CN208397515U - 耐高温接头 - Google Patents
耐高温接头 Download PDFInfo
- Publication number
- CN208397515U CN208397515U CN201820606263.0U CN201820606263U CN208397515U CN 208397515 U CN208397515 U CN 208397515U CN 201820606263 U CN201820606263 U CN 201820606263U CN 208397515 U CN208397515 U CN 208397515U
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- high temperature
- temperature resistant
- channel
- heat
- resistant connector
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
Abstract
本实用新型涉及一种耐高温接头,其包括壳体,以及包覆于所述壳体内的隔热层,所述隔热层内设有多个相互连通的通道,至少一个所述通道上设置有隔断装置,以使该通道与其他通道连通或隔断。本实用新型提供的耐高温接头能够隔离设备、耐高温且保温性能良好。
Description
技术领域
本实用新型涉及核电工程技术领域,尤其涉及一种耐高温接头。
背景技术
众所周知,LOCA(Loss Of Coolant Accident)是核电厂在运行过程中最为严重的事故之一。该事故的发生主要是由于反应堆一回路冷却剂流失,导致堆芯温度急剧上升,同时反应堆内压力迅速下降,引发安注***向堆内注水,以冷却快速升温的堆芯。在LOCA工况下(以锆合金为例),当核燃料包壳温度超过600℃时,由于外部压力的下降导致燃料包壳发生肿胀、破裂;当温度升高至850℃以上时,燃料包壳合金会发生剧烈的锆水反应,包壳外部氧化膜厚度迅速增加,同时反应释放出氢气。当对堆芯进行注水时,相当于对锆合金包壳进行淬火,会导致包壳变脆甚至破裂,可引发放射性裂变产物泄漏。
针对LOCA工况,往往需要对核燃料包壳进行反应堆外模拟技术试验,从而获得核燃料包壳的性能。在核燃料包壳性能试验中,一般需要对垂直安装的急冷水池,以及分别呈水平和垂直安装的高温炉管实现可靠的连接,然而,现有的三通接头不耐高温,无法在高温炉内高达1600℃的环境温度下保持良好的连接、密封和保温性能。与此同时,在试验过程中,往往需要根据实际情况对其中一台设备进行隔离,因此,目前的三通接头无法满足试验需要。
因此,急需要一种能够隔离设备、耐高温且保温性能良好的耐高温接头来克服上述的缺陷。
实用新型内容
基于此,有必要针对现有技术问题,提供一种能够隔离设备、耐高温且保温性能良好的耐高温接头。
本实用新型提供一种耐高温接头,其包括壳体,以及包覆于所述壳体内的隔热层,所述隔热层内设有多个相互连通的通道,至少一个所述通道上设置有隔断装置,以使该通道与其他通道连通或隔断。
较佳的,所述隔热层为氧化铝陶瓷隔热层。
较佳的,所述隔断装置包括驱动机构和隔热插板,所述隔热插板可移动的插接于所述通道上,所述驱动机构的输出端与所述隔热插板连接并驱动所述隔热插板移动。
较佳的,所述隔热插板为氧化铝陶瓷隔热插板。
较佳的,所述驱动机构包括可主动伸缩的膨胀节,所述膨胀节固定于所述壳体的外壁,所述膨胀节的输出端与所述隔热插板连接并通过主动伸缩驱动所述隔热插板移动。
较佳的,所述驱动机构与所述壳体之间设有用于冷却的第一水冷夹套。
较佳的,所述驱动机构和壳体通过第一法兰连接。
较佳的,所述驱动机构与所述第一法兰之间设有第一密封圈,以对所述隔热插板与所述第一法兰之间的间隙密封。
较佳的,所述通道的进口处设有用于与外部装置连接的第二法兰。
较佳的,所述第二法兰上设有第二密封圈。
较佳的,所述第二法兰外设有第二水冷夹套,所述第二水冷夹套通入循环冷却水以冷却所述第二法兰。
较佳的,所述通道连接有连通高温炉的炉管。
较佳的,所述炉管与所述通道之间设有第三密封圈。
与现有技术相比,本实用新型提供的耐高温接头通过所述壳体内设置一隔热层,并在隔热层内形成多个相互连通的通道,利用多个通道实现两台高温炉的炉管和一台急冷水池之间的相互连通,由于隔热层具有耐高温和隔热等性能,因此,耐高温接头的耐高温及保温效果十分好;另外,在进行核燃料包壳性能试验时,由于在至少一个通道上设有隔断装置,试验者可根据实际情况选择性地对任意设备进行隔离,从而使该通道与其他通道隔断,避免该通道的环境对其余通道造成影响,灵活性高,极大地满足了试验的需求。
