一种核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构的制作方法

本实用新型属于核电领域的固定结构，具体涉及一种稳固的核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构。

背景技术：

在核工业技术领域，核电站安全壳内的非能动热量导出系统(PCS系统)换热器的主要包括进出口三通、上下联箱、封头以及多根传热管。该热交换器内部介质是水，外部介质是空气。当安全壳内发生破口事故时，高温蒸汽释放，热交换器通过传热管的冷凝把热量传递给热交换器内的水，从而保证安全壳的安全。热交换器的支撑结构固定热交换器，既要保证热交换器的稳定性，又要考虑对热交换器的换热不会产生影响。但现有技术中，该换热器大部分是通过被安装架承托，换热器与安装架之间不够牢固，平时不会出现问题，一旦遭遇地震等紧急情况容易造成换热器掉落，发生事故。

技术实现要素：

针对现有技术中所存在的问题，本实用新型的目的在于提供一种核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，通过该方案能够对核电站安全壳内的非能动热量导出系统换热器进行有效固定，防止地震情况下换热器掉落。

为了实现上述发明目的，本实用新型的技术方案如下：

一种核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，包括支撑架、下部框架、竖直钢梁和上部框架；所述上部框架与所述下部框架通过竖直钢梁连接，所述上部框架和下部框架之间形成换热器安装部；该换热器安装部的高度与换热器的高度尺寸相互匹配；所述支撑架设置在所述下部框架下方且与该下部框架连接；所述支撑架和上部框架均与核电站安全壳的内壁连接。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，还包括下部检修平台，所述下部检修平台为设置在所述下部框架周边的板状平台。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，所述上部框架包括连接钢梁和至少两个平行设置的上部钢梁；每个连接钢梁与至少两个上部钢梁固定连接。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，还包括上部检修平台，所述上部检修平台设置在所述上部框架下方。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，所述上部检修平台与上部框架的距离为0.5-2m。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，所述上部检修平台与所述竖直钢梁固定连接。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，所述上部检修平台与所述上部框架之间还设置辅助连接梁。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，所述支撑架包括相互固定的倾斜钢梁与水平钢梁，所示倾斜钢梁与水平钢梁之间的夹角在30度和60度范围内；所述水平钢梁与所述下部框架固定连接；所述水平钢梁和倾斜钢梁均与核电站安全壳的内壁连接。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，倾斜钢梁一端与水平钢梁在固定点通过螺栓固定；该固定点设于距离所述水平钢梁远离所述安全壳内壁一端的端部0.1-1.5m。

进一步地，上述核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，所述上部框架的侧面还均匀设置有吊耳。

本实用新型的有益效果如下：

本实用新型的上部框架、下部框架和竖直钢梁能够将热交换器牢牢固定，从上、下和横向多个方向对其形成限制，保证热交换器在地震情况下不从安全壳内掉落下来，引起更严重的事故。

附图说明

图1为本实用新型核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构的结构透视图。

图2为本实用新型核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构的侧面示意图。

图3为本实用新型核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构的正面示意图。

图4为本实用新型核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构的俯视图。

上述附图中，1、上部钢梁；2、连接钢梁；3、竖直钢梁；4、下部框架；5、倾斜钢梁；6、水平钢梁；7、下部检修平台；8、上部检修平台；9、辅助连接梁；10、吊耳。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本实用新型进行详细的描述。

如图1-图4所示，本实用新型提供了一种核电站安全壳非能动热量导出系统换热器的固定结构，用于固定安全壳非能动热量导出系统换热器，避免在地震等紧急情况下，换热器从安全壳上脱落造成严重事故，该固定结构包括支撑架、下部框架4、竖直钢梁3和上部框架；所述上部框架与所述下部框架4通过竖直钢梁3连接，所述上部框架和下部框架4之间形成换热器安装部；该换热器安装部的高度与换热器的高度尺寸相互匹配；所述支撑架设置在所述下部框架4下方且与该下部框架4连接；所述支撑架和上部框架均与核电站安全壳的内壁连接(安全壳的内壁未在图中示出)。上部框架、下部框架4和竖直钢梁3能够将热交换器牢牢固定，从上、下和横向多个方向对其形成限制，保证热交换器在地震情况下不从安全壳内掉落下来，引起更严重的事故。

为了便于检修，本实用新型还包括下部检修平台7和上部检修平台8，所述下部检修平台7为设置在所述下部框架4周边的板状平台。所述上部检修平台8设置在所述上部框架下方。所述上部检修平台8与上部框架的距离为0.5-2m。所述上部检修平台8与所述竖直钢梁3固定连接，同时，为了使得上部检修平台8更加牢固，所述上部检修平台8与所述上部框架之间还设置辅助连接梁9，如此，上部检修平台8同时与竖直钢梁3和上部框架连接，更加牢固可靠。

上部框架包括连接钢梁2和至少两个平行设置的上部钢梁1；每个连接钢梁2与至少两个上部钢梁1固定连接，保证上部框架牢固。

支撑架包括相互固定的倾斜钢梁5与水平钢梁6，所示倾斜钢梁5与水平钢梁6之间的夹角在30度和60度范围内；所述水平钢梁6与所述下部框架4固定连接；所述水平钢梁6和倾斜钢梁5均与核电站安全壳的内壁连接。倾斜钢梁5一端与水平钢梁在固定点通过螺栓固定；该固定点设于距离所述水平钢梁6远离所述安全壳内壁一端的端部0.1-1.5m。如此，通过合理的倾斜钢梁5和水平钢梁6之间合理的支撑点，支撑架能在结构上保持架更好的稳定。

为便于吊装，所述上部框架的侧面还均匀设置有吊耳10(本实施例为4个，分别均匀设置在上部钢梁1的两侧)。

本实用新型的技术方案中，上部钢梁1长度为1-3m，下部框架4与上部钢梁1平行的方向长度为1.5-3.5m，竖直钢梁3为2.5-6.5m。连接钢梁2的长度为1m-4m。这些部件均采用型钢焊接而成。

支撑架的水平钢梁6长度为1.5-3.5m。支撑架的钢梁由型钢制造，水平钢梁6与下部框架4采用螺栓连接的方式，倾斜钢梁5与水平钢梁6采用螺栓连接的方式。下部检修平台7的边缘与下部框架4距离0.1m-1m。上部检修平台边缘与竖直钢梁3距离0.2m-0.8m。吊耳10的孔径为DN50-DN100。

本实施例的技术方案所针对的热交换器的高度为4m-6m，上下联箱的长度为3m-6m，该固定结构的上部框架和下部框架4之间形成换热器安装部符合该热交换器的尺寸。使用时将热交换器安装在换热器安装部即可，整个热交换器与支撑结构的重量约为4-10t。

显然，本领域的技术人员可以对本实用新型进行各种改动和变型而不脱离本实用新型的精神和范围。这样，倘若对本实用新型的这些修改和变型属于本实用新型权利要求及其同等技术的范围之内，则本实用新型也意图包含这些改动和变型在内。