核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统

技术领域

本发明涉及核电厂稳压器设备领域，具体涉及一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统。

背景技术

一种已知技术的稳压器使用的防热冲击结构，稳压器波动管嘴由波动管嘴本体、波动管嘴安全端和防热冲击隔热套管组成。防热冲击隔热套管为整体圆柱筒体，下端与波动管嘴安全端通过对接焊缝连接，防热冲击隔热套管外壁与波动管嘴本体内壁、波动管嘴安全端内壁之间形成环形空间。在防热冲击隔热套管上端靠近波动管嘴安全端的管壁上开有多个小孔，通过这些小孔使一回路冷却剂同防热冲击隔热套管与波动管嘴本体和波动管嘴安全端之间形成的环形空间连通，使流入波动管的低温冷却剂通过该小孔进入环形空间，与稳压器内流体混合，防止防热冲击隔热套管承受较大的内外壁压差。

然而上述结构在运行过程中产生的放射性粒子容易聚集在环形空间。由于核电站稳压器使用的防热冲击结构中的防热冲击隔热套管下端与波动管嘴安全端焊接连接，以使该环形空间封闭，从而导致放射性粒子较难排出，使稳压器底部在役期间检查和维修不便进行。

发明内容

基于此，有必要针对现有的核电站稳压器使用的防热冲击结构，由于核电站稳压器使用的防热冲击结构中的防热冲击隔热套管下端与波动管嘴安全端焊接连接形成封闭的环形空间，导致放射性粒子较难排出，使稳压器底部在役期间检查和维修不便进行的问题，提供一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统。

本申请一实施例提供一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构，包括：

支撑环，所述支撑环的一端与稳压器波动管嘴的堆焊层连接；

流体分配罩，所述流体分配罩的开口向下，且所述流体分配罩的开口端与所述支撑环远离所述稳压器波动管嘴的一端连接；

隔热套管，所述隔热套管部分位于所述稳压器波动管嘴的内部，所述隔热套管的一端伸入至所述支撑环内并与所述支撑环连接；所述隔热套管的另一端与所述稳压器波动管嘴的安全端之间形成缝隙。

上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构在实际使用时，由于通过支撑环一端与稳压器波动管嘴的堆焊层连接，另一端与流体分配罩的开口连接，隔热套管的一端伸入至支撑环内并与支撑环连接，从而使得隔热套管的另一端与稳压器波动管嘴的安全端之间可以形成缝隙，反应堆运行过程中隔热套管与稳压器波动管嘴之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙排出，进而避免了现有技术中，隔热套管稳压器波动管嘴的安全端之间形成密封空间导致的放射性粒子无法排出，降低了在役检查的难度和成本，使得检查维修人员面受到高辐射的风险降低。

在一实施例中，所述支撑环包括环形支撑部与环形连接部；

所述环形支撑部的轴向的一端与所述流体分配罩的开口端连接，所述环形支撑部的轴向的另一端与所述堆焊层连接；

所述环形连接部的外环与所述环形支撑部的内壁连接，所述环形连接部的内环与所述隔热套管远离所述安全端的一端连接；

所述环形连接部沿周向开设有多个排气孔。

在一实施例中，所述环形支撑部靠近所述稳压器波动管嘴的一端沿周向开设有多个排污孔。

在一实施例中，所述环形支撑部开设有所述排污孔的一端的内环面与所述堆焊层成锐角。

在一实施例中，所述流体分配罩开设有多个通气孔。

在一实施例中，所述隔热套管的外壁沿周向开设有多个凸台。

在一实施例中，所述隔热套管靠近所述安全端的端面沿所述隔热套管的周向开设有多个凹槽。

在一实施例中，所述隔热套管的外壁沿周向开设有多个基准孔。

本申请一实施例提供一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管系统，所述核电站稳压器波动管系统包括核电站稳压器波动管嘴、堆焊层以及所述核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构。

上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管系统在实际使用时，由于通过支撑环一端与稳压器波动管嘴的堆焊层连接，另一端与流体分配罩的开口连接，隔热套管的一端伸入至支撑环内并与支撑环连接，从而使得隔热套管的另一端与稳压器波动管嘴的安全端之间可以形成缝隙，反应堆运行过程中隔热套管与稳压器波动管嘴之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙排出，进而避免了现有技术中，隔热套管稳压器波动管嘴的安全端之间形成密封空间导致的放射性粒子无法排出，降低了在役检查的难度和成本，使得检查维修人员面受到高辐射的风险降低。

在一实施例中，所述安全端具有沿隔热套管的径向向内凸出的凸出部，所述凸出部与所述隔热套管背离所述支撑环的一端之间形成所述缝隙。

在一实施例中，所述凸出部的内壁为弧形凹面。

附图说明

图1为一实施例的核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构的示意图；

图2为图1中隔热套管和核电站稳压器波动管嘴的缝隙处的示意图；

图3为图1中支撑环处的放大图；

图4为一实施例的支撑环的示意图。

附图标号：

100-核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构；

110-支撑环；111-环形支撑部；112-环形连接部；113-排气孔；114-排污孔；115-外环；116-内环；

120-流体分配罩；121-通气孔；

130-隔热套管；131-凸台；132-凹槽；133-基准孔；

140-缝隙；

210-稳压器波动管嘴；211-堆焊层；

220-安全端；221-凸出部；222-弧形凹面。

具体实施方式

为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图对本发明的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本发明。但是本发明能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施，本领域技术人员可以在不违背本发明内涵的情况下做类似改进，因此本发明不受下面公开的具体实施例的限制。