附图说明
图1为本实用新型耐高温接头与外部炉管连接时的剖视图。
图2为图1另一角度的剖视图。
具体实施方式
为详细说明本实用新型的技术内容、构造特征、所实现目的及效果,以下结合实施方式并配合附图详予说明。
请参阅图1-2,展示了本实用新型的耐高温接头,其包括壳体1及隔热层2,隔热层2包覆于壳体1内,隔热层2内设有多个相互连通的通道,至少一个通道上设置隔断装置3,以使该通道与其他通道连通或隔断。可以理解的是,生产者可以在需要隔离的通道上设置隔断装置3,不仅能够利用隔热层2实现高温下耐高温接头的连接、密封、隔热和保温,更能利用隔断装置3任意地控制各通道的连通或隔离,避免通道之间的相互影响。可以理解的是,通道的数量、位置和形状,以及隔断装置3的数量和位置均可根据生产或使用的需要进行调整,举例而言,生产者可以同时在各通道上均设置隔断装置3,也可选择性地在其中一个、两个或多个通道上设置隔断装置3,不以此为限。更为具体的,如下:
请参阅图1-2,于本实施例中,通过在外壳1内浇筑耐高温材料形成隔热层2,并同时在隔热层2内形成三个相互连通的通道。为了下面更好的描述,三个不同的通道分别采用不同的附图标记,分别为21a、21b和21c。为了配合高温氧化试验的需要,通道21a和通道21c相互连通并形成呈垂直设置的竖管22,通道21b与竖管22连通并形成呈水平设置的横管23。通道21a和通道21c均连接有连通高温炉的炉管9,且通道21a和通道21c与各炉管与之间设有第三密封圈10,具体地,通道在与炉管9连接时采用耐高温填充材料进行填充,再通过高温密封胶进行密封,从而使炉管9和通道在高温环境下依然保持有效连接和密封,较优的是,耐高温填充材料选用陶瓷纤维,高温密封胶选用可耐1700℃的高温无机密封胶。通道21c与位于下方的急冷水池(图未示)连接,具体地,通道21c的进口处设有用于与外部装置连接的第二法兰4,且第二法兰4上设有第二密封圈(图未示),以对急冷水池与第二法兰4之间的间隙密封,从而提高通道与外部装置连接时的密封性能。由于第二密封圈在高温环境下容易受热失效,且通道21c内的热量没有经过冷却就进入急冷水池,这样容易对急冷水池的环境产生影响,为了保护第二密封圈和提高急冷水池的冷却效果,耐高温接头还包括用于冷却的第二水冷夹套5,第二水冷夹套5固定于壳体1上并设于第二法兰4外,第二水冷夹套5不断地通入循环冷却水,降低壳体1和第二法兰4的温度,不仅达到防止第二密封圈因高温而失效的目的,间接地提高装置整体的耐热性和密封性,而且有效避免急冷水池的环境受到影响,提高冷却的效果。较优的是,外壳1采用不锈钢材料制成,隔热层2为氧化铝陶瓷隔热层。
请参阅图1-2,于本实施例中,隔断装置3安装在通道21c以隔离位于下方的急冷水池,当然,隔断装置3也可根据需要安装在其余的通道21a或通道21b上。隔断装置3包括驱动机构31和隔热插板32,驱动机构31连接于壳体1的外壁,壳体1和隔热层2对应隔热插板32开设有可供隔热插板32通过的通孔6,隔热插板32通过通孔6可移动的插接于通道21c上,驱动机构31的输出端与隔热插板32连接并驱动隔热插板32移动,以连通或隔断通道21c。具体地,驱动机构31包括可主动伸缩的膨胀节311,膨胀节311固定于壳体1的外壁,膨胀节311的输出端与隔热插板32连接并通过主动伸缩驱动隔热插板32移动,较优的是,膨胀节311采用金属材料制成。可以理解的是,膨胀节311可采用气动或电动等方式进行驱动其主动伸缩,不以此为限。驱动机构31的膨胀节311和壳体1通过第一法兰7连接,且驱动机构31和第一法兰7之间设有第一密封圈(图未示),以对隔热插板32与第一法兰7之间的间隙进行密封,提高密封性能。由于第一密封圈在高温环境下容易受热失效,且壳体1内部的热量没有经过冷却容易通过通孔6对驱动机构31造成影响,为了保护第一密封圈和保护驱动机构31,耐高温接头还包括用于冷却的第一水冷夹套8,第一水冷夹套8设置于驱动机构31和壳体1之间,第一水冷夹套8不断地通入循环冷却水,降低壳体1和第一法兰7的温度以达到防止第一密封圈因高温而失效的目的,间接地提高装置整体的耐热性和密封性。较优的是,隔热插板32为氧化铝陶瓷隔热插板。
本实用新型的耐高温接头还包括控制器(图未示),控制器分别与隔断装置3、第一水冷夹套8和第二水冷夹套5电连接,以控制各部件进行工作。
结合图1到图2所示,对使用本实用新型耐高温接头的进行高温氧化试验的使用方法做一详细说明:
