专利名称:用于压水堆核电站的稳压器的制作方法
技术领域：
本发明总体上涉及用于压水堆核电站的稳压器。更准确地，本发明涉及一种用于压水堆核电站的稳压器，这种类型的稳压器包括
-限定内部空间的壳体；
-在壳体的下面延伸并且能够从核电站冷却剂系统接出来的管遍
-使壳体的内部空间与管道连通的接管座，该接管座通过焊缝焊接到管道；
-保护焊缝的衬套，衬套布置在接管座内部，并具有接合在管道中的下边缘，衬套与接管座和管道一起限定了一个能够充满一回路液体的环形空间。
背景技术：
放射性粒子可以聚集在焊缝附近的环形空间中。这些粒子在稳压器底部附近引起高计量率，使稳压器底部的检查和维修操作复杂。
发明内容
在本文中，本发明的目的在于提供一个更容易维修的稳压器。
为此目的，本发明提出一种上述类型的稳压器，其特征在于环形空间沿着衬套的至少一部分下边缘敞开，从而在管道内敞开。
稳压器还可以具有一个或多个下列特征，单独具有或依照任意技术上的可能组合
-环形空间沿着衬套的整个下边缘敞开；
-接管座限定了使管道和壳体的内部空间连通的内部通道，稳压器包括一顶冠，顶冠环绕内部通道刚性地固定在壳体的内侧，衬套具有固定在顶冠上的上端部分；
-顶冠和/或衬套的上端部分包括流通孔，它使环形空间与壳体的内部空间连通；
-确定流通孔的通道截面，以便将通过环形空间的一回路液体的流量限制在最大预定值；
-流通孔的总通道截面在接管座的内部通道的通道截面的0.5% -2%之间；
-沿着衬套的下边缘，环形空间的通道截面在接管座的内部通道的通道截面的 2% -10%之间；
-衬套安装成能够在顶冠上拆卸；
-稳压器包括过滤器，过滤器覆盖接管座的内部通道以及被安装成能够在顶冠上拆卸；
-衬套的上端部分接合在过滤器和顶冠之间。
本发明的其它特征和优点将从借助下面参照附图的非限制性实施例给出的说明中清楚地理解，其中[0020]-图1是压水核反应堆的冷却剂系统的简化示意图，包括根据本发明的稳压器；-图2是图1所示稳压器接管座的局部轴向截面图，进一步示出了设置在接管座内部的保护衬套；
-图3和4是图2所示细节III和IV的放大图；
-图5是当沿着图2的箭头V的入射方向看去时垂直于衬套轴线的截面图。
具体实施方式
图1示出了用于压水核反应堆的一回路系统1。该一回路系统1包括装有多个核燃料组件的压力容器2、具备一次侧部分和二次侧部分的蒸汽发生器4、主泵6和稳压器8。 压力容器2、蒸汽发生器4、主泵6通过几段一回路管道10相连。一回路系统1容纳一回路水，该一回路水通过主泵6输送到压力容器2，流过压力容器2并利用与燃料组件的接触而加热，然后在回到主泵6的进口以前流过蒸汽发生器4的一次侧部分。在压力容器2内被加热的一回路水在蒸汽发生器4中将其热量传递给流过该蒸汽发生器二次侧部分的二回路水。二回路水在一个未图示的二回路系统的封闭回路中流动。其流过蒸汽发生器4时蒸发，以这种方式产生的蒸汽驱动蒸汽轮机。
稳压器8安装成通过管道11从一回路管道分接出来，管道11从连接压力容器2 与蒸汽发生器4的管段10分接。稳压器安装在比主泵6和压力容器2更高的高度上。稳压器8包括基本上的圆柱形并具有竖直轴的制造好的壳体12，并且设置有上封头13和下底部14。下底部14包括通过接管座18连接到管道11的中心孔16 (图2)。
稳压器8还包括喷雾装置19，所述喷雾装置包括延伸穿过上封头13的接管座20 ； 喷雾嘴21，它布置在壳体12内并且安装在接管座20上；管22，它将接管座20连接到主泵 6流出区域中的一回路管道；以及用于选择性允许或防止管22直至喷雾嘴21中的一回路水流动的设备(未图示)。
