CN219349805U - 一种核燃料水池下方仪表盖板 - Google Patents
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Abstract
本实用新型属于核电安全技术领域，具体涉及一种核燃料水池下方仪表盖板，仪表盖板包括仪表盖板本体、丁腈橡胶密封圈和堵头；仪表盖板本体与反应堆水池本体之间通过丁腈橡胶密封圈进行密封，两道丁腈橡胶密封圈之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道尽头设计安装有堵头。本实用新型仪表盖板本体与反应堆水池本体之间设置有两道丁腈橡胶密封圈密封，在两道密封圈之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道上设置有堵头，通过通入压缩空气实现密封检测功能，有效提高了核仪表盖板丁腈橡胶密封件老化更换后的设备可靠性，降低了核燃料水池满水状态下核仪表盖板泄漏的几率，有效避免核电站换料检修工作的时间延误。
Description
技术领域
本实用新型属于核电安全技术领域，具体涉及一种核燃料水池下方仪表盖板。
背景技术
某型号的核电站机组燃料水池底部布置有用于连续监测核反应堆功率、功率水平及分布变化的探测器，并且设置有专用核仪表盖板保护探测装置免于水池含硼介质渗入侵蚀。现阶段使用的核仪表盖板制造并安装至现场后，核电站机组燃料水池内水位上升前没有检漏手段，主要凭借安装工人的工作经验保证安装效果，缺乏有效的安装质量控制手段。
实用新型内容
本实用新型的目的是提供一种核燃料水池下方仪表盖板，仪表盖板本体与反应堆水池本体之间设置有两道丁腈橡胶密封圈密封，在两道密封圈之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道上设置有堵头，通过通入压缩空气实现密封检测功能，有效提高了核仪表盖板丁腈橡胶密封件老化更换后的设备可靠性，降低了核燃料水池满水状态下核仪表盖板泄漏的几率，有效避免核电站换料检修工作的时间延误。
实现本实用新型目的的技术方案：
一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：该仪表盖板包括仪表盖板本体、丁腈橡胶密封圈和堵头；
仪表盖板本体与反应堆水池本体之间通过丁腈橡胶密封圈进行密封，两道丁腈橡胶密封圈之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道尽头设计安装有堵头。
所述的仪表盖板本体上设有盖板开启装置。
所述的仪表盖板本体上设有铰链。
所述的仪表盖板本体与反应堆水池本体之间通过紧固螺钉紧固连接。
所述的仪表盖板本体上开有两道沟槽，沟槽内装有丁腈橡胶密封圈，与反应堆水池本体之间通过两道丁腈橡胶密封圈进行密封。
所述的仪表盖板本体呈圆形盖板样式。
所述的仪表盖板本体外形尺寸φ500，最大承压0.98MPa。
所述的堵头有1个，尺寸M8，用于气源通道的密封。
本实用新型的有益技术效果在于：
本实用新型仪表盖板本体与反应堆水池本体之间设置有两道丁腈橡胶密封圈密封，在两道密封圈之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道上设置有堵头，通过通入压缩空气实现密封检测功能，有效提高了核仪表盖板丁腈橡胶密封件老化更换后的设备可靠性，降低了核燃料水池满水状态下核仪表盖板泄漏的几率，有效避免核电站换料检修工作的时间延误。
附图说明
图1为本实用新型所提供的一种核燃料水池下方仪表盖板示意图；
图2为本实用新型所提供的一种核燃料水池下方仪表盖板A-A截面示意图；
图中：1-反应堆水池本体；2-仪表盖板本体；3-紧固螺钉；4-密封圈；5-堵头；6-铰链；7-支撑连接；8-盖板开启装置。
具体实施方式
为了使本领域的技术人员更好地理解本实用新型，下面将结合本实用新型实施例中的附图对本实用新型实施例中的技术方案进行清楚、完整的描述。显而易见的，下面所述的实施例仅仅是本实用新型实施例中的一部分，而不是全部。基于本实用新型记载的实施例，本领域技术人员在不付出创造性劳动的情况下得到的其它所有实施例，均在本实用新型保护的范围内。
如图1和图2所示，本实用新型所提供的一种核燃料水池下方仪表盖板，该仪表盖板包括仪表盖板本体2、丁腈橡胶密封圈4和堵头5；
仪表盖板本体2与反应堆水池本体1之间通过丁腈橡胶密封圈4进行密封，两道丁腈橡胶密封圈4之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道尽头设计安装有堵头5。