试验前,通道21a和通道21b分别与外部两台高温炉的炉管9进行连接,并采用耐高温填充材料和高温密封胶分别进行填充和密封,通道21c与外部的急冷水池的连通管通过第二法兰4进行连接。控制器控制膨胀节311主动收缩以连动隔热插板32移动并隔断通道21c,利用隔热插板32的隔热作用避免急冷水池内的纯水受到其余两通道21a和21b的影响而受热。与此同时,控制器控制第一水冷夹套8和第二水冷夹套5通入循环冷却水。试验时,通道21a处的炉管9加热核燃料包壳,通道21b处的炉管9加热水蒸气,水蒸气与核燃料包壳进行高温氧化试验;若试验时需要将核燃料包壳冷却时,控制器控制膨胀节311主动伸展以连动隔热插板32移动并连通的通道21c,进而让受热的核燃料包壳坠入急冷水池内进行冷却;若需要继续隔离急冷水池,控制器控制膨胀节311主动收缩以隔断通道21c。
通过壳体1内设置一隔热层2,并在隔热层2内形成多个相互连通的通道,利用多个通道实现两台高温炉的炉管9和一台急冷水池之间的相互连通,由于隔热层2具有耐高温和隔热等性能,因此,耐高温接头的耐高温及保温效果十分好,从而能够在高达1600℃的试验环境中保持良好的连接、密封和保温性能,以满足核燃料包壳性能试验的需求;另外,在进行核燃料包壳性能试验时,由于在至少一个通道上设有隔断装置,试验者可根据实际情况选择性地对任意设备进行连通,从而使该通道与其他通道连通,以使试验过程中受热的核燃料包壳坠入急冷水池内进行冷却;或根据实际情况选择性地对任意设备进行隔离,从而使该通道与其他通道隔断,避免该通道的环境对其余通道造成影响,间接地使急冷水池的环境不受到高温炉的影响以提高冷却效果,灵活性高,极大地满足了试验的需求。
理所当然的,本耐高温接头还可以运用在核电站中除高温氧化试验中的其他试验的管道连接,也可运用在其他需要在高温环境下进行管道连接的技术领域中,不以核电站领域为限。
以上所述实施例仅表达了本实用新型的最佳实施方式,其描述较为具体和详细,但并不能因此而理解为对本实用新型专利范围的限制。应当指出的是,对于本领域的普通技术人员来说,在不脱离本实用新型构思的前提下,还可以做出若干变形和改进,这些都属于本实用新型的保护范围。因此,本实用新型专利的保护范围应以所附权利要求为准。
Claims (13)
1.一种耐高温接头,其特征在于:包括壳体,以及包覆于所述壳体内的隔热层,所述隔热层内设有多个相互连通的通道,至少一个所述通道上设置有隔断装置,以使该通道与其他通道连通或隔断。
2.根据权利要求1所述的耐高温接头,其特征在于:所述隔热层为氧化铝陶瓷隔热层。
3.根据权利要求1所述的耐高温接头,其特征在于:所述隔断装置包括驱动机构和隔热插板,所述隔热插板可移动的插接于所述通道上,所述驱动机构的输出端与所述隔热插板连接并驱动所述隔热插板移动。
4.根据权利要求3所述的耐高温接头,其特征在于:所述隔热插板为氧化铝陶瓷隔热插板。
5.根据权利要求3所述的耐高温接头,其特征在于:所述驱动机构包括可主动伸缩的膨胀节,所述膨胀节固定于所述壳体的外壁,所述膨胀节的输出端与所述隔热插板连接并通过主动伸缩驱动所述隔热插板移动。
6.根据权利要求3所述的耐高温接头,其特征在于:所述驱动机构与所述壳体之间设有用于冷却的第一水冷夹套。
7.根据权利要求3所述的耐高温接头,其特征在于:所述驱动机构和壳体通过第一法兰连接。
8.根据权利要求7所述的耐高温接头,其特征在于:所述驱动机构与所述第一法兰之间设有第一密封圈,以对所述隔热插板与所述第一法兰之间的间隙密封。
9.根据权利要求1所述的耐高温接头,其特征在于:所述通道的进口处设有用于与外部装置连接的第二法兰。
10.根据权利要求9所述的耐高温接头,其特征在于:所述第二法兰上设有第二密封圈。
11.根据权利要求9所述的耐高温接头,其特征在于:所述第二法兰外设有第二水冷夹套,所述第二水冷夹套通入循环冷却水以冷却所述第二法兰。
12.根据权利要求1所述的耐高温接头,其特征在于:所述通道连接有连通高温炉的炉管。
13.根据权利要求12所述的耐高温接头,其特征在于:所述炉管与所述通道之间设有第三密封圈。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201820606263.0U CN208397515U (zh) | 2018-04-25 | 2018-04-25 | 耐高温接头 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201820606263.0U CN208397515U (zh) | 2018-04-25 | 2018-04-25 | 耐高温接头 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN208397515U true CN208397515U (zh) | 2019-01-18 |
Family
ID=65061168
