一种便于更换的核反应堆导向隔热套的制作方法

本发明涉及导向隔热套，尤其涉及一种便于更换的核反应堆导向隔热套。

背景技术：

1、近五年，我国全国发电量年均增速超过5％，其中核电年均增速超13％，进入核电建设高峰期。在建设新反应堆的同时，早先投产的反应堆正在逐步老化。为减少设备故障导致的经济损失、确保核安全，核能行业投入了巨大的资源，研究反应堆的老化机理和应对老化的技术手段。

2、如图1所示，压水型反应堆的上部结构一般由顶盖贯穿件101、导向隔热套102、上部堆内构件导向筒103、控制棒驱动机构104、反应堆压力容器顶盖105、堆内构件上支承板106等主要部件组成。本发明是针对其中“导向隔热套102”部件的结构改进。

3、图2示出了控制棒驱动机构钩爪部件201、导向隔热套顶部法兰202、控制棒驱动机构顶盖贯穿件203、反应堆压力容器顶盖204、控制棒驱动机构驱动杆部件205、导向隔热套底部喇叭口206。导向隔热套安装在控制棒驱动机构的下方，放置在顶盖贯穿件的内部，其顶部为法兰盘、中部为圆柱形的套管、底部为喇叭形开口，通常由不锈钢棒材机加工制作。导向隔热套的作用有两个方面：其一是阻断顶盖以下高温水和控制棒驱动机构腔内低温水之间的热对流，从而降低控制棒驱动机构的温度、减少堆顶热损失；其二是在反应堆扣盖操作期间，使驱动杆能够容易地插入导向隔热套底部的喇叭口，顺利地进入控制棒驱动机构内部。目前广泛使用的导向隔热套与控制棒驱动机构钩爪部件一起安装、封闭在一回路压力边界内，一般情况下不能更换。

4、如图2所示，目前反应堆上使用的导向隔热套与控制棒驱动机构钩爪部件一起封装在密封壳内，其顶部法兰盘直径大于顶盖贯穿件内径、无法通过贯穿件更换。

5、图3至图5示出了初始状态、故障发展、失效状态。如图3所示，在反应堆初始安装的状态下，导向隔热套顶部法兰盘坡面与控制棒驱动机构顶盖贯穿件内部的“杯座”状坡面互相接触，支撑着整个导向隔热套的自重。在反应堆运行期间，由于堆内上腔室流致振动的作用，导向隔热套长期处于“微动”状态，导致其顶部法兰坡面与顶盖贯穿件杯座坡面互相摩擦，接触部位出现材料损失，导向隔热套的高度随着磨损而缓缓下降。在故障发展到极限状态时(大约在反应堆运行二十年后)，隔热套顶部法兰盘被彻底磨穿、在杯座内留下圆环状的残部，其余部分失去支撑向下跌落，直至底部的喇叭口与堆内构件导向套碰撞。在上述极限状态下，导向隔热套失效后的残留部分会与控制棒驱动机构驱动杆的垂直运动发生干涉、卡住驱动杆的运动，导致控制棒组件无法落入堆芯，引起核安全风险。

6、针对上述导向隔热套失效机理，核电行业研发了相应的故障检测和危害预防措施。在检测方面，长期服役的反应堆在每次大修开盖期间均需测量所有导向隔热套的高度，从而及时掌握其磨损量，防止在下一个运行周期内发生失效；在维护预防方面，部分反应堆在堆内构件导向筒顶部或导向隔热套法兰下部加装了补偿段，用于对导向隔热套进行辅助支撑，阻止其跌落。

7、我国能源结构中核能占比逐年上升，反应堆设备的老化管理日益重要。压水型反应堆内安装有导向隔热套，起到减少堆顶热损失、反应堆扣盖导向的重要作用。导向隔热套在反应堆运行期间承受流致振动引起的微动磨损，失效模式危害核安全。

