CN202076014U - 一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层 - Google Patents

一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层 Download PDF

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王亦金
李寒平
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Abstract

本实用新型涉及一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其设置在反应堆压力容器及主管道外侧，包容了整个反应堆压力容器及主管道，它是由若干独立的保温板块拼接组成的一个整体，保温板块包括壳体，壳体内填充反射板，壳体分为四周的框架和上下表面的壳板，每一侧的框架由角钢、弧形支撑板及若干段边侧板构成，各段边侧板之间通过弧形支撑板连接，弧形支撑板固定在角钢上。本实用新型的有益效果是：本实用新型的不锈钢保温层的框架同其他公司用整块0.7mm厚的不锈钢板压制成的框架相比，减少了热桥面积，增大了热桥长度，使总热阻增大，从而达到良好的隔热效果。

Description

一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层
技术领域
本实用新型涉及一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层。
背景技术
核电站反应堆压力容器及主管道在正常运行时，要求对其高温外表面发射出来的热量进行隔离，减少散热损失，需设置一保温层，使压力容器产生的热量能有效地用来发电。按技术要求：保温层的热损失量不大于175W/m2，保温层在核电站正常运行工况和安全停堆地震(SSE)工况下应保持其结构的完整性和可靠性，并需降低维护人员受到辐射剂量的影响及保护核岛内的仪器仪表的安全。
实用新型内容
本实用新型所要解决的技术问题是：提供一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，满足核电站反应堆压力容器及主管道的保温要求。
本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是：一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其设置在反应堆压力容器及主管道外侧，包容了整个反应堆压力容器及主管道，它是由若干独立的保温板块拼接组成的一个整体，保温板块包括壳体，壳体内填充反射板，壳体分为四周的框架和上下表面的壳板，每一侧的框架由角钢、弧形支撑板及若干段边侧板构成，各段边侧板之间通过弧形支撑板连接，弧形支撑板固定在角钢上。
使用0.05mm厚压制成半球形凹凸状的不锈钢箔板作为边侧板。
角钢、弧形支撑板的厚度为0.7mm，在外壳板内面加衬加强板。
保温层采用钴含量≤0.05％的低钴不锈钢作为原材料。
保温层的外形有平板状和弧形板块二种。
相临保温块间接触面的热面预留有热膨胀间隙。
本实用新型的有益效果是：本实用新型的不锈钢保温层的框架同其他公司用整块0.7mm厚的不锈钢板压制成的框架相比，减少了热桥面积，增大了热桥长度，使总热阻增大，从而达到良好的隔热效果。
附图说明
下面结合附图和实施例对本实用新型进一步说明；
图1是本实用新型的总体结构示意图；
图2是本实用新型的平板状保温板块结构示意图；
图3是本实用新型的弧形保温板块结构示意图；
图4是本实用新型的保温板块的结构爆炸图；
图5是本实用新型的保温板块的框架的结构示意图；
图6是本实用新型的边侧板的形状结构示意图；
图7是本实用新型的弧形支撑板的结构示意图；
图8是本实用新型的周向相临保温块联接处示意图；
图9是本实用新型的轴向相临保温块联接处示意图；
图中，1.反应堆压力容器，2.保温板块，3.壳板，4.反射板，5.角钢，6.弧形支撑板，7.边侧板，8.加强板，9.搭接板，10.热膨胀间隙。
具体实施方式
如图1、2、3、4、5、6和7所示的核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其设置在反应堆压力容器1及主管道外侧，包容了整个反应堆压力容器及主管道，它是由若干独立的保温板块2通过搭接板9的铆接、螺栓等方式拼接组成的一个整体，保温层的外形有平板状和弧形板块二种。所述的保温板块2包括壳体，壳体内填充反射板4，壳体分为四周的框架和内、外表面的壳板，所述的每一侧的框架由角钢5、弧形支撑板6及若干段边侧板7构成，各段边侧板7之间通过弧形支撑板6连接，弧形支撑板6固定在角钢上。角钢同弧形支撑材料厚度为0.7mm，边侧板材料厚度为0.05mm，不锈钢保温层的框架由角钢同弧形支撑通过电阻点焊连接，再同边侧板电阻点焊连接而成。此种组合同其他公司用整块0.7mm厚的不锈钢板压制成的框架相比，因边侧板材料厚度为0.05mm，并且压制成半球形凹凸形状，大大降低了边框的热导率，降低整个保温层的热损失量。
如图2和4所示，保温板块根据空腔辐射特性，利用高反射率、表面光洁的成型不锈钢反射箔作为反射板4，将压力容器壁面发射出的热辐射绝大部分反射回去，从而大大减弱辐射换热；同时设计特殊的三角形斜波纹反射箔波形，以抑制夹层中的对流换热。
如图8和9所示，在外壳板内面加衬加强板8，以增加相临保温块间的连接强度，使整体保温层具备抗地震功能。
核电站核岛内设备用材料中化学元素钴(Co)，经中子长期辐照后，将由“钴58”转变为高放射性的同位素“钴60”，为降低维护人员受到辐射剂量的影响及保护核岛内的仪器仪表的安全，本实用新型的保温层采用钴含量≤0.05％的低钴不锈钢作为原材料。
如图8和9所示，为了消除不锈钢材料热膨胀对整体保温层的影响，本实用新型的保温层的相临保温块间接触面的热面预留有热膨胀间隙10，在反应堆压力容器壁面温度达到正常工作温度时，通过不锈钢材料的热膨胀将其缝隙弥合。

Claims (6)

1.一种核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其设置在反应堆压力容器(1)及主管道外侧，包容了整个反应堆压力容器及主管道，它由若干独立的保温板块(2)拼接组成的一个整体，所述的保温板块(2)包括壳体，壳体内填充反射板(4)，其特征是：所述的壳体分为四周的框架和上下表面的壳板(3)，所述的每一侧的框架由角钢(5)、弧形支撑板(6)及若干段边侧板(7)构成，各段边侧板(7)之间通过弧形支撑板(6)连接，弧形支撑板(6)固定在角钢上。
2.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其特征是：使用0.05mm厚压制成半球形凹凸状的不锈钢箔板作为边侧板(7)。
3.根据权利要求1或2所述的核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其特征是：所述的角钢(5)、弧形支撑板(6)的厚度为0.7mm，在外壳板内面加衬加强板(8)。
4.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其特征是：所述的保温层采用钴含量≤0.05％的低钴不锈钢作为原材料。
5.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其特征是：所述的保温层的外形有平板状和弧形板块二种。
6.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器及主管道不锈钢保温层，其特征是：相临保温块间接触面的热面预留有热膨胀间隙(10)。
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