CN203338768U - 核电站反应堆压力容器保护装置 - Google Patents

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周万云
冉小兵
戴长年
杨景超
王春发
唐茂
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Abstract

本实用新型公开了一种核电站反应堆压力容器保护装置，其包括基座、自基座的侧边向同一侧外延的侧壁，基座的底部设有进口组件，侧壁在远离基座的一端开设有出口组件，侧壁为双层结构，包括内侧壁和外侧壁，侧壁上还设置有流水孔。本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置具有以下优点：1)双层结构的侧壁，可承受注水载荷和地震载荷；2)侧壁上设置流水孔，不损失其保温性能，且能平衡内外压差；3)基座底部设置有熔融物热电偶探测器，对严重事故进程进行实时监控；4)外侧壁的外层上连接有支撑件，具备调整功能，吸收混凝土墙的施工偏差；5)基座底部采用锥台式结构，并配合可作支撑的环梁和长梁，可满足检修和在役检查需要。

Description

核电站反应堆压力容器保护装置
技术领域
本实用新型涉及核电站反应堆安全保障装置，更具体地说，本实用新型涉及一种核电站反应堆压力容器保护装置。
背景技术
核电站反应堆压力容器保护装置主要用于反应堆压力容器正常运行时，对其高温外表面发射出来的热量进行隔离，起隔热作用，减少散热损失，同时保障反应堆堆腔与混凝土屏蔽，避免因过热而引起混凝土承载能力降低而导致反应堆压力容器的损坏。
请参照图1所示，中国核动力设计院提出了可实现反应堆压力容器外部冷却的核电站反应堆压力容器保护装置，其安装于反应堆压力容器2’和混凝土墙5’之间，核电站反应堆压力容器保护装置1’的底部设有冷却剂进口组件6’，上端侧壁上设有冷却剂出口组件8’。核电站反应堆压力容器保护装置1’的内壁上固定有衬板3’，底部结构为半球形，底部下方设有竖直支承梁4’。
核电站反应堆压力容器保护装置的底部除了进口组件6’之外，没有任何其他贯穿开孔，支承梁4’亦无调整功能，此外，反应堆压力容器2’就位于反应堆支承臂7’上。
现有核电站反应堆压力容器保护装置存在以下缺陷：1)由于支承梁结构无调节功能，因此，安装时无法适应混凝土墙的施工偏差；2)底部结构为半球形且除了进口组件外无其他贯穿开孔，导致其不具有通用性，例如，无法适用于底部有贯穿件结构的反应堆压力容器；3)由于底部采用竖直支承结构，难以实现在役检查；4)出口组件位于反应堆支承臂的下部，无法定期检查开启性能。
有鉴于此，确有必要提供一种新型核电站反应堆压力容器保护装置，以克服上述缺陷。
实用新型内容
本实用新型的目的在于：提供一种结构简单，并能克服上述缺陷的核电站反应堆压力容器保护装置。
为了实现上述发明目的，本实用新型提供了一种核电站反应堆压力容器保护装置，安装于反应堆压力容器和堆坑之间，其包括基座、自基座的侧边向同一侧外延的侧壁，基座的底部设有进口组件，侧壁在远离基座的一端开设有出口组件，侧壁为双层结构，包括内侧壁和外侧壁，侧壁上还设置有流水孔。
作为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的一种改进，所述基座呈锥台式结构，基座的部分平坦处设有贯穿孔。
作为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的一种改进，所述外侧壁的外层上连接有支撑件，支撑件包括与外侧壁用螺栓连接的固定块、与堆坑连接的三角固定架，以及放置于固定块和三角固定架之间的垫板。
作为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的一种改进，所述反应堆压力容器设有支撑环，所述出口组件位于支撑环的上侧。
作为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的一种改进，所述基座上设有熔融物热电偶连接装置和检查窗口。
作为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的一种改进，所述基座的底部设有可作支撑的环梁和长梁。
作为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的一种改进，所述核电站反应堆压力容器保护装置的截面轮廓呈未封闭的矩形。
与现有技术相比，本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置具有以下有益技术效果：
1)双层结构的侧壁，可承受注水载荷和地震载荷；
2)侧壁上设置流水孔，不损失其保温性能，且能平衡内外压差；
3)基座底部设置有熔融物热电偶探测器，对严重事故进程进行实时监控；
4)外侧壁的外层上连接有支撑件，具备调整功能，吸收混凝土墙的施工偏差；
5)基座底部采用锥台式结构，并配合可作支撑的环梁和长梁，满足检修和在役检查需要。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置及其有益技术效果进行详细说明，其中：
图1为现有核电站反应堆压力容器保护装置的结构示意图。
图2为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的结构示意图。
图3为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的支撑件的立体图。
图4为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的环梁和长梁的立体图。
图5为本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置的部分侧壁的结构示意图。
图6为图2中部分组件F方向的结构示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型的发明目的、技术方案和有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型，并不是为了限定本实用新型。
请参照图2至图6所示，本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置4，安装于反应堆压力容器8和堆坑6之间，其包括基座2、自基座2的侧边向同一侧外延的侧壁，基座2的底部设有进口组件1，侧壁在远离基座2的一端开设有出口组件10。侧壁为双层结构，其包括内侧壁和外侧壁，侧壁上还设置有流水孔12，流水孔12可平衡侧壁内外注水压差。由于侧壁为双层结构，因此，可承受较强的注水载荷和地震载荷。
核电站反应堆压力容器保护装置的截面轮廓呈未封闭的矩形，矩形轮廓的底部处即为基座2，基座2呈锥台式结构，基座2的部分平坦处设有贯穿孔，以适应压力容器内堆芯测量管座5穿过。
核电站反应堆压力容器保护装置4的外侧壁的外层上连接有支撑件7，支撑件7包括与外侧壁用螺栓连接的固定块、与堆坑连接的三角固定架，以及放置于固定块和三角固定架之间的垫板11，三角固定架与堆坑墙体中预埋的钢板焊接在一起。垫板11的厚度可以调节，以吸收混凝土墙体建造的偏差。
本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置4的进口组件1和出口组件10均为盖板结构，盖板采用不锈钢板，拼焊成密封结构，里面填充非金属保温层材料，其与基座2和侧壁均为铰链连接。正常工况下，前述的盖板不会打开，事故工况下依靠内外压差打开。此外，反应堆压力容器设有支撑环9，出口组件10位于支撑环9的上侧，这样，可方便随时人工打开进口组件1、出口组件10进行安全检查。
基座2上还设有熔融物热电偶连接装置3和检查窗口，基座2的底部设有可作支撑的环梁和长梁，因此可满足检修和在役检查需要。
结合以上对本实用新型的详细描述可以看出，相对于现有技术，本实用新型核电站反应堆压力容器保护装置具有以下优点：
1)双层结构的侧壁，可承受注水载荷和地震载荷；
2)侧壁上设置流水孔，不损失其保温性能，且能平衡内外压差；
3)基座底部设置有熔融物热电偶探测器，对严重事故进程进行实时监控；
4)外侧壁的外层上连接有支撑件，具备调整功能，吸收混凝土墙的施工偏差；
5)基座底部采用锥台式结构，并配合可作支撑的环梁和长梁，满足检修和在役检查需要。
根据上述说明书的揭示和教导，本实用新型所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本实用新型构成任何限制。

