一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构的制作方法

本实用新型涉及核电抗震试验技术领域，尤其涉及一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构。

背景技术：

为保证核电站反应堆的安全，根据《核电设备抗震鉴定试验指南hafj0053》要求，需要对核电站反应堆堆本体进行抗震分析或抗震试验。

目前，大部分核电站反应堆堆本体采用的是抗震分析方法进行地震情况下的评价，主要因为反应堆堆本体重量巨大，几百吨甚至上千吨，零部件数量多、结构复杂，制造费用昂贵。但为了更准确的验证反应堆堆本体地震情况下的受力，或者进行地震情况下反应堆堆本体的力学特性等的研究，如液体晃动、频率响应，需要进行反应堆堆本体的抗震试验。

现阶段国内地震试验台最大的承载能力为50吨，受限于此，要进行抗震试验，必须对反应堆堆本体进行缩比，缩比后的堆本体模型质量变轻，结构相对简化。通常情况大质量设备的结构简单缩比仅改变尺寸和材料。但反应堆堆本体结构复杂，并且需要保持动力学特性缩比前后的一致性，仅仅简单的缩比不能满足要求。

因此，设计一种满足核电站反应堆堆本体抗震试验的机械结构是非常必要的。

技术实现要素：

本实用新型的目的是为了解决现有技术中存在的缺点，而提出的一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构。

为了实现上述目的，本实用新型采用了如下技术方案：

一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，包括：配重块和反应堆堆本体缩比结构；

所述反应堆堆本体缩比结构上垂直连接有销钉；

所述配重块上开设有与销钉相适配的安装孔，且配重块设置在反应堆堆本体缩比结构，所述配重块与反应堆堆本体缩比结构之间设有间隙，且间隙中填充有粘接剂；

所述销钉的一端贯穿与配重块上的安装孔并延伸至配重块的外侧，且销钉上位于配重块的外侧螺旋套接有螺母。

作为上述技术方案的进一步描述：

所述反应堆堆本体缩比结构由低密度材料制作而成，且反应堆堆本体缩比结构的弹性模量范围为1.1～206gpa。

作为上述技术方案的进一步描述：

所述配重块由高密度材料制作而成，且配重块的密度范围为2.7～19.3g/cm3。

作为上述技术方案的进一步描述：

所述配重块与反应堆堆本体缩比结构之间的间隙的范围为0.5～8mm。

有益效果

本实用新型提供了一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构。具备以下有益效果：

该用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构实现对反应堆堆本体进行缩比，并保持动力学特性缩比前后的一致性，可以代表反应堆堆本体缩比前力学特性的机械结构，更准确的验证反应堆堆本体地震情况下的受力，满足进行地震情况下反应堆堆本体的力学特性等的研究，便于进行反应堆堆本体的抗震试验。

附图说明

图1为本实用新型提出的一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构的连接结构示意图；

图2为本实用新型提出的一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构的整体结构示意图。

图例说明：

1、配重块；2、销钉；3、粘接剂；4、反应堆堆本体缩比结构；5、螺母；6、间隙。

具体实施方式

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、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。

如图1-2所示，一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，包括：配重块1和反应堆堆本体缩比结构4；

反应堆堆本体缩比结构4上垂直连接有销钉2；

配重块1上开设有与销钉2相适配的安装孔，且配重块1设置在反应堆堆本体缩比结构4，配重块1与反应堆堆本体缩比结构4之间设有间隙6，且间隙6中填充有粘接剂3；

销钉2的一端贯穿与配重块1上的安装孔并延伸至配重块1的外侧，且销钉2上位于配重块1的外侧螺旋套接有螺母5。

反应堆堆本体缩比结构4为通过缩放比例和力学等效关系得到的，且反应堆堆本体缩比结构4上安装的销钉2为若干个，但每个配重块1仅与一个销钉2相连，配重块1与缩比结构之间必须留有间隙6，但间隙大小并不固定，根据动力学相似性确定，填充在配重块1与缩间隙6中的粘接剂3种类并不固定，根据动力学相似性进行确定。

