CN203607103U - 反应堆压力容器用密封环 - Google Patents
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Abstract
本实用新型公开一种反应堆压力容器用密封环，其包括呈中空圆环状的包覆层、中间层及内置层，中间层容置于包覆层的中空结构内且紧贴包覆层的内壁，内置层容置于中间层的中空结构内并紧贴中间层的内壁，包覆层、中间层及内置层的截面均呈C形结构，内置层为通过一呈圆柱形的丝材绕制形成的呈圆环状且首尾相焊接的螺旋并紧弹簧，螺旋并紧弹簧紧贴于中间层的内壁后其与中间层的内壁之间还具有空隙。密封环在螺栓预紧力作用下呈压紧状态，其与密封面紧密贴合起到密封作用；当介质压力或/和温度变化时，螺旋并紧弹簧的压缩-回弹特性保持密封性能的稳定，以保证压力容器的密封性能，其还能适应核电站高温、高压以及瞬时大温差、压力波动工况，且生产及使用成本低。
Description
技术领域
本实用新型涉及核电站反应堆压力容器密封领域，尤其涉及一种反应堆压力容器用密封环。
背景技术
目前，压水堆是核电站的主流堆型，全世界约60%的反应堆都是压水堆，压水堆核电站一般分为两个回路：一回路系统及二回路系统，一回路系统称为核岛部分，二回路系统是常规岛部分，具有汽轮机部分和发电机部分。压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽，从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器，这就是二回路循环系统。
其中，核电站反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，筒体和顶盖之间通过筒体法兰、顶盖法兰和密封件实现密封连接。密封件的存在保证了压力容器内冷却剂的泄漏量能够维持在允许的范围内。目前，我国核电站反应堆压力容器所使用的密封件及其所使用的材料均为国外产品，由于该产品为与核安全相关的重要产品，故核电运营单位应用国内产品的难度较大。然而，一套压力容器密封件的成本需要几十万，且每开一次反应堆顶盖就需要更换一套密封件，由此造成了密封件的高成本。因此，密封件国产化不仅在经济效益上有重大意义，而且也对中国核电国产化进程具有重要的战略意义。
另外，核电站机组正常运行时，要求密封件能够承受高温、高压工况；机组启停堆时，密封件要承受升/降温速率达到28℃/h的大温差作用，而且在某些情况下，瞬态温差还有可能达到128℃；另外，在机组正常运行的某些瞬态工况下，密封件还要承受压力波动的作用。因此对密封件的密封性能提出了很高的要求，这些要求是常规密封件所不能满足的。此外，压力容器内的冷却剂具有高放射性，如果发生泄漏将会严重威胁社会的安全。
因此，有必要研制一种能够适应核电站高温、高压以及瞬时大温差、压力波动工况的密封件，保证反应堆压力容器的密封性能，以保证核电站的安全运行，同时降低成本。
实用新型内容
本实用新型的目的在于提供一种能够适应核电站高温、高压以及瞬时大温差、压力波动工况的密封环，保证反应堆压力容器的密封性能，以保证核电站的安全运行，同时降低成本。
为实现上述目的，本实用新型的技术方案为：提供一种反应堆压力容器用密封环，所述密封环呈圆环状，且所述密封环包括呈中空圆环状的包覆层、中间层及内置层，所述中间层容置于所述包覆层的中空结构内且紧贴所述包覆层的内壁，所述内置层容置于所述中间层的中空结构内并紧贴所述中间层的内壁，且所述包覆层、所述中间层及所述内置层的截面均呈C形结构，其中，所述内置层为通过一呈圆柱形的丝材绕制形成的呈圆环状的螺旋并紧弹簧，所述螺旋并紧弹簧的首尾端相焊接，且所述螺旋并紧弹簧紧贴于所述中间层的内壁后，所述螺旋并紧弹簧与所述中间层的内壁之间还具有空隙。
