CN116221545A - 控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法 - Google Patents

控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法 Download PDF

Info

Publication number
CN116221545A
CN116221545A CN202310103975.6A CN202310103975A CN116221545A CN 116221545 A CN116221545 A CN 116221545A CN 202310103975 A CN202310103975 A CN 202310103975A CN 116221545 A CN116221545 A CN 116221545A
Authority
CN
China
Prior art keywords
cushion block
insulation sleeve
control rod
heat insulation
sleeve
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.)
Pending
Application number
CN202310103975.6A
Other languages
English (en)
Inventor
周围
范伟丰
孟维民
陆少威
林钦
张大为
程龙
陈红卫
沈佳伟
何家欢
戚宏昶
周瑞东
谢秀娟
葛炼伟
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.)
CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd
Original Assignee
CNNC Nuclear Power Operation Management Co 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 CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd filed Critical CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd
Priority to CN202310103975.6A priority Critical patent/CN116221545A/zh
Publication of CN116221545A publication Critical patent/CN116221545A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/14Mechanical drive arrangements
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16L59/00Thermal insulation in general
    • F16L59/02Shape or form of insulating materials, with or without coverings integral with the insulating materials
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16SCONSTRUCTIONAL ELEMENTS IN GENERAL; STRUCTURES BUILT-UP FROM SUCH ELEMENTS, IN GENERAL
    • F16S5/00Other constructional members not restricted to an application fully provided for in a single class
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)

Abstract

本发明属于控制棒驱动机构技术领域,具体涉及一种控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法。包括多个垫块组件,每个垫块组件包括垫块、安装螺栓、锁紧套三部分。本发明的有益效果在于:本发明能够解决压水堆机组控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷问题,能缓解隔热套管端头与管座之间的磨损,延长核一级设备堆内部件的使用寿命,为核电行业该领域的共性隐患提供了全寿期终身性的解决方案,是一种相对简单可行的缓解手段,解决了设计遗留问题。同时,该发明所涉及的解决方案能够推广应用至M310机组及改进堆型、华龙一号等国内目前绝大多数核电堆型。