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201820606263.0U Active CN208397515U (zh) | 2018-04-25 | 2018-04-25 | 耐高温接头 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN208397515U (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112378765A (zh) * | 2020-10-09 | 2021-02-19 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 包壳管的加压试验装置 |
-
2018
- 2018-04-25 CN CN201820606263.0U patent/CN208397515U/zh active Active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112378765A (zh) * | 2020-10-09 | 2021-02-19 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 包壳管的加压试验装置 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN201689688U (zh) | 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的*** | |
US9773574B2 (en) | Systems and methods for enhancing isolation of high-temperature reactor containments | |
CN208397515U (zh) | 耐高温接头 | |
EP3291242B1 (en) | Passively operating cooling device for ex-vessel corium | |
CN103225012A (zh) | 数控式微压气体冷热循环退火炉 | |
WO2022016869A1 (zh) | 一种高温气冷堆核电站冷试期间一回路舱室加热***及方法 | |
US4161192A (en) | Transfer line exchanger inlet cone | |
CN105202949A (zh) | 可控温自冷却保护高温u型管蒸发器 | |
CN102945685A (zh) | 一种安全壳外与安全壳内、能动与非能动结合的消氢***及方法 | |
CN103377720B (zh) | 一种核电站事故后堆外熔融物滞留装置 | |
WO2011043513A1 (ko) | 원자로 용기의 외벽 냉각장치 | |
CN204904847U (zh) | 核电站安全壳打压试验期间的安全壳火灾监控*** | |
CN202976862U (zh) | 一种安全壳外与安全壳内、能动与非能动结合的消氢*** | |
CN212411591U (zh) | 一种高温气冷堆核电站冷试期间一回路舱室加热*** | |
CN207147301U (zh) | 一种急冷换热器管板隔热结构 | |
CN106683718A (zh) | 一种适用于高温环境的贯穿件及核设施 | |
CN205354674U (zh) | 模拟loca工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置 | |
CN103377724A (zh) | 一种核电站事故后ⅰ型堆外熔融物滞留装置 | |
CN208173250U (zh) | 高温气体冷却装置 | |
CN205138268U (zh) | 可控温自冷却保护高温u型管蒸发器 | |
CN103730171A (zh) | 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆辅助加热*** | |
CN208279646U (zh) | 高炉快速凉炉装置 | |
CN103090985A (zh) | 贯穿高温高压氦气压力壳的铠装热电偶组件 | |
CN205046140U (zh) | 一种高炉破损冷却器冷却水中煤气处理装置 | |
CN206246909U (zh) | 锅炉落渣管金属膨胀节 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |