一种核电站稳压器防热冲击结构的制作方法
【技术领域】
[0001]本实用新型涉及核电技术领域，具体涉及一种核电站稳压器使用的防热冲击结构。
【背景技术】
[0002]稳压器是压水堆核电厂的关键设备之一，对一回路主系统进行压力和容积的调节和控制、对保证一回路主系统压力边界完整性有非常重要的作用。反应堆冷却剂系统是一个充满高温、高压含硼水的封闭回路。稳压器正常运行时，其下部充满水，上部充满蒸汽，水和蒸汽处于一个相对平衡的状态。在反应堆运行过程中，当一回路冷却剂温度升高、体积膨胀而流进稳压器；当一回路冷却剂温度降低、体积收缩而流出稳压器。一回路冷却剂由于温度的变化，使回路和反应堆中水的体积发生变化，温度变化的流体频繁地经稳压器下部的波动接管进入或流出稳压器。波动接管本体、波动接管本体和波动接管安全端焊缝存在较大温度梯度，频繁变化的流体温度和流量引起波动管本体、波动接管安全端和他们之间相连的焊缝的应力不断变化，这种复杂的交变应力会导致造成构件的热疲劳或热冲击失效，对反应堆的安全造成影响。在波动接管内设置热套管，防止一回路冷却剂在波动流入流出时对管壁产生过大的热应力，避免承受热冲击而导致的热疲劳破坏。
[0003]若稳压器的波动接管内的流速较高，防热冲击套管上端仅依靠四个凸台进行支承；由于上端为非密封结构，对于高流速情况下，非密封结构防热冲击套管防热冲击效果较弱。并且反应堆运行过程中产生的放射性粒子容易聚集在环形空间，而由于防热冲击套管下端与波动接管安全端存在焊接连接形成封闭的环形空间，反应堆运行过程中产生的放射性粒子不容易从防热冲击套管下端排出，这些放射性粒子容易在稳压器底部沉积滞留引起高放射性计量率，使稳压器底部在役期间进行检查和维修时需要使用到专门的设备和大量的时间和人力，检修困难且周期长，成本高。
【实用新型内容】
[0004]本实用新型的目的在于针对上述技术问题提出一种能够在高温高流速环境下也能起到很好的防热冲击效果，同时不会造成放射性离子在稳压器底部沉积的核电站稳压器防热冲击结构。
[0005]本实用新型解决上述技术问题所采用的技术方案为:一种核电站稳压器防热冲击结构，包括设置在稳压器的下封头上的波动接管、连接固定在所述波动接管端部的波动接管安全端、套设在所述波动接管及波动接管安全端内的防热冲击套管、设置在所述波动接管位于稳压器内一侧管口处且与所述防热冲击套管相连接以实现将所述防热冲击套管悬置的支承环，
[0006]所述防热冲击套管远离稳压器一端与所述波动接管安全端内管壁之间设有环形开口，
[0007]所述防热冲击套管位于所述稳压器一端开设有若干通流孔，
[0008]使得所述防热冲击套管、波动接管以及波动接管安全端之间形成一个上端通过所述通流孔与所述稳压器相通且下端与所述波动接管安全端完全相通的半密封环形空间。
[0009]在本实用新型中，所述波动接管内侧设置有堆焊耐腐蚀不锈钢形成的堆焊层，所述支承环焊接固定在所述堆焊层上。
[0010]在本实用新型中，所述支承环上周向开设有若干流通孔，加快所述环形空间内冷却剂的流通速率。
[0011]在本实用新型中，所述支承环上设置有连接法兰，所述防热冲击套管上端连接有与所述连接法兰相配套的套管法兰，所述防热冲击套管通过所述连接法兰和套管法兰悬挂安装在所述支承环上。
[0012]在本实用新型中，所述波动接管位于稳压器内一侧管口设置有遮盖所述波动接管位于稳压器内一侧管口的过滤罩，所述过滤罩设置有与所述连接法兰相配套的过滤罩法兰，所述过滤罩通过所述连接法兰和过滤罩法兰安装固定在所述支承环上。