仪表盖板本体2上开有两道沟槽，沟槽内装有丁腈橡胶密封圈4，与反应堆水池本体1之间通过两道丁腈橡胶密封圈4进行密封，两道丁腈橡胶密封圈4之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道尽头设计为螺纹连接形式并装有堵头5。
在机组换料大修期间，操作盖板开启装置8将仪表盖板本体2处于闭合状态，按照规定力矩旋紧紧固螺钉3。旋开堵头5，通过螺纹连接外接压缩空气管，压空气源向两道丁腈橡胶密封圈4之间的密闭空腔内输入压力为0.6～0.8MPa的压缩空气，通过观察外接压缩空气压力仪表数值变化，判断仪表盖板本体2检修质量是否合格以及设备是否可靠。
如果外接压缩空气压力仪表数值呈现下降趋势，则旋松紧固螺钉3，操作盖板开启装置8，通过铰链6转动，打开核仪表盖板检查丁腈橡胶密封圈4外观及沟槽情况。消除问题或更换丁腈橡胶密封圈4后，重新关闭仪表盖板本体2，重复以上操作，直至密封试验合格。
仪表盖板本体2作为主体部分，采用抗含硼介质腐蚀材料，呈圆形盖板样式；
紧固螺钉3用于仪表盖板本体2与反应堆水池本体1紧固连接，两者之间通过丁腈橡胶密封圈4进行密封，两道丁腈橡胶密封圈4之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道尽头设计为螺纹连接形式并装有堵头5。
改良型核燃料水池下方仪表盖板关闭情况下打开堵头5，通过连接接气管螺纹，由接头处接入气泵及压力表，利用保压试验验证盖板密封性，确保核燃料水池满水状态下仪表盖板本体2下方的核仪表不受侵蚀。核燃料水池下方核仪表需进行定期校验时，通过盖板开启装置8及铰链6将盖板掀起，进入下方检查仪表状态。
仪表盖板本体2外形尺寸φ500，仪表盖板本体2所有结构构件及其密封制作均采用不锈钢00Gr19Ni10材质，设计最大承压0.98MPa，可满足堆芯水池水位达到最高后形成的压力要求；
堵头5共计1个，尺寸M8，用于气源通道的密封；
丁腈橡胶密封圈4共2个。
上面结合附图和实施例对本实用新型作了详细说明，但是本实用新型并不限于上述实施例，在本领域普通技术人员所具备的知识范围内，还可以在不脱离本实用新型宗旨的前提下作出各种变化。本实用新型中未作详细描述的内容均可以采用现有技术。
Claims (8)
1.一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：该仪表盖板包括仪表盖板本体(2)、丁腈橡胶密封圈(4)和堵头(5)；
仪表盖板本体(2)与反应堆水池本体(1)之间通过丁腈橡胶密封圈(4)进行密封，两道丁腈橡胶密封圈(4)之间形成密闭空腔，在空腔内开有通气通道，通气通道尽头设计安装有堵头(5)。
2.根据权利要求1所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的仪表盖板本体(2)上设有盖板开启装置(8)。
3.根据权利要求2所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的仪表盖板本体(2)上设有铰链(6)。
4.根据权利要求3所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的仪表盖板本体(2)与反应堆水池本体(1)之间通过紧固螺钉(3)紧固连接。
5.根据权利要求4所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的仪表盖板本体(2)上开有两道沟槽，沟槽内装有丁腈橡胶密封圈(4)，与反应堆水池本体(1)之间通过两道丁腈橡胶密封圈(4)进行密封。
6.根据权利要求5所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的仪表盖板本体(2)呈圆形盖板样式。
7.根据权利要求6所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的仪表盖板本体(2)外形尺寸φ500，最大承压0.98MPa。
8.根据权利要求7所述的一种核燃料水池下方仪表盖板，其特征在于：所述的堵头(5)有1个，尺寸M8，用于气源通道的密封。
Priority Applications (1)
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Applications Claiming Priority (1)
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2022
- 2022-12-12 CN CN202223332656.2U patent/CN219349805U/zh active Active
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