较佳地，所述中间层通过一镍铬铁合金材质的带材成型，且所述带材的首尾端相焊接。
较佳地，所述包覆层通过一银带成型，且所述银带的首尾端相焊接。
较佳地，所述密封环的有效回弹量大于等于0.20毫米，且所述密封环的总回弹量大于等于0.25毫米。
较佳地，所述密封环承受的升降温速率大于等于28℃/h。
较佳地，升降温过程中，所述密封环的泄漏率小于等于0.1L/h;温度、压力稳定时，所述密封环无泄漏。
较佳地，所述包覆层沿其周向开设有第一开口，所述中间层沿其周向开设有第二开口，所述第一开口与所述第二开口相对应并连通。
与现有技术相比，由于本实用新型的反应堆压力容器用密封环，其包括呈中空圆环状的包覆层、中间层及内置层，所述中间层容置于所述包覆层的中空结构内且紧贴所述包覆层的内壁，所述内置层容置于所述中间层的中空结构内并紧贴所述中间层的内壁，且所述包覆层、所述中间层及所述内置层的截面均呈C形结构，其中，所述内置层为通过一呈圆柱形的丝材绕制形成的呈圆环状的螺旋并紧弹簧，所述螺旋并紧弹簧的首尾端相焊接，且所述螺旋并紧弹簧紧贴于所述中间层的内壁后，所述螺旋并紧弹簧与所述中间层的内壁之间还具有空隙。工作时，密封环在螺栓预紧力作用下呈压紧状态，其与密封面紧密贴合起到密封作用；当介质压力或/和温度出现变化时，由螺旋并紧弹簧的压缩-回弹特性保持密封性能的稳定性，从而保证反应堆压力容器的密封性能，确保核电站的安全运行，并能够适应核电站高温、高压以及瞬时大温差、压力波动工况，且生产及使用成本低。
附图说明
图1是本实用新型密封环的结构示意图。
图2是沿图1中A-A线的剖视图。
图3是沿图2中B-B线的剖视图。
图4是本实用新型密封环的压缩-回弹特性曲线图。
图5是装设有本实用新型密封环的反应堆压力容器的剖视图。
图6是图5中A部分的放大示意图。
图7是图6中B部分的放大示意图。
具体实施方式
现在参考附图描述本实用新型的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。本实用新型提供的密封环1，能够适应核电站高温、高压以及瞬时大温差、压力波动工况，保证反应堆压力容器的密封性能，以确保核电站的安全运行，同时降低成本。
如图1所示，本实用新型所提供的反应堆压力容器用密封环1，其呈圆环状，且本实用新型密封环1为大直径密封环，优选地，本实用新型所述密封环1主要是直径为3983.1mm、4071.1mm两种型号的密封环。
如图1-图3所示，所述密封环1包括呈中空圆环状的包覆层11、中间层12及内置层13，所述中间层12容置于所述包覆层11的中空结构内且紧贴所述包覆层11的内壁，所述内置层13容置于所述中间层12的中空结构内并紧贴所述中间层12的内壁，且所述包覆层11、所述中间层12及所述内置层13的截面均呈C形结构（见图2），故本实用新型密封环1又称为C型密封环。
本实用新型所述密封环1，中间层12紧密地包覆于内置层13外，中间层12用于隔离介质与环境，起到密封作用；包覆层11紧密地包覆于中间层12外，包覆层11具有高塑性从而使其与中间层12的密封面接触时起到弥合作用。具体地，所述包覆层11沿其周向开设有第一开口111，所述中间层12沿其周向开设有第二开口121，包覆层11包覆于中间层12外后，所述第一开口111与所述第二开口121相对应并连通成一个整体的开口（见图2）；因此，所述包覆层11、所述中间层12的截面均呈C形结构；密封环1安装后，第一开口111与所述第二开口121位于密封环1的承压侧相对面（详见后述），用以适应介质工况变化时密封面的形变。
如图2、图3所示，所述内置层13是通过一呈圆柱形的丝材绕制形成的呈圆环状的螺旋并紧弹簧，所述螺旋并紧弹簧的首尾相焊接；因此，内置层13的截面呈C形结构。螺旋并紧弹簧容置于中间层12后，所述螺旋并紧弹簧紧贴于所述中间层12的内壁；但由于螺旋并紧弹簧是由呈圆柱形的丝材绕制形成的，因此，其外表面呈波纹状，而并非为光滑的曲面，所以所述螺旋并紧弹簧的外表面与所述中间层12的内壁之间还具有一定空隙14（见图3）。