冷却剂系统1还包括安全系统23，所述安全系统包括释放箱M、将释放箱M与稳压器上封头13相连的管25以及在释放箱M和稳压器8之间置于管25中的安全阀26。
通过接管座18和管道11，稳压器8的内部空间与冷却剂系统1相连通，因此稳压器8永远是部分地充满一回路水，稳压器内水位与冷却剂系统的当前运行压力一致。稳压器8的顶部充满水蒸汽，其压力与连接蒸汽发生器4的一回路管道10内流水压力基本上相寸。
在稳压器过压的情况下，打开安全阀沈并放出水蒸汽直至释放箱M，在释放箱内水蒸汽凝结。
稳压器8安装着数十个电加热器观。这些电加热器竖直布置并装配在下底部14 上。它们通过专门设置的孔穿过下底部14，在加热器和下底部14之间插入密封装置。
稳压器8具有控制冷却剂系统内水压的功能。由于稳压器通过管道11与一回路管道相连通，所以它充当膨胀容器。这样，当在冷却剂系统内流动的水的体积增加或减少时， 稳压器8内水位将根据情况上升或下降。
水体积的这种变化例如会引起冷却剂系统中的水的注入或冷却剂系统的运行温度的变化。
稳压器8还具有提高或降低冷却剂系统运行压力的功能。[0034]为了提高冷却剂系统的运行压力，给加热器观输送电能以便它们加热容纳在稳压器下部的水，并使水达到沸腾温度。这些水的一部分沸腾所以稳压器8顶部的压力升高。 由于蒸汽与在冷却剂系统1中循环的水一直处于流体静力学平衡状态，该冷却剂系统1的运行压力升高。
为了降低冷却剂系统1的运行压力，通过专门设置的装置允许水在管22中流动， 来操作布置在稳压器8顶部的喷雾嘴21。通过主泵6的提升而从一回路管道10取得的水被喷射到稳压器8的顶部，并使位于那里的一部分水蒸汽凝结。稳压器8顶部的水蒸汽压力降低，所以冷却剂系统1的运行压力也降低。
如图2所示，接管座18使稳压器壳体12的内部空间与管道11连通。接管座18包括通常为具有竖直轴的圆柱形的部分30，它具有通过焊缝32刚性固定在管道11上的下端部。圆柱形部分30通过构成环圈并焊接在开孔16边缘上的部分34向上延伸。接管座的基本上为圆柱形的部分30限定一个具有竖直轴和将壳体12的内部空间连接到管道11上的内部通道36。
接管座18是一个由铁素体钢锻造的部件。管道11是由奥氏体钢制造的。
稳压器还包括一圆柱形顶冠38，它具有轴X并且围绕着接管座的内部通道36。顶冠38布置在壳体12内部并且焊接到朝向壳体12内侧的环圈34的表面40上。这个表面 40具有环形形状并且围绕着内部通道36。
稳压器进一步包括用于保护焊缝32的衬套42。衬套42是具有中心轴X的大致的圆柱形形状，并布置在衬套的内部通道36中。它包括接合在管道11中并且具有自由下边缘46的下端部44。它还包括在壳体12的内部空间延伸的上端部48。上端部48通过刚性固定在顶冠38上的环圈50径向向外延伸。
如图4所示，顶冠38具有径向有巨大厚度的上部52和具有缩减厚度并且焊接到表面40的下部M。上部52由单元56向上限定，单元56例如被具有垂直轴线的20个螺纹孔58穿孔。螺纹孔58围绕着轴X规则分布。衬套的环圈50搁在表面56上并具有布置成与孔58重合的孔60。
此外，稳压器还包括布置在壳体12内部并且盖住接管座内部通道36的滤网62。 滤网62包括半球形部分64，它穿有分布在其整个表面的过滤孔，并且通过圆柱形部分66延伸，圆柱形部分66通过环圈68固定在顶冠38上。如图4所示，衬套的环图50接合在滤网的环圈68和顶冠表面56之间。
环圈68穿有孔70，孔70布置成与螺纹孔58量合。螺钉72延伸穿过孔70和60 并且拧入孔58。它们将滤网62和衬套42都固定到顶冠38上。