反应堆堆本体缩比结构4由低密度材料制作而成，且反应堆堆本体缩比结构4的弹性模量范围为1.1～206gpa。

配重块1由高密度材料制作而成，且配重块1的密度范围为2.7～19.3g/cm3。

配重块1与反应堆堆本体缩比结构4之间的间隙6的范围为0.5～8mm。

首先根据通过缩放比例和力学等效关系完成反应堆堆本体缩比结构4的制造，通过焊接或者螺纹连接等方式，将销钉2安装到反应堆堆本体缩比结构4上，再将配重块1上的安装孔穿过销钉2，安装孔与销钉2为间隙配合，使用塞尺测量配重块1与反应堆堆本体缩比结构4之间的间隙6，间隙6满足要求后，将粘接剂3注入间隙6中，将螺母5与销钉2安装，螺母5仅起到辅助作用，不得将螺母5预紧。

该用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构通过调整配重块1的质量和密度、间隙6的大小和粘接剂3种类及刚度，实现调节反应堆堆本体抗震缩比样机动力学特性的目的，实现对反应堆堆本体进行缩比，并保持动力学特性缩比前后的一致性，可以代表反应堆堆本体缩比前力学特性的机械结构，更准确的验证反应堆堆本体地震情况下的受力，满足进行地震情况下反应堆堆本体的力学特性等的研究，便于进行反应堆堆本体的抗震试验。

在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“示例”、“具体示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本实用新型的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。

以上所述，仅为本实用新型较佳的具体实施方式，但本实用新型的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本实用新型揭露的技术范围内，根据本实用新型的技术方案及其实用新型构思加以等同替换或改变，都应涵盖在本实用新型的保护范围之内。

技术特征：

1.一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，其特征在于，包括：配重块(1)和反应堆堆本体缩比结构(4)；

所述反应堆堆本体缩比结构(4)上垂直连接有销钉(2)；

所述配重块(1)上开设有与销钉(2)相适配的安装孔，且配重块(1)设置在反应堆堆本体缩比结构(4)，所述配重块(1)与反应堆堆本体缩比结构(4)之间设有间隙(6)，且间隙(6)中填充有粘接剂(3)；

所述销钉(2)的一端贯穿与配重块(1)上的安装孔并延伸至配重块(1)的外侧，且销钉(2)上位于配重块(1)的外侧螺旋套接有螺母(5)。

2.根据权利要求1所述的一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，其特征在于，所述反应堆堆本体缩比结构(4)由低密度材料制作而成，且反应堆堆本体缩比结构(4)的弹性模量范围为1.1～206gpa。

3.根据权利要求1所述的一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，其特征在于，所述配重块(1)由高密度材料制作而成，且配重块(1)的密度范围为2.7～19.3g/cm3。

4.根据权利要求1所述的一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，其特征在于，所述配重块(1)与反应堆堆本体缩比结构(4)之间的间隙(6)的范围为0.5～8mm。

技术总结
本实用新型公开了一种用于核电站反应堆堆本体抗震试验结构，包括：配重块和反应堆堆本体缩比结构；所述反应堆堆本体缩比结构上垂直连接有销钉；所述配重块上开设有与销钉相适配的安装孔，且配重块设置在反应堆堆本体缩比结构，所述配重块与反应堆堆本体缩比结构之间设有间隙，且间隙中填充有粘接剂。本实用新型实现对反应堆堆本体进行缩比，并保持动力学特性缩比前后的一致性，可以代表反应堆堆本体缩比前力学特性的机械结构，更准确的验证反应堆堆本体地震情况下的受力，满足进行地震情况下反应堆堆本体的力学特性等的研究，便于进行反应堆堆本体的抗震试验。

技术研发人员：李保超;张作鹏;王兴达;谭国文;张渲楠
受保护的技术使用者：原兴核技术(北京)有限公司
技术研发日：2020.04.10
技术公布日：2020.09.15