Claims (7)

1.一种核电站反应堆压力容器保护装置，安装于反应堆压力容器和堆坑之间，其包括基座、自基座的侧边向同一侧外延的侧壁，基座的底部设有进口组件，侧壁在远离基座的一端开设有出口组件，其特征在于：所述侧壁为双层结构，包括内侧壁和外侧壁，侧壁上还设置有流水孔。
2.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器保护装置，其特征在于：所述基座呈锥台式结构，基座的部分平坦处设有贯穿孔。
3.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器保护装置，其特征在于：所述外侧壁的外层上连接有支撑件，支撑件包括与外侧壁用螺栓连接的固定块、与堆坑连接的三角固定架，以及放置于固定块和三角固定架之间的垫板。
4.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器保护装置，其特征在于：所述反应堆压力容器设有支撑环，所述出口组件位于支撑环的上侧。
5.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器保护装置，其特征在于：所述基座上设有熔融物热电偶连接装置和检查窗口。
6.根据权利要求1所述的核电站反应堆压力容器保护装置，其特征在于：所述基座的底部设有可作支撑的环梁和长梁。
7.根据权利要求1至6中任一项所述的核电站反应堆压力容器保护装置，其特征在于：所述核电站反应堆压力容器保护装置的截面轮廓呈未封闭的矩形。
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