滤网62阻挡可能被回路水带入冷却剂系统的物件。它还作为扩散器并破坏能够在回路水流进或流出稳压器的流动过程中形成的涡流。
衬套42与接管座的圆柱形部分30和管道11 一起限定具有轴X的环形空间74。
如图3所示，环形空间74沿着整个下边缘46向下敞开。
如图2和3所示，在衬套的下边缘46的区域内，在管道11的内表面77上形成周向的肩部76。肩部76被在边缘46下面延伸的表面78向上限定，并且表面78在其间限定了环形空间74的内孔79。
表面78稍微向下倾斜并且通过弯曲表面向上连接到管道11的内表面77。[0048]顶冠38的下部M穿有四个使环形空间74与壳体12的内部空间相连通的孔钧 (图5)。此外，环圈50穿有八个使环形空间74与壳体12的内部空间相连通的孔82 (图 4)。孔80和82围绕着轴X规则分布。
孔82作为稳压器填充期间的排气孔。
确定孔80通道截面，以便将通过环形空间74的回路水流量限制在最大预定值。
这个值是根据核反应堆运行温度范围和稳压器几何形状视具体情况而选择。
环形空间下孔79的通道截面被选择在衬套内部通道36的通道截面的2%和10% 之间。在一个典型的实施例中，表面78和边缘46之间的间隙大约为5mm并且通道截面大约为10000mm2。环形空间74的通道截面通常在内部通道36的通道截面的10%和15%之间。
孔20的累积通道截面优选地在内部通道36的通道截面的0. 5%和2%之间。在一个典型的实施例中，孔80的总通道截面大约为600mm2。
最后，四个围绕轴X规则分布的防振垫块84焊接在接管座18的内表面上(图2 和5)。它们的高度基本上与环形空间74的径向厚度一致，以便衬套42通常自由地放置在垫块84上。
上面所描述的稳压器具有多个优点。
由于环形空间74沿着衬套42下边缘的至少一部分向下敞开，从而在管道11中敞开，放射性粒子不能聚集在这个环形空间中并且排出在管道11中。
此外，在顶冠38中设置的孔80使得在环形空间74中一回路水形成流动。会聚集在形空间的放射性粒子因此被一回路液体带走，进一步降低了在衬套和接管座或管道中形成的放射性粒子聚集的可能性。
此外，环形空间74的下部基本上径向朝着管道11的中央，环形空间的在轴向部分和径向部分之间的过渡是沿着曲面实现的，从而不会形成粒子可能聚集的盲角。
此外，向下限定环形空间径向部分的表面78相对于水平面稍微向下倾斜，它有助于通过在环形空间中流动的一回路流体携带粒子。
在衬套顶部的孔80的通道截面选择成使流过环形空间的一回路流体产生一预定局部压降。流过环形空间的一回路流体的流量因此被限定在最大预定值。孔80还可以布置在衬套的环圈50中。
应当注意的是，一回路流体能够在环形空间中从管道11到壳体12内侧(向上)， 或者在相反方向上从壳体12内侧向管道11 (向下)循环。孔80和下孔79的形状能够在流体的两个流动方向产生压降从而在两个可能的流动方向上使流量受到限制。
当一回路液体从主管道向稳压器循环时，环形空间74的下部以基本上径向方式定向，这有助于限制环形空间74中的一回路液体的流量。这种定向也使得被一回路流体夹带的放射性粒子更难于从下面渗透到环形空间内。
环形空间74中的一回路流体的流量的限制使焊缝32区域的温度变化速度受到限制。这是有意义的，因为焊缝介于由不同材料制造并且具有不同热膨胀系数的两个部件 (接管座18和管道11)之间。在焊缝区域和整个接管座18中的热应力和机械应力的影响因此受很大限制。
最后，固定衬套42的顶冠38的存在有利于在顶冠38上安装滤网62。[0065]滤网62和衬套42可以容易地拆卸。容易接近的螺钉72被首先移去。接着移走滤网62，然后从接管座30中向上取出衬套42。