在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。

在本发明中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系，除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

在本发明中，除非另有明确的规定和限定，第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触，或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且，第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方，或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。

需要说明的是，当元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件，它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。当一个元件被认为是“连接”另一个元件，它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。本文所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“上”、“下”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的，并不表示是唯一的实施方式。

请参考图1和图2，本发明一实施例提供了的一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构100，包括：支撑环110、流体分配罩120以及隔热套管130。

上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构100在安装至核电站稳压器波动管嘴210的管口时，支撑环110的一端与稳压器波动管嘴210的堆焊层211连接。隔热套管130部分位于稳压器波动管嘴210的内部，隔热套管130的一端伸入至支撑环110内并与支撑环110连接，隔热套管130的另一端与稳压器波动管嘴210的安全端220之间形成缝隙140，从而使得隔热套管130通过与支撑环110连接的方式相对于稳压器波动管嘴210的安全端220悬浮固定，并使得隔热套管130远离支撑环110的一端与稳压器波动管嘴210的安全端220之间形成缝隙140，流体分配罩120的开口向下，且流体分配罩120的开口端与支撑环110远离稳压器波动管嘴210的一端连接，从而能够将流体分配罩120通过与支撑环110远离稳压器波动管嘴210的一端连接，使得流体分配罩120间接与稳压器波动管嘴210连接，防止过多安装过程在稳压器波动管嘴210的狭小处进行，避免了安装不方便的问题。

上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构100在实际使用时，由于通过支撑环110一端与稳压器波动管嘴210的堆焊层211连接，另一端与流体分配罩120的开口连接，隔热套管130的一端伸入至支撑环110内并与支撑环110连接，从而使得隔热套管130的另一端与稳压器波动管嘴210的安全端220之间可以形成缝隙140，反应堆运行过程中隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙140排出，进而避免隔热套管130与稳压器波动管嘴210的安全端220之间焊接，使得隔热套管130和稳压器波动管嘴210之间形成密封空间导致的放射性粒子无法排出的问题，降低了安装过程以及在役检查的难度和成本，使得检查维修人员免受到高辐射的风险降低。

具体地，支撑环110一端与稳压器波动管嘴210的堆焊层211焊接固定，另一端与流体分配罩120的开口焊接固定。隔热套管130的一端伸入至支撑环110内并与支撑环110焊接固定。从而减小了过多的连接零件导致的核电站稳压器波动管嘴210掉入异物的风险。

具体地，流体分配罩120为薄板冲压而成的半球壳，可以防止杂质进入冷却剂系统并改善波动水和稳压器内的流体混合。

优选地，隔热套管130与稳压器波动管嘴210的安全端220之间形成1.5-4mm的缝隙140。

在一实施例中，支撑环110包括环形支撑部111与环形连接部112，环形支撑部111的轴向的一端与流体分配罩120的开口端连接，环形支撑部111的轴向的另一端与堆焊层211连接，环形连接部112的外环115与环形支撑部111的内壁连接，环形连接部112的内环116与隔热套管130远离安全端220的一端连接，从而使得隔热套管130远离安全端220的一端可以通过具有内环116与外环115的环形连接部112与环形支撑部111连接，进而使得隔热套管130远离安全端220的一端伸入支撑环110后，使得隔热套管130更为方便地与支撑环110连接。环形连接部112沿周向开设有多个排气孔113，从而使得隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间的上端开口，可以保证隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间内，流体流速不至于太快，流体主要是以自然对流的方式进行热传递，具有较大的热阻，可以起到很好的隔热防热冲击的作用，使得稳压器波动管嘴210、稳压器波动管嘴210的安全端220、以及稳压器波动管嘴210和安全端220之间的隔离层焊缝免受热疲劳破坏或者热冲击，同时保证了间隙空间内流体的可流通性，使得反应堆运行过程中隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙140排出。

优选地，环形连接部112沿周向开设有2-4个直径为6-10mm的排气孔113，排气孔113的轴线和稳压器波动管嘴210的中轴线夹角为0-60°，以使得流体能够更为流畅地通过排气孔113。

在一实施例中，环形连接部112面向流体分配罩120的一面为外凸面，环形连接部112面向堆焊层211的一面为内凹面，从而使得环形连接部112形成弧形圆角，进而使得流场更均匀，支撑环110受到的应力更低。

优选地，支撑环110为整体锻件，从而使得环形连接部112与环形支撑部111连接更为牢固。

优选地，环形连接部112靠近稳压器波动管嘴210的安全端220的一端为内环116，靠近流体分配罩120的一端为外环115，使得环形连接部112与环形支撑部111的形成的环形槽的槽口朝向缝隙140，从而避免放射性粒子在环形连接部112与环形支撑部111的形成的环形槽内堆积。