本实用新型中，所述螺旋并紧弹簧采用镍基高温合金材质的丝材绕制形成，所述镍基高温合金中，钴的质量百分比含量小于等于0.1%，铜的质量百分比含量小于等于0.2%，且所述镍基高温合金丝材的晶粒度等级大于等于5级。优选地，所述丝材的材质为GH4145合金，GH4145合金主要是以γ＇相进行时效强化的镍基高温合金，其在980℃以下具有良好的耐腐蚀和抗氧化性能，在800℃以下具有较高的强度，在540℃以下具有较好的耐松弛性能，同时还具有良好的成形性能和焊接性能。该合金主要用于制造在800℃以下工作并要求强度较高的耐松弛的平面弹簧和螺旋弹簧。因此，采用该材质的丝材制造本实用新型螺旋并紧弹簧，其具有良好的回弹特性，从而提升密封性能。
另外，本实用新型中镍基高温合金丝材在用于绕制螺旋并紧弹簧以前，需要对其进行涡流检测，以保证丝材及螺旋并紧弹簧的质量。
本实用新型所述中间层12通过一镍铬铁合金材质的带材制成，所述带材的首尾相焊接，从而使整根带材只有一个焊接接头。其中，在镍铬铁合金中，钴的质量百分比含量小于等于0.1%，铜的质量百分比含量小于等于0.2%，且所述镍铬铁合金带材的晶粒度等级大于等于5级。优选地，中间层12采用GH600带材制成；GH600带材形成圆环状后，再将带材的两端焊接，因此整根带材只有一个焊接接头。由于GH600合金是镍-铬-铁基固溶强化合金，因此具有良好的耐高温腐蚀和抗氧化性能，并具有优良的冷热加工和焊接性能，其在700℃以下具有满意的热强性和高塑性，因此，中间层12起到很好的隔离介质与环境的作用，起到良好的密封作用。
优选地，所述包覆层11通过银带制成，所述银带的首尾相焊接，因此，整根银带只有一个焊接接头。且银带中银的纯度大于等于99.99%，并要求银有非常低的含气量。由于银的硬度小于镍铬铁合金的硬度，因此，包覆层11具有高塑性，从而使其与中间层12的密封面接触时起到较好的弥合作用。
本实用新型所述密封环1的包覆层11通过银带制成，中间层12通过镍铬铁合金材质的带材制成，内置层13采用GH4145合金制成，包覆层11、中间层12及内置层13均采用国产材料制成，相较于现有技术中采用国外材料来制备的密封环，不仅生产及使用成本大幅降低，且对中国核电国产化进程具有重要的战略意义。
为检验本实用新型密封环1的力学性能和密封性能，还需对本实用新型密封环1进行载荷-位移特性曲线测定试验及大温差梯度热循环试验，下面分别进行说明。
参阅图4所示，为了检验本实用新型密封环1的压缩性和回弹性，需要对所述密封环1进行载荷-位移特性曲线测定试验；通过C型密封环1进行载荷-位移特性曲线试验，可以测得密封环1的压缩量和回弹量。
如图4所示的密封环1的压缩-回弹特性曲线中，当达到初始密封状态时，密封环1的压缩量为e0mm，此时密封环1所必需的单位长度上的紧固载荷为Y0N/mm；当密封环1保持密封状态，且呈压缩状态时，密封环1的最佳压缩量（即，工作点压缩量）为e2mm，对应地，此时密封环1单位长度上的紧固载荷为Y2N/mm；而密封环1保证密封状态的极限压缩量为ec mm；在e0-e2组成的区间内，氦真空随机单孔漏率小于1.33×l0-9Pa.m3/s。
另外，从上述压缩-回弹特性曲线中还可看到，从压缩状态e2处卸载至密封失效时，密封环1对应的压缩量为e1mm，相应地，此时密封环1单位长度上的紧固载荷为Y1N/mm；而当密封环1卸载至零时，密封环1对应的永久变形量为e1`mm；本实用新型密封环1的压缩-回弹特性为：有效回弹量L1（即e2-e1）大于等于0.20毫米，且所述密封环1的总回弹量L2（即e2-e1`）大于等于0.25毫米。