在一个变形示例中，有可能这样选择下孔79的通道截面，以产生局部压降来补偿由孔80产生的压降。
有可能的是，下孔79延伸在下边缘46的整个周边上或者仅在它的一部分上延伸。 孔79可以是连续的或者可以分成多个互相间隔开的孔。
权利要求
1.一种用于压水堆核电站的稳压器(8)，包括-限定内部空间的壳体(12)；-在壳体(12)的下面延伸并且能够从核电站冷却剂系统(1)分接出来的管道(11)；-使壳体(12)的内部空间与管道(11)连通的接管座(18)，该接管座(18)通过焊缝 (32)焊接到管道(11)；-用于保护焊缝(32)的衬套(42)，该衬套布置在接管座(18)内部，并具有接合在管道 (11)中的下边缘(46)，衬套0 与接管座(18)和管道(11) 一起限定了能够填充一回路液体的环形空间(74)；其特征在于，环形空间(74)沿着衬套02)的至少一部分下边缘G6)敞开，并且通向管道(11)内。
2.根据权利要求
1所述的稳压器，其特征在于，环形空间(74)沿着衬套02)的整个下边缘(46)敞开。
3.根据权利要求
1或2所述的稳压器，其特征在于，接管座(18)限定了使壳体(12)的内部空间与管道(11)连通的内部通道(36)，稳压器(8)包括顶冠(38)，顶冠环绕内部通道 (36)刚性固定在壳体(12)的内侧，衬套(42)具有固定在顶冠(38)上的上端部分(48) 0
4.根据权利要求
3所述的稳压器，其特征在于，顶冠(38)和/或衬套0 的上端部分 (48)包括流通孔(80)，该流通孔使环形空间(74)与壳体(12)的内部空间连通。
5.根据权利要求
4所述的稳压器，其特征在于，确定流通孔(80)的通道截面以便将通过环形空间(74)的一回路液体的流量限制在最大预定值。
6.根据权利要求
5所述的稳压器，其特征在于，流通孔(80)的总通道截面在接管座 (18)的内部通道(36)的通道截面的0.5%和2%之间。
7.根据权利要求
3所述的稳压器，其特征在于，沿着衬套02)的下边缘(46)，环形空间(74)的通道截面在接管座(18)的内部通道(36)的通道截面的2% -10%之间。
8.根据权利要求
3所述的稳压器，其特征在于，衬套0 安装成能够在顶冠(38)上拆卸。
9.根据权利要求
3所述的稳压器，其特征在于，稳压器包括过滤器(62)，过滤器覆盖接管座(18)的内部通道(36)以及被安装成能够在顶冠(38)上拆卸。
10.根据权利要求
9所述的稳压器，其特征在于，衬套0 的上端部分G8)接合在过滤器(62)和顶冠(38)之间。
专利摘要
一种用于压水堆核电站的稳压器，包括限定内部空间的壳体；在壳体的下面延伸并且能够从核电站冷却剂系统接出来的管道(11)；接管座(18)，它使壳体的内部空间与管道(11)连通，该接管座(18)通过焊缝(32)焊接到管道(11)；衬套(42)用于保护焊缝(32)，该衬套布置在接管座(18)内部并具有接合在管道(11)中的下边缘(46)，衬套(42)与接管座(18)和管道(11)起限定了一个能够填充一回路液体的环形空间(74)；其特征在于环形空间(74)沿着衬套(42)的至少一部分下边缘(46)敞开，并且在管道(11)内敞开。
文档编号G21C1/09GKCN101017711 B发布类型授权 专利申请号CN 200610063975
公开日2011年11月9日 申请日期2006年12月28日
发明者维克托·马蒂厄, 让-皮埃尔·伊扎尔 申请人:阿海珐核能公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan专利引用 (5),