在另一实施例中，环形连接部112的内环116和稳压器波动管嘴210的安全端220之间的距离等于环形连接部112的外环115和稳压器波动管嘴210的安全端220之间的距离。

在一实施例中，环形支撑部111靠近稳压器波动管嘴210的一端沿周向开设有多个排污孔114，从而使得反应堆运行过程中隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙140排出。

优选地，环形支撑部111靠近堆焊层211的一端开设有弧形槽，并与堆焊层211形成半圆形的排污孔114。

优选地，环形支撑部111靠近稳压器波动管嘴210的一端沿周向均匀开设有5-8个排污孔114，排污孔114的直径为10.5-14.5mm。

在一实施例中，环形支撑部111开设有排污孔114的一端的内环116面与堆焊层211成锐角，从而使得焊接操作更方便，且更稳固，放射性粒子可以顺利排出，避免放射性的沉积。

优选地，环形支撑部111开设有排污孔114的一端的内环116面与堆焊层211呈75-90°的夹角。

在一实施例中，流体分配罩120开设有多个通气孔121，从而能够实现流体的分配，同时可以使得核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构100的内部更好地形成自然对流，流体由通气孔121进入排气孔113，随后经由隔热套管130与稳压器波动管嘴210的安全端220之间形成的缝隙140流出，从而将隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间形成的放射粒子随流体流出。

优选地，通气孔121的数量为1500-2000个，通气孔121的直径为9-10.5mm，通气孔121之间的距离为2.0-7.0mm，从而使得流体分配更加均匀，同时防止异物进入稳压器波动管嘴210内。

在一实施例中，隔热套管130的外壁沿周向开设有多个凸台131，从而使得凸台131可以在隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间起到一定的支撑作用，防止仅有一端与支撑环110连接的隔热套管130形成悬臂梁结构，在流体流入或流出波动管嘴时隔热套管130振动而导致的隔热套管130与稳压器波动管嘴210碰撞。

具体地，凸台131与隔热套管130的外壁之间间隙配合，从而避免了在将隔热套管130伸入稳压器波动管嘴210时，稳压器波动管嘴210的内部与凸台131碰撞导致的损坏。

优选地，凸台131与隔热套管130的外壁之间径向间隙为0.5-0.7mm。

在一实施例中，隔热套管130靠近安全端220的端面沿隔热套管130的周向开设有多个凹槽132，使得隔热套管130与安全端220之间的缝隙140面积增大，从而大大降低放射性粒子在隔热套管130与安全端220之间聚集，同时隔热套管130未开设凹槽132的部分与安全端220之间仍存在缝隙140，使得流体流速不至于太快，流体主要是以自然对流的方式进行热传递，具有较大的热阻，可以起到很好的隔热防热冲击的作用，使得稳压器波动管嘴210、稳压器波动管嘴210的安全端220、以及稳压器波动管嘴210和安全端220之间的焊缝免受热疲劳破坏或者热冲击。

具体地，凹槽132为半圆形，凹槽132的个数为8-20个，凹槽132的直径为3-8mm。

在一实施例中，隔热套管130的外壁沿周向开设有多个基准孔133，从而可以通过基准孔133的位置为焊缝无损检测提供参照，以检查隔热套管130是否脱落或者变形。

优选地，基准孔133的直径为6-16mm，多个基准孔133径向截面的总面积小于隔热套管130和稳压器波动管嘴210之间的环形间隙的径向截面面积的30％，从而使得流体流动更加均匀，流场更缓，从而减小对隔热套管130的冲击。

本申请一实施例提供一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管130系统，核电站稳压器波动管系统包括核电站稳压器波动管嘴210、堆焊层211以及核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构100。

上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管130系统在实际使用时，由于通过支撑环110一端与稳压器波动管嘴210的堆焊层211连接，另一端与流体分配罩120的开口连接，隔热套管130的一端伸入至支撑环110内并与支撑环110连接，从而使得隔热套管130的另一端与稳压器波动管嘴210的安全端220之间可以形成缝隙140，反应堆运行过程中隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙140排出，进而避免隔热套管130稳压器波动管嘴210的安全端220之间形成密封空间导致的放射性粒子无法排出，降低了在役检查的难度和成本，使得检查维修人员面受到高辐射的风险降低。

在一实施例中，安全端220具有沿隔热套管130的径向向内凸出的凸出部221，从而可以使得凸出部221与隔热套管130背离支撑环110的一端之间形成缝隙140，进而使得反应堆运行过程中隔热套管130与稳压器波动管嘴210之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙140排出。

在一实施例中，凸出部221的内壁为弧形凹面222，使得流体流动更加流场，避免直角拐角处流体流动不畅导致的放射性粒子堆积，使得放射性粒子可以顺利排出。

以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。

以上所述实施例仅表达了本发明的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对发明专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围。因此，本发明专利的保护范围应以所附权利要求为准。