另外，为了验证C型密封环1在实际使用工况下的性能，还需对密封环1进行大温差梯度热循环试验。根据实际核电站一回路的热力工况和反应堆压力容器中密封环1的安装结构，对密封环1进行大温差梯度热循环试验时，最高压力为15.5MPa，最高温度为343±5℃，循环次数≥30次，升降温速率≥28℃/h。试验时，在升降温过程中，泄漏率必须≤0.1L/h;当温度、压力均稳定时，密封环1不发生任何泄漏和异常现象，这样密封环1才覆合验收标准。因此，本实用新型密封环1所能承受的升降温速率≥28℃。
下面参阅图5-图7所示，对本实用新型密封环1的具体应用进行说明。
如图5所示，核电站反应堆压力容器2包括筒体21和顶盖22，其中，筒体21设置有冷却剂进出口管嘴212，且筒体21的上端设置有筒体法兰211，顶盖22上设置有与筒体法兰211相对应的顶盖法兰221，筒体21和顶盖22通过筒体法兰211、顶盖法兰221相密封连接，且筒体法兰211、顶盖法兰221之间设置有至少一道密封环1。
参阅图5-图7所示，本实施例中，筒体法兰211、顶盖法兰221之间设置有两道密封环1。具体地，在顶盖法兰221上开设有与密封环1相对应的容置槽222，密封环1对应容置于所述容置槽222内，且在容置槽222的一侧还设置有固定件3以固定密封环1。其中，固定件3包括紧固螺钉31及固定夹32，固定夹32具有一固定部321，从固定部321的一端弯折延伸形成一夹持部322，固定部321通过紧固螺钉31固定于顶盖法兰221上，夹持部322向容置槽222内延伸并抵压于密封环1的外壁上，且密封环1上的第一开口111、第二开口121位于远离夹持部322的一侧，也即第一开口111、第二开口121位于承压侧的相对面。工作时，密封环1在螺栓预紧力作用下呈现压紧状态，与密封面紧密贴合起到密封作用；当介质压力或/和温度出现变化时，由内置的螺旋并紧弹簧的压缩-回弹特性保持密封性能的稳定性。
本实用新型所述压力容器2长期工作在高温（一般为310℃）、高压（一般为343℃）工况下，还会有短时的压力波动，机组启停堆时，密封环1能承受升/降温速率28℃/h的大温差作用，并能承受128℃瞬态温差的大温差作用，密封环1的存在很好的实现了反应堆压力容器2的密封作用。
由于本实用新型的反应堆压力容器用密封环1，其包括呈中空圆环状的包覆层11、中间层12及内置层13，所述中间层12容置于所述包覆层11的中空结构内且紧贴所述包覆层11的内壁，所述内置层13容置于所述中间层12的中空结构内并紧贴所述中间层12的内壁，且所述包覆层11、所述中间层12及所述内置层13的截面均呈C形结构，其中，所述内置层13为通过一呈圆柱形的丝材绕制形成的呈圆环状的螺旋并紧弹簧，所述螺旋并紧弹簧的首尾相焊接，且所述螺旋并紧弹簧紧贴于所述中间层12的内壁后，所述螺旋并紧弹簧与所述中间层12的内壁之间还具有空隙14。工作时，密封环1在螺栓预紧力的作用下呈压紧状态，其与密封面紧密贴合起到密封作用；当介质压力或/和温度出现变化时，由螺旋并紧弹簧的压缩-回弹特性保持密封性能的稳定性，从而保证反应堆压力容器2的密封性能，确保核电站的安全运行，并能够适应核电站高温、高压以及瞬时大温差、压力波动工况；另外，采用国产化的原材料生产所述密封环1，不仅能大幅降低密封环1的生产及使用成本，且对中国核电国产化进程具有重要的战略意义。
本实用新型反应堆压力容器2的其他结构为本领域普通技术人员所熟知，在此不再做详细的说明。
以上所揭露的仅为本实用新型的优选实施例而已，当然不能以此来限定本实用新型之权利范围，因此依本实用新型申请专利范围所作的等同变化，仍属本实用新型所涵盖的范围。
Claims (7)
1.一种反应堆压力容器用密封环，所述密封环呈圆环状，其特征在于：所述密封环包括呈中空圆环状的包覆层、中间层及内置层，所述中间层容置于所述包覆层的中空结构内且紧贴所述包覆层的内壁，所述内置层容置于所述中间层的中空结构内并紧贴所述中间层的内壁，且所述包覆层、所述中间层及所述内置层的截面均呈C形结构，其中，所述内置层为通过一呈圆柱形的丝材绕制形成的呈圆环状的螺旋并紧弹簧，所述螺旋并紧弹簧的首尾端相焊接，且所述螺旋并紧弹簧紧贴于所述中间层的内壁后，所述螺旋并紧弹簧与所述中间层的内壁之间还具有空隙。