Description

控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法
技术领域
本发明属于控制棒驱动机构技术领域,具体涉及一种控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法。
背景技术
隔热套属于控制棒驱动机构的一个组件,呈悬挂方式安装在压力容器顶盖上的CRDM管座中,安装方式为径向间隙配合、轴向无约束。在机组运行期间,隔热套受到一回路介质流致振动影响,导致其上部端头与CRDM管座法兰结合处存在碰磨,致使隔热套高度位置下降。随着运行时间的加长,隔热套端头磨损导致隔热套管位置下降加剧,如果不加以干涉处理,隔热套管沉降距离会越来越大,最终端头部分磨损殆尽之后整根隔热套管坠落。
CRDM隔热套管是核安全相关的关键部件,隔热套管缺陷存在形式主要为磨损沉降,完全磨损后会落到控制棒导向筒上,并且存在控制棒下落过程中的卡棒风险,导致无法落棒(国外机组已多次发生隔热套磨损导致控制棒卡棒事件),存在重大的核安全运行风险。
在冷却剂的流动冲击下,隔热套管会发生振动并与密封壳底部互相磨损,隔热套管一旦发生磨损,则会往下沉降,磨损严重时会分离成两部分,一部分残留在CRDM管座区域,另一部分下落至控制棒导向管上部,残留在CRDM管座区域的部件或者脱落下来的套管倾斜可能会阻止控制棒的正常提升或下落,从而影响机组运行安全。
隔热套的材质:00Cr18Ni10N,CRDM管座材质:Z2CN19-10(控氮),国标的00Cr18Ni10N和法标的Z2CN19-10控氮奥氏体不锈钢性能相当。隔热套上部端头与CRDM管座锥形面接触处,在流致振动下发生两部件间的相互磨损,致使隔热套高度位置下降。对同一机组来说,运行时间越长,隔热套管高度沉降量越大;同时,磨损量也与隔热套管在压力容器中的坐标位置有关,通常情况下,处于中心位置的套管沉降量最大,磨损速率最大。
目前,在核电行业,尚无该缺陷的缓解方案。
发明内容
本发明的目的是提供控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法,为了阻止隔热套管与控制棒驱动机构管座之间的碰磨,根据隔热套管喇叭口的形状尺寸设计锥形垫块,并在控制棒导向柱上盖板上加工螺纹孔,用螺栓将锥形垫块安装在上盖板上,同时,用垫块上的锁紧套对螺栓进行防松。根据喇叭口距离上盖板的实际尺寸设计垫块的高度,使垫块能够直接支撑起隔热套管,隔热套管与管座分离,避免进一步磨损,起到缓解的作用。
本发明的技术方案如下:控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,包括多个垫块组件,每个垫块组件包括垫块、安装螺栓、锁紧套三部分。
所述的垫块下部呈圆台状、上部呈锥体状。
所述的下部圆台上均布三个圆孔。
所述的上部锥体包括三瓣分离部分。
所述的三瓣分离部分的每瓣上带有流量孔。
所述锁紧套呈薄壁筒状,有三个,在垫块的圆台上互成120°均匀分布,
所述锁紧套与垫块点焊安装。
所述安装螺栓是内六角螺栓,在其头部均布三个豁口,压紧锁紧套时,锁紧套变形与豁口配合。
控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块安装方法,包括如下步骤:
步骤1:垫块组件通过安装螺栓安装在导向筒的上盖板上,上盖板上有防转销,垫块的底部留有足够体积空间用以避开防转销;
步骤2:安装垫块组件的作业场景是在构件池,上部堆内构件放置于上部堆内构件存放架上,导向筒上方是隔热套管喇叭口,之间具有一定距离;
步骤3:安装垫块组件前在上盖板上加工3个螺栓孔,螺栓孔、锁紧套和安装螺栓三个部分配合紧固;
步骤4:垫块组件安装完成之后,接触并支撑起隔热套管喇叭口。
本发明的有益效果在于:本发明能够解决压水堆机组控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷问题,能缓解隔热套管端头与管座之间的磨损,延长核一级设备堆内部件的使用寿命,为核电行业该领域的共性隐患提供了全寿期终身性的解决方案,是一种相对简单可行的缓解手段,解决了设计遗留问题。同时,该发明所涉及的解决方案能够推广应用至M310机组及改进堆型、华龙一号等国内目前绝大多数核电堆型。
附图说明
图1为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块安装场景图;
图2为导向筒结构示意图;
图3为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块第一安装配合图;
图4为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块第二安装配合图;
图5为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块安装示意图;
图6为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块中的垫块组件结构图;
图7为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块第一结构图;
图8为本发明所提供的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块第二结构图;
图9为安装螺栓示意图。
图中:1上部堆内构件存放架,2上部堆内构件,3垫块组件,4隔热套管喇叭口,21导向筒,211防转销、212上盖板、213筒段、214下法兰、31螺栓孔,32垫块,33安装螺栓,34锁紧套。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。
本发明用于压水堆核电机组控制棒驱动机构隔热套管磨损后导致高度下降的缺陷缓解处理。
本发明能够解决隔热套管在核反应堆功率运行期间的磨损问题,设计专用缓解垫块,安装在隔热套管对应位置的上部堆内构件控制棒导向筒上,支撑起隔热套管,使其端头与管座分离从而避免端头与CRDM管座碰磨,同时增加喇叭口下部定位,减小径向振动和磨损。
由于上部堆内构件属核反应堆堆芯高放射性部件,大修期间放置于构件池的存放架上,水池满水用以辐射屏蔽。垫块安装时,需要将驱动杆取出放置于专用驱动杆存放架上。导向筒上端面标高12米,人员所在的水池上方辅助桥作业平台标高21米,需要在导向筒上端面加工螺纹孔。随后在导向柱上端面安装垫块,用螺栓固定并压紧锁紧帽,用锁紧帽来进行防松。
缓解垫块的设计和安装需满足如下要求:
1)垫块整体形状呈锥形,与隔热套管喇叭口能配合,起到锥面周向定位的作用;
2)垫块的整体高度要能弥补隔热套管喇叭口与导向筒上盖板之间的距离高度,刚好能使隔热套管与管座分离,并且不影响隔热套管的原始设计功能;
3)垫块设计要在保证强度的前提下,开尽量多的镂空结构,减小对介质流场的影响;
4)垫块设计和安装要避开导向筒上盖板上的防转销;
5)垫块上要设置防松锁紧套,并且点焊牢固。
如图6-8所示,控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块包括多个垫块组件3,每个垫块组件3包括垫块32、安装螺栓33、锁紧套34三部分,其中,垫块32下部呈圆台状、上部呈锥体状,下部圆台上均布三个圆孔,上部锥体包括三瓣分离部分,每瓣上带有流量孔,起到介质流通的作用。锁紧套34呈薄壁筒状,有三个,在垫块32的圆台上互成120°均匀分布,与垫块32点焊安装。安装螺栓33是内六角螺栓,在其头部均布三个豁口,压紧锁紧套34时,锁紧套34变形与豁口配合。
控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块安装方法,包括如下步骤:
步骤1:垫块组件3通过安装螺栓33安装在导向筒21的上盖板212上,上盖板212上有防转销211,垫块32的底部留有足够体积空间用以避开防转销211:;
步骤2:安装垫块组件3的作业场景是在构件池,上部堆内构件2放置于上部堆内构件存放架1上,导向筒21属上部堆内构件2的一个部件。导向筒21由防转销211、上盖板212、筒段213、下法兰214做成。导向筒21上方是隔热套管喇叭口4,之间有特定的设计距离,由于隔热套管上方磨损导致套管下沉,该设计距离减小。
步骤3:安装垫块组件3前需要在上盖板212上加工3个螺栓孔31,螺栓孔31、锁紧套34和安装螺栓33三个部分配合紧固。
步骤4:垫块组件3安装完成之后,需要能接触并支撑起隔热套管喇叭口4,避免隔热套管上方继续磨损。