[0013]在本实用新型中，所述环形空间内靠近所述波动接管与波动接管安全端的连接处位于所述稳压器一侧设置有用于支承所述防热冲击套管的凸台，所述凸台设置在所述防热冲击套管上且与所述波动接管内管壁之间具有0.5mm?0.7mm的径向间隙。
[0014]在本实用新型中，所述波动接管安全端位于所述环形空间的环形开口处设置有向远离稳压器一端倾斜的圆弧过渡部。
[0015]本实用新型通过采用半封闭悬置的防热冲击套管结构，大大降低了放射性粒子在环形空间的聚集，同时通过在防热冲击套管下端设置环形开口，将聚集在环形空间的粒子顺利排出，避免放射性粒子在稳压器底部沉积，减少稳压器底部在役期间检查和维修的难度，降低对检修人员的辐照，降低检修成本。
[0016]防热冲击套管上端采用半密封结构，在高温、高流速环境下有效降低波动管本体和焊缝承受频繁变化的流体温度冲击带来的交变应力，防止波动管本体和焊缝产生热疲劳破坏，有效降低热冲击。
【附图说明】
[0017]图1为本实用新型一实施例中的现有技术的防热冲击装置的整体示意图；
[0018]图2为本实用新型一实施例中的核电站稳压器防热冲击结构的结构示意图；
[0019]图3为图2中I处的放大结构示意图；
[0020]图4为图2中A-A剖视结构示意图；
[0021]图5为图2中II处的放大结构示意图。
【具体实施方式】
[0022]为了更清楚地说明本实用新型的技术方案，以下结合附图及实施例，对本实用新型的技术方案进行进一步详细说明，显而易见地，下面描述仅仅是本实用新型的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些实施例获得其他的实施例。
[0023]参照图1，目前常见的压水堆核电厂使用的稳压器波动接管2的防热冲击套管7 —般采用防热冲击套上端设置四个支承凸台的非密封结构。开放结构的防热冲击套管7的上部与稳压器内部直接连通。当流速较低时，一般小于3m/s，环形空间9的内的冷却剂温度变化速率较小，热阻较大，防热冲击套管7可以起到较好的保护作用。当时当流速较高时，一般大于3m/s，环形空间9内会产生强烈的冷热流体混合，环形空间9内流体温度变化剧烈，此时，防热冲击套管7基本失去隔热保护作用。另外防热冲击套管7下端与波动接管安全端4焊接连接固定形成封闭的环形空间9，反应堆运行过程中产生的放射性粒子不容易从防热冲击套管7下端排出而在环形空间9底部沉积，给稳压器在役期间底部的检查和维修带来极大的不便和较高的成本。
[0024]为解决上述技术问题，本实用新型提出一种核电站稳压器防热冲击结构，参照图2，包括设置在稳压器的下封头I上的用于将波动管本体连接在稳压器上的波动接管2、通过焊缝33焊接固定在波动接管2端部的波动接管安全端4、套设在波动接管2及波动接管安全端4内的防热冲击套管7、设置在波动接管2位于稳压器内一侧管口处且与防热冲击套管7相连接以实现将防热冲击套管7悬置的支承环6。参照图3，波动接管2内侧设置有堆焊耐腐蚀不锈钢形成的堆焊层5，支承环6焊接固定在堆焊层5上，避免对波动接管2的内部结构造成破坏。
[0025]参照图5，防热冲击套管7向远离稳压器一端延伸至波动接管安全端4内，防热冲击套管7下端与波动接管安全端4内管壁之间设有环形开口 17，使得防热冲击套管7远离稳压器一端形成开放结构，参照图3，防热冲击套管7位于稳压器一端周向开设有若干与稳压器相连通的通流孔14，使得防热冲击套管7、波动接管2以及波动接管安全端4之间形成一个上端通过通流孔14与稳压器相通且下端与波动接管安全端4完全相通的半密封环形空间9。防热冲击套管7上部半密封结构，基本隔绝了环形空间9内流体与稳压器内部流体直接连通，使得环形空间9内的冷却剂的温度变化基本不受波动接管2管道内冷却剂流速的影响，且由于半密封结