技术实现思路

1、本发明的目的在于提供一种便于更换的核反应堆导向隔热套，解决现有导向隔热套难以更换、且失效周期(约20年)远短于反应堆寿期(40年以上)的问题。

2、为了实现上述目的，本发明提供如下技术方案：

3、一种便于更换的核反应堆导向隔热套，包括上部组件和下部组件，所述上部组件具有上部柔性法兰和延伸部，所述下部组件具有下部喇叭罩和支撑筒，所述支撑筒装入所述延伸部内以使所述上部柔性法兰张开。

4、作为一种可实施的方式，所述上部柔性法兰上具有法兰盘。

5、作为一种可实施的方式，所述法兰盘为分瓣式结构，每瓣根部互相连接。

6、作为一种可实施的方式，所述延伸部为圆柱形通孔结构。

7、作为一种可实施的方式，所述延伸部的底部具有突出部，所述突出部的径向尺寸大于所述延伸部的中部径向尺寸。

8、作为一种可实施的方式，所述突出部内设有内螺纹。

9、作为一种可实施的方式，所述下部喇叭罩具有圆柱形通孔延伸段和凸台，所述凸台上设有外螺纹，所述外螺纹与所述内螺纹适配。

10、作为一种可实施的方式，所述延伸部的外径为68mm，内径为60mm。

11、作为一种可实施的方式，所述支撑筒的外径为60mm，内径为54mm。

12、与现有技术相比，本发明提供的便于更换的核反应堆导向隔热套具有以下

13、有益效果：

14、本发明提供的导向隔热套便于更换，安装和拆卸操作简单、快捷，使用常规工具和现有设施即可完成，不需要开发和配备额外的专用工具。应用本发明的导向隔热套后，可在反应堆大修期间对导向隔热套进行拆卸、安装。

15、本发明的导向隔热套结构简单，可靠性高，制造和更换经济成本低。

16、本发明的导向隔热套可应用于新建的反应堆，也可用于替代在役反应堆原始设计的导向隔热套。

技术特征：

1.一种便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，包括上部组件和下部组件，所述上部组件具有上部柔性法兰(401)和延伸部(402)，所述下部组件具有下部喇叭罩(403)和支撑筒(404)，所述支撑筒(404)装入所述延伸部(402)内以使所述上部柔性法兰(401)张开。

2.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述上部柔性法兰(401)上具有法兰盘。

3.根据权利要求2所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述法兰盘为分瓣式结构，每瓣根部互相连接。

4.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述延伸部(402)为圆柱形通孔结构。

5.根据权利要求4所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述延伸部(402)的底部具有突出部，所述突出部的径向尺寸大于所述延伸部(402)的中部径向尺寸。

6.根据权利要求5所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述突出部内设有内螺纹。

7.根据权利要求6所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述下部喇叭罩(403)具有圆柱形通孔延伸段和凸台，所述凸台上设有外螺纹，所述外螺纹与所述内螺纹适配。

8.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述延伸部(402)的外径为68mm，内径为60mm。

9.根据权利要求1所述的便于更换的核反应堆导向隔热套，其特征在于，所述支撑筒(404)的外径为60mm，内径为54mm。

技术总结本发明提供了一种便于更换的核反应堆导向隔热套，包括上部组件和下部组件，所述上部组件具有上部柔性法兰和延伸部，所述下部组件具有下部喇叭罩和支撑筒，所述支撑筒装入所述延伸部内以使所述上部柔性法兰张开。本发明提供的导向隔热套便于更换，安装和拆卸操作简单、快捷，使用常规工具和现有设施即可完成，不需要开发和配备额外的专用工具。应用本发明的导向隔热套后，可在反应堆大修期间对导向隔热套进行拆卸、安装。技术研发人员：周肖佳,王建军,詹阳烈,王军,昌正科,张福海受保护的技术使用者：核电运行研究（上海）有限公司技术研发日：技术公布日：2024/7/11