一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统的制作方法

文档序号:11129384阅读:791来源:国知局
一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统的制造方法与工艺

本发明属于水闸门密封领域,具体涉及一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统。



背景技术:

压水堆核电站反应堆厂房内设计有若干个水池,水池相互连通。核电站正常运行期间,反应堆水池为干态,因此需要将反应堆水池与其它水池用水闸门隔离,以防止其它水池的水流入。影响水闸门密封能力的主要因素是密封圈的物理性能和充气压力。在核电站破口事故工况下,厂房内温度和压力迅速上升,此时密封圈内的压力是否足够大是影响密封性能的关键因素。



技术实现要素:

本发明的目的是提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,以更好的保障水闸门的密封性能,尤其是在核事故时的密封性能。

为实现此目的,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,其具有连接至密封圈在正常工况下用于给密封圈充气的供气回路,还具有连接至密封圈的自动补气回路,所述的自动补气回路包括自动补气装置,所述的自动补气回路在正常工况下为常闭状态,而当核电站处于事故工况时连通以增加密封圈内压力。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地所述的自动补气装置由依次连接的压缩空气储罐、易熔合金塞、缓冲罐组成,所述的缓冲罐连接所述的密封圈。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地所述的易熔合金塞在核电站环境厂房温度升高到其熔点时熔化,从而使自动补气装置的气路连通,压缩空气储罐中的高压气体流到缓冲罐,然后进入密封圈,增加密封圈内压力。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地所述的供气回路包括依次连接的压缩空气气源、减压阀、缓冲罐,所述的缓冲罐连接所述的密封圈。所述的压缩空气气源可由核电站厂房提供。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地所述的供气回路上连接有用于监测密封系统内压力的压力表。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地在所述的压力表与供气回路间连接有压力表截止阀。所述的压力表截止阀用于更换和检修压力表使用。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地所述的供气回路上连接有供气回路截止阀。当供气回路给密封圈充气达到规定压力值时,所述的供气回路截止阀关闭,充气完成。

优选地,本发明提供一种核电站反应堆厂房水闸门密封系统,进一步地所述的密封圈的材质为三元乙丙橡胶。当密封圈的材质为三元乙丙橡胶时,充气后具有很好的形变能力,变形后的橡胶填充在水闸门和门框之间的间隙,构成密封面,实现对池水的密封。

附图说明

图1为本发明的带自动补气装置的水闸门密封系统的示意图。

具体实施方式

以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。

一种带自动补气装置的水闸门密封系统,由厂房压缩空气气源1;减压阀2;供气回路截止阀3;压力表截止阀4;压力表5;缓冲罐6;密封圈7;压缩空气储罐8;易熔合金塞9组成。

正常工况下水闸门密封圈压力由厂房的压缩空气气源1提供,压缩空气经过减压阀2调整压力后,流入缓冲罐6和密封圈7,压力表5用于监测密封系统内的压力,当充气达到规定压力值时,关闭供气回路截止阀3,充气完成,压力表截止阀4用于更换和检修压力表5使用。

密封圈的材质为三元乙丙橡胶,充气后具有很好的形变能力,变形后的橡胶填充在水闸门和门框之间的间隙,构成密封面,实现对池水的密封。

自动补气装置气路由压缩空气储罐8通过易熔合金塞9连接至缓冲罐6和密封圈7。易熔合金塞9为常闭状态,当环境温度升至合金熔点时,易熔合金塞9熔化,压缩空气储罐8中的气体流入缓冲罐6和密封圈7中,增加密封圈内压力,完成在事故工况下的自动补气动作。缓冲罐6用于降低压缩空气储罐8中的空气压力,保护密封圈7不被损坏。

上述实施方式只是对本发明的举例说明,本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施,而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此,描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明,任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

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