Claims (9)

1.控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:包括多个垫块组件,每个垫块组件包括垫块、安装螺栓、锁紧套三部分。
2.如权利要求1所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述的垫块下部呈圆台状、上部呈锥体状。
3.如权利要求2所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述的下部圆台上均布三个圆孔。
4.如权利要求2所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述的上部锥体包括三瓣分离部分。
5.如权利要求4所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述的三瓣分离部分的每瓣上带有流量孔。
6.如权利要求1所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述锁紧套呈薄壁筒状,有三个,在垫块的圆台上互成120°均匀分布。
7.如权利要求6所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述锁紧套与垫块点焊安装。
8.如权利要求1所述的控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块,其特征在于:所述安装螺栓是内六角螺栓,在其头部均布三个豁口,压紧锁紧套时,锁紧套变形与豁口配合。
9.控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块安装方法,其特征在于,包括如下步骤:
步骤1:垫块组件通过安装螺栓安装在导向筒的上盖板上,上盖板上有防转销,垫块的底部留有足够体积空间用以避开防转销;
步骤2:安装垫块组件的作业场景是在构件池,上部堆内构件放置于上部堆内构件存放架上,导向筒上方是隔热套管喇叭口,之间具有一定距离;
步骤3:安装垫块组件前在上盖板上加工3个螺栓孔,螺栓孔、锁紧套和安装螺栓三个部分配合紧固;
步骤4:垫块组件安装完成之后,接触并支撑起隔热套管喇叭口。
CN202310103975.6A 2023-02-13 2023-02-13 控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法 Pending CN116221545A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202310103975.6A CN116221545A (zh) 2023-02-13 2023-02-13 控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202310103975.6A CN116221545A (zh) 2023-02-13 2023-02-13 控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN116221545A true CN116221545A (zh) 2023-06-06

Family

ID=86583823

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202310103975.6A Pending CN116221545A (zh) 2023-02-13 2023-02-13 控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN116221545A (zh)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5521951A (en) Reactor core shroud repair with tapered pins
US5436945A (en) Shadow shielding
CN101606204B (zh) 加压水反应堆流动裙部设备
US5502754A (en) Lateral restraint for core plate of boiling water reactor
EP2236883B1 (en) Apparatus and system for dampening the vibration experienced by a sprager pipe
US4284475A (en) Wear sleeve for control rod guide tube
CN1129917C (zh) 一种沸水反应堆的可拆卸圆筒和泵盖板
US6091791A (en) Shroud attachment for a boiling water reactor
CN116221545A (zh) 控制棒驱动机构隔热套管磨损缺陷缓解垫块及安装方法
US7577229B2 (en) Method for limiting the maintenance loads applied to a fuel assembly of a nuclear reactor and fuel assembly
JP5458066B2 (ja) Bwrの入口ミキサクランプ組立体のための方法および装置
US5282232A (en) Nuclear reactor upper internal equipment with cluster guide devices
US5600687A (en) Steam dam slide with cable manipulator for radially positioning hoisted load in annulus
JPH0843573A (ja) 安定装置
US6481757B1 (en) Core spray system attachment assemblies
CN212874071U (zh) 一种环形燃料棒固定装置
JP2000227493A (ja) 原子炉容器への炉心スプレ―上部tボックスの取付
CN111702722A (zh) 一种核级柱塞泵逆止阀座拆卸装置及拆卸方法
CN107658031B (zh) 压水型核反应堆嵌套式组件
CN111477361A (zh) 一种环形燃料棒固定装置
US4712015A (en) Shields for nuclear reactors
US5991353A (en) Core barrel for a reactor pressure vessel of a nuclear reactor plant and method of repairing a core barrel
CN115862902B (zh) 反应堆
US4600553A (en) Reactor cavity
US5469480A (en) Mid-loop operating method for nuclear power plant, and facility therefor

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