2.如权利要求1所述的反应堆压力容器用密封环，其特征在于：所述中间层通过一镍铬铁合金材质的带材成型，且所述带材的首尾端相焊接。
3.如权利要求1所述的反应堆压力容器用密封环，其特征在于：所述包覆层通过一银带成型，且所述银带的首尾端相焊接。
4.如权利要求1所述的反应堆压力容器用密封环，其特征在于：所述密封环的有效回弹量大于等于0.20毫米，且所述密封环的总回弹量大于等于0.25毫米。
5.如权利要求1所述的反应堆压力容器用密封环，其特征在于：所述密封环承受的升降温速率大于等于28℃/h。
6.如权利要求1所述的反应堆压力容器用密封环，其特征在于：升降温过程中，所述密封环的泄漏率小于等于0.1L/h;温度、压力稳定时，所述密封环无泄漏。
7.如权利要求1所述的反应堆压力容器用密封环，其特征在于：所述包覆层沿其周向开设有第一开口，所述中间层沿其周向开设有第二开口，所述第一开口与所述第二开口相对应并连通。
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| CN201320764415.7U CN203607103U (zh) | 2013-11-27 | 2013-11-27 | 反应堆压力容器用密封环 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
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Family
ID=50719766
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201320764415.7U Expired - Lifetime CN203607103U (zh) | 2013-11-27 | 2013-11-27 | 反应堆压力容器用密封环 |
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| Country | Link |
|---|---|
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105719705A (zh) * | 2014-12-01 | 2016-06-29 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水反应堆整体水力模拟试验中的出口接管 |
| CN107606152A (zh) * | 2017-08-29 | 2018-01-19 | 浙江工业大学 | 一种压力容器法兰密封的弹簧增强补偿结构 |
-
2013
- 2013-11-27 CN CN201320764415.7U patent/CN203607103U/zh not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105719705A (zh) * | 2014-12-01 | 2016-06-29 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水反应堆整体水力模拟试验中的出口接管 |
| CN107606152A (zh) * | 2017-08-29 | 2018-01-19 | 浙江工业大学 | 一种压力容器法兰密封的弹簧增强补偿结构 |
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