2所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述底板(4.3)为矩形平板,第一肘板(4.1)为直角梯形平板,第二肘板(4.2)为等腰梯形平板。
7.根据权利要求3所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述底板(4.3)为矩形平板,第一肘板(4.1)为直角梯形平板,第二肘板(4.2)为等腰梯形平板。
8.根据权利要求4所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述底板(4.3)为矩形平板,第一肘板(4.1)为直角梯形平板,第二肘板(4.2)为等腰梯形平板。
9.根据权利要求5所述的适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置,其特征在于:所述底板(4.3)为矩形平板,第一肘板(4.1)为直角梯形平板,第二肘板(4.2)为等腰梯形平板。
CN202011122919.XA 2020-10-20 2020-10-20 适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置 Active CN112259264B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011122919.XA CN112259264B (zh) 2020-10-20 2020-10-20 适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011122919.XA CN112259264B (zh) 2020-10-20 2020-10-20 适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112259264A true CN112259264A (zh) 2021-01-22
CN112259264B CN112259264B (zh) 2022-11-29

Family

ID=74244361

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202011122919.XA Active CN112259264B (zh) 2020-10-20 2020-10-20 适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112259264B (zh)

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4259154A (en) * 1976-09-03 1981-03-31 Hitachi, Ltd. Nuclear reactor containment structure
WO2003102968A1 (de) * 2002-06-04 2003-12-11 Framatome Anp Gmbh Verschlussvorrichtung zum verschliessen einer öffnung eines sicherheitsbehälters einer kernkraftanlage
JP2005207179A (ja) * 2004-01-26 2005-08-04 Tatsuji Ishimaru ハーフテンショントグル機構並びに建築構造物
US20050265510A1 (en) * 2004-05-14 2005-12-01 Rush Jennings Multi-plant adaptable boiling water reactor inspection work platform
CN101592205A (zh) * 2009-06-23 2009-12-02 陈清欣 扭力接头及支承销总成
CN103697108A (zh) * 2013-12-18 2014-04-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 直通式低刚度大位移自平衡减振装置
CN104700906A (zh) * 2015-02-05 2015-06-10 中国核电工程有限公司 一种设备闸门封头
CN105960680A (zh) * 2013-12-26 2016-09-21 纽斯高动力有限责任公司 整体式反应堆压力容器管板
CN106368184A (zh) * 2016-11-08 2017-02-01 中国电建集团贵阳勘测设计研究院有限公司 一种特高水头平面闸门底水封的改进方法及结构
CN107179193A (zh) * 2017-06-02 2017-09-19 中国北方发动机研究所(天津) 可调式自适应曲轴弯曲疲劳试验装置
CN107887039A (zh) * 2017-11-01 2018-04-06 中广核工程有限公司 核电厂人员闸门位移补偿装置
CN209029115U (zh) * 2018-08-01 2019-06-25 中广核研究院有限公司 用于反应堆容器及柔性长管的分层组合支承装置

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4259154A (en) * 1976-09-03 1981-03-31 Hitachi, Ltd. Nuclear reactor containment structure
WO2003102968A1 (de) * 2002-06-04 2003-12-11 Framatome Anp Gmbh Verschlussvorrichtung zum verschliessen einer öffnung eines sicherheitsbehälters einer kernkraftanlage
JP2005207179A (ja) * 2004-01-26 2005-08-04 Tatsuji Ishimaru ハーフテンショントグル機構並びに建築構造物
US20050265510A1 (en) * 2004-05-14 2005-12-01 Rush Jennings Multi-plant adaptable boiling water reactor inspection work platform
CN101592205A (zh) * 2009-06-23 2009-12-02 陈清欣 扭力接头及支承销总成
CN103697108A (zh) * 2013-12-18 2014-04-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 直通式低刚度大位移自平衡减振装置
CN105960680A (zh) * 2013-12-26 2016-09-21 纽斯高动力有限责任公司 整体式反应堆压力容器管板
CN104700906A (zh) * 2015-02-05 2015-06-10 中国核电工程有限公司 一种设备闸门封头
CN106368184A (zh) * 2016-11-08 2017-02-01 中国电建集团贵阳勘测设计研究院有限公司 一种特高水头平面闸门底水封的改进方法及结构
CN107179193A (zh) * 2017-06-02 2017-09-19 中国北方发动机研究所(天津) 可调式自适应曲轴弯曲疲劳试验装置
CN107887039A (zh) * 2017-11-01 2018-04-06 中广核工程有限公司 核电厂人员闸门位移补偿装置
CN209029115U (zh) * 2018-08-01 2019-06-25 中广核研究院有限公司 用于反应堆容器及柔性长管的分层组合支承装置

Also Published As

Publication number Publication date
CN112259264B (zh) 2022-11-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4615862A (en) Nuclear reactor with fuel assembly support means
US4714229A (en) Anti-vibratory support device for a pipe whose thickness is small relative to the diameter
JPS6311679Y2 (zh)
CN113012828B (zh) 一种控制棒吸收体组件、控制棒及控制棒组件
US3605362A (en) Connection system for relieving stress in concrete structures
CN112259264B (zh) 适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置
US20170159867A1 (en) Pipe restraint and shield
EP4258290A1 (en) Transportation container for nuclear power station spent fuel storage tank
US5490189A (en) Nuclear fuel assembly debris filter
CN113466067B (zh) 一种波纹管高温承压疲劳试验装置
US4356144A (en) Closure hold-down system for a reactor vessel
US3987991A (en) Pipe restraints for nuclear power plants
CH672207A5 (zh)
CN104700906B (zh) 一种设备闸门封头
DE2437725A1 (de) Rohrrueckhaltevorrichtung
CN110081260B (zh) 一种圆截面压力管道环形防甩限制装置及其方法
CN108140435B (zh) 其壳配有刚度提高的隔离板片的钠冷快堆型核反应堆的组件
CN212303093U (zh) 反应堆压力容器辐照监督装置
CN110534212B (zh) 海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙
CN203272395U (zh) 压水堆核电厂蒸汽发生器定距螺杆防松结构
Ukadgaonker et al. Review of work related to ‘leak-before-break’assessment
FR2453472A1 (fr) Reacteur nucleaire a neutrons rapides et a cuve interne cylindrique
CN208043564U (zh) 一种钢安全壳整体性试验压力保护装置
US5323427A (en) Laterally translating permanent seal ring for a nuclear reactor cavity
CN107610580B (zh) 一种多功能核电厂蒸汽发生器模拟体

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant