CN112918032A - 一种核能装置用隔热部件 - Google Patents

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Abstract

本发明的目的在于公开一种核能装置用隔热部件，它包括金属合金隔热壳体，在金属合金隔热壳体内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，金属合金隔热壳体之间的接口通过焊接或者法兰密封，金属合金隔热壳体与陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构；利用金属合金的耐高温、耐腐蚀和耐压等特性以及陶瓷的低导热率、紧密型和优良的力学性能，两种材料之间在堆内压力下形成一个有机整体实现隔热效果，避免在事故条件下(金属包壳出现裂缝或破损)隔热功能丧失的风险，在苛刻的工况下稳定长期运行；提高了耐压能力，增加隔热部件整体结构的强度，降低机械加工和装配成本，减轻重量，还降低了隔热层因应力应变过大的风险；明显减小隔热层的厚度，从而减小隔热部件的尺寸和重量。

Description

一种核能装置用隔热部件
技术领域
本发明涉及一种隔热部件，特别涉及一种核能装置用隔热部件。
背景技术
在核能装置中，冷却剂带走核燃料裂变反应释放出的热能，通过形成高温高压蒸汽将核能转化为电能。核能装置回路系统内的流体介质在经过不同区域后会进行放热和吸热，继而在回路内形成高温区和低温区，根据系统设计和布置要求，为了降低高温区与低温区之间的热量传热，通常在高温区与低温区中间设置一个隔热部件。该隔热部件不仅要实现较好的隔热效果，同时要能承受高压(15-22MPa)、高温(280-360℃)、亚临界水腐蚀和辐照等苛刻的环境下长期安全运行，才能解决此问题。特别是一些核能装置需要将系统内多个功能设备内置于一个核能装置容器，形成结构紧凑的核能装置设施，节省空间并提高其固有安全特性。
奥氏体不锈钢壳体的热导率在核能装置的运行温度下会达到18-22W/m·K，并随温度的上升而增加，隔热部件的热导率要求一般在2-6W/m·K。因此要实现隔热功能必须采用结构和材料设计才能按照工程设计降低热导率。核能装置用隔热部件除了需要在苛刻的工况下保持隔热等性能稳定，其材料组分还要具有较小的中子吸收截面，以避免影响反应性。另外还要与金属壳体相匹配的热膨胀系数，一定的力学和机械强度等。常规的核能装置用隔热部件以金属材质为主体，一般由奥氏体不锈钢壳体和真空或负压的腔体组成。腔体中可以部分或者全部填充玻璃纤维等多孔隔热材料或者布置表面光洁的金属箔片等。其原理是通过减小气体对流和减弱热辐射等方法降低金属材质为主体的隔热层热导率。这类隔热部件的总厚度一般超过100mm，最厚可达350-400mm，占用空间大，重量也大。除此之外，在事故工况条件下，如隔热部件外壳破损，其中空腔体和多孔隔热材料的空隙将被冷却剂快速充满，隔热功能将大部或完全丧失，严重影响反应堆的安全运行。
因此，特别需要一种核能装置用隔热部件，以解决上述现有存在的问题。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核能装置用隔热部件，针对现有技术的不足，用于维持隔热部件内外温差，以减少高温区向低温区的热量传递，具有良好隔热性能，满足恶劣工作条件。
本发明所解决的技术问题可以采用以下技术方案来实现：
一种核能装置用隔热部件，其特征在于，它包括金属合金隔热壳体，在所述金属合金隔热壳体内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，所述金属合金隔热壳体之间的接口通过焊接或者法兰密封，所述金属合金隔热壳体与所述陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构。
在本发明的一个实施例中，所述陶瓷隔热板由多层陶瓷板组成，所述陶瓷板之间通过拼接、粘结或者自紧结构形成一个致密的陶瓷隔热板，所述陶瓷隔热板与金属合金隔热壳体之间形成紧密配合。
在本发明的一个实施例中，所述金属合金隔热壳体包括内壳体和外壳体，所述内壳体和所述外壳体之间布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，所述内壳体和所述外壳体通过焊接或者法兰连接构成一个整体。
在本发明的一个实施例中，所述金属合金隔热壳体与所述陶瓷隔热板接触的表面为抛光镜面。
在本发明的一个实施例中，所述金属合金隔热壳体为奥氏体不锈钢或具有优良的耐高温，耐水腐蚀和耐辐照性能的合金制成的壳体。
在本发明的一个实施例中，所述陶瓷隔热板为由氧化锆，氧化铝，石英陶瓷的低导热率和耐辐照的陶瓷材料制成的陶瓷板。
在本发明的一个实施例中，所述金属合金隔热壳体的厚度为3-200mm。
在本发明的一个实施例中，所述陶瓷隔热板的厚度为2-30mm。
在本发明的一个实施例中，所述金属合金隔热壳体与所述陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构的厚度为30-300mm。
本发明的核能装置用隔热部件，与现有技术相比，利用金属合金的耐高温、耐腐蚀和耐压等特性以及陶瓷的低导热率、紧密型和优良的力学性能，两种材料之间在堆内压力下形成一个有机整体实现隔热效果，可以避免在事故条件下隔热功能丧失的风险，在苛刻的工况下稳定长期运行；提高了耐压能力，增加隔热部件整体结构的强度，降低机械加工和装配成本，减轻重量，还降低了隔热层因应力应变过大的风险；明显减小隔热层的厚度，从而减小隔热部件的尺寸和重量，特别适用于空间受限的核能装置，实现本发明的目的。
本发明的特点可参阅本案图式及以下较好实施方式的详细说明而获得清楚地了解。
附图说明
图1为本发明实施例1的核能装置用隔热部件的结构示意图；
图2为本发明实施例2的核能装置用隔热部件的结构示意图；
图3为本发明实施例3的核能装置用隔热部件的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解，下面结合具体图示，进一步阐述本发明。
本发明的核能装置用隔热部件与其他部件组成一个隔热区域，其隔热材料的低导热性能有效降低内外温差区的热量传递，可以减小隔热部件的体积和重量，通过本发明可以避免事故条件下(金属包壳出现裂缝或破损)隔热部件功能失效的问题。
如图1所示，本发明的核能装置用隔热部件包括金属合金隔热壳体10，在金属合金隔热壳体10内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板20，金属合金隔热壳体10之间的接口30通过焊接或者法兰密封，金属合金隔热壳体10与陶瓷隔热板20形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构，具有独特的固有安全特性，可以在金属合金隔热壳体10开裂、破损及大破口事故条件下，保持隔热功能，维持隔热部件的隔热功能，提升核能装置的安全系数。
金属合金隔热壳体10为奥氏体不锈钢或具有优良的耐高温，耐水腐蚀和耐辐照性能的合金制成的壳体，利用奥氏体不锈钢或合金优良的耐高温，耐水腐蚀和耐辐照性能作为隔热层的壳体。
本发明的隔热陶瓷板20可以是一层，也可以陶瓷隔热板20由多层陶瓷板组成，陶瓷板之间通过拼接、粘结或者自紧结构形成一个致密的陶瓷隔热板，并与金属合金隔热壳体10之间形成紧密配合；基于隔热层整体的导热系数要求和陶瓷制备工艺可行性等方面的考量，每层的陶瓷板的组分和厚度也可以不同。
陶瓷隔热板20的陶瓷材料可以选用低导热率和耐辐照的陶瓷材料，典型的如氧化锆，氧化铝，石英陶瓷等。较佳的，选用抗压强度高的陶瓷板作为隔热板，可以承受内层壳体的压力，并能在压力下保持结构完整。
陶瓷隔热板20利用陶瓷材料的低导热率、优良的力学性能等特性，可以能承受核能装置内的高温、高压和辐照等苛刻的工况。
陶瓷隔热板20的材质可以优选的采用具有低热导率、高抗压强度、高抗弯强度、与金属壳体相近的热膨胀系数、耐亚临界水腐蚀、高化学和热稳定性、低的辐照肿胀率以及小的中子吸收截面等性能和组分的先进陶瓷。
金属合金隔热壳体10与陶瓷隔热板20接触的表面进行镜面抛光处理，减小热辐射传导，提高隔热部件内外温差，进一步强化隔热效果。
金属合金隔热壳体10包括内壳体11和外壳体12，内壳体11和外壳体12之间布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板20，内壳体11和外壳体12可分别单独进行加工，在陶瓷隔热板20布设后，内壳体11和外壳体12通过焊接或者法兰连接等工艺构成一个整体，保证其耐压和密封性能等。
在运行工况下，内壳体11和外壳体12与陶瓷隔热板20之间由于压力作用会直接接触，内壳体11的压应力直接传导到陶瓷隔热板20上，而陶瓷隔热板20本身具有优良的抗压性能和大弹性模量，可减小壳体的变形量，减小加劲板等支撑结构，可以减小隔热部件的厚度尺寸和体积，特别适用于空间受限的核能装置。在事故条件下，如壳体出现裂缝或者破损，贴合在壳体内的实体的致密的陶瓷隔热板20仍可到隔热作用，避免隔热部件隔热功能失效。
金属合金隔热壳体10的厚度为3-200mm；陶瓷隔热板20的厚度为2-30mm；金属合金隔热壳体10与陶瓷隔热板20形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构的厚度为30-300mm。
实施例1
本实施例中，本发明的核能装置用隔热部件，金属合金隔热壳体10为不锈钢壳体，陶瓷隔热板20为二氧化锆基陶瓷隔热板，并组成金属包陶瓷的隔热层结构。(如图1所示)
本实施例中，陶瓷隔热板20可以按照隔热筒的尺寸进行设计和加工，层数在1-3层。在布设陶瓷隔热板20后，金属合金隔热壳体10之间的接口30可以通过焊接或者法兰工艺进行密封。陶瓷隔热板20的厚度在2-30mm之间，金属合金隔热壳体10的厚度在3-200mm，金属合金隔热壳体10和陶瓷隔热板20组成的金属包陶瓷的隔热层结构的厚度在30-300mm。陶瓷隔热板20表面可通过抛光等进一步增强隔热功能。
实施例2
本实施例中，本发明的核能装置用隔热部件，金属合金隔热内壳体11、外壳体12和陶瓷隔热板20组成金属包陶瓷的隔热层结构。(如图2所示)
金属合金隔热壳体包括内壳体11和外壳体12，内壳体11和外壳体12之间布设有陶瓷隔热板20和内部通道40。内壳体11和外壳体12可以耐受核能装置中的压力、高温和核辐照的不锈钢材料，中间的陶瓷隔热板20首先按照壳体的尺寸并考虑陶瓷制备工艺的可行性和成本来确定尺寸参数等。
本实施例中，陶瓷隔热板20选用导热率值1.5-2.5W/m·K的致密氧化锆基陶瓷板拼接而成，厚度为10-30mm，可根据总的导热率要求来调整。
实施例3
本实施例中，本发明的核能装置用隔热部件，金属合金隔热内壳体11、外壳体12和陶瓷隔热板20组成金属包陶瓷的隔热层结构。(如图3所示)
金属合金隔热壳体包括在亚临界条件下运行的内壳体11和外壳体12，内壳体11和外壳体12之间布设有隔热陶瓷板20。内壳体11和外壳体12可以耐受核能装置容器中的压力、高温和核辐照的不锈钢材料。中间的隔热陶瓷板20按照壳体的尺寸并考虑陶瓷制备工艺的可行性和成本来确定尺寸参数等。隔热陶瓷板20的厚度在10-50mm之间，采用氧化锆基的致密陶瓷板通过拼接形成一个金属包陶瓷的夹心结构。
以上显示和描述了本发明的基本原理和主要特征和本发明的优点。本行业的技术人员应该了解，本发明不受上述实施例的限制，上述实施例和说明书中描述的只是说明本发明的原理，在不脱离本发明精神和范围的前提下，本发明还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本发明范围内，本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等效物界定。

Claims (9)

1.一种核能装置用隔热部件，其特征在于，它包括金属合金隔热壳体，在所述金属合金隔热壳体内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，所述金属合金隔热壳体之间的接口通过焊接或者法兰密封，所述金属合金隔热壳体与所述陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构。
2.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述陶瓷隔热板由多层陶瓷板组成，所述陶瓷板之间通过拼接、粘结或者自紧结构形成一个致密的陶瓷隔热板，所述陶瓷隔热板与金属合金隔热壳体之间形成紧密配合。
3.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述金属合金隔热壳体包括内壳体和外壳体，所述内壳体和所述外壳体之间布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，所述内壳体和所述外壳体通过焊接或者法兰连接构成一个整体。
4.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述金属合金隔热壳体与所述陶瓷隔热板接触的表面为抛光镜面。
5.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述金属合金隔热壳体为奥氏体不锈钢或具有优良的耐高温，耐水腐蚀和耐辐照性能的合金制成的壳体。
6.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述陶瓷隔热板为由氧化锆，氧化铝，石英陶瓷的低导热率和耐辐照的陶瓷材料制成的陶瓷板。
7.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述金属合金隔热壳体的厚度为3-200mm。
8.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述陶瓷隔热板的厚度为2-30mm。
9.如权利要求1所述的核能装置用隔热部件，其特征在于，所述金属合金隔热壳体与所述陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构的厚度为30-300mm。
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