[其他]压紧弹簧保持装置

说明书

核反应堆的弹簧保持件，此反应堆有一容器（４６），带凸缘（３８）的堆芯筒（４０）、带凸缘的内筒（４２）与压紧弹簧（１４），筒（４０，４２）与弹簧（１４）装于容器（４６）内，内筒凸缘（３２）置于凸缘（３８）之上，弹簧（１４）置于凸缘（３８）与（３２）之间，压簧件（２，４）包括绕簧（１４）周边的组合单元，每一单元包括安在弹簧外周且带吊环（８）及安在凸缘（３６）上之挂钩（４），挂钩下部（２０）支承吊环（８），使弹簧能随内筒升举。

本发明涉及到一种用于保持反应堆内部部件之压紧弹簧的装置，此种压紧弹簧构成了安装在核反应堆压力容器中的一个部件。

存在着各种类型的压水反应堆，在一压力容器内包括有：堆芯筒体内筒和上方排管式堆容器，它们之间的每一个都配有一个在上方且向外延展的凸缘，这几个部件即通过各自的凸缘支托在该压力容器内。与以上部件联系在一起的是一个环形压紧弹簧，当此弹簧位于内筒凸缘与堆芯筒体凸缘之间，可以获得最大的结构余量和最高的可靠性。

然而，在近期提出的新型压水反应堆结构中，由压紧弹簧所复盖的堆芯筒体凸缘区域内，配置有必须可以随时接近的部件，尤其是在换装燃料和进行运行中检查时，更需为此。单独地卸下压紧弹簧就极其困难了。

设想将此压紧弹簧装设于内筒与上方排管式堆容器之间，使此弹簧能随内筒在一起提升，或许可能解决上面出现的问题。可是这样一种配置本身就会带来许多缺点，包括这一事实：它将降低可靠性和增大弹簧负荷。

本发明的主要目的是，在这类反应堆的运行寿命期内，简化压紧弹簧的取出手续，同时仍允许该弹簧装设于反应堆的堆芯筒体凸缘与内筒凸缘之间，并保证此弹簧经取出后再重新装上时，能合适地定位。

基于以上目的，本发明提供了一种用于下述核反应堆的压紧弹簧保持装置，这样的核反应堆有一压力容器、一个置放在该压力容器内且上方有一向外延展之凸缘落在此容器上的堆芯筒体、一个设置在该堆芯筒体内且上方有一外延之凸缘的内筒、以及一个环形压紧弹簧，这些筒体与弹簧是安装在压力容器之内，内筒的凸缘则置放在堆芯筒体的凸缘之上方，而压紧弹簧则居于堆芯筒体凸缘与内筒凸缘之间，此种压紧弹簧的特征是：围绕其周边有一批分隔开的组合单元，而每一单元包括有若干个固定在此种弹簧外周边上的吊环以及至少一个沿径向朝外的凸出部分;在内筒凸缘上装设有若干挂钩，它们的下部悬垂于此种凸缘的下方，并且是居于上述吊环的沿径向之外突部的下方，所述的下部之配置方式，当着前述的内筒上升而离开此堆芯筒体时，可用来支承沿径向的外突部，使得这种压紧弹簧能与内筒一起上升。

这样，本发明的保持装置即可使压紧弹簧能与堆芯筒体一起自动地提升，同时保证了此弹簧在重新安置时会合适地就位。

与此同时，本发明的保持装置也不会影响弹簧必须承受的正常变形，弹簧的这种变形是为了提供所需的负荷力以及有目的地进行其夹定动作而产生的。

本发明的保持装置能采取这样的结构，防止在所组合之部件的界面上受到重复碰撞的损伤。夹紧弹簧本身与筒体凸缘之间温差膨胀在各种各样的现场运行条件下，也不会对组合件界面的之间余隙带来不利影响。此外，本发明的保持装置造价也较低。

下面对照所附的图，仅仅以一种举例方式描述了本发明的一个从优选定的实施例，通过其中的叙述将会较迅速地理解本发明，在所附的图中：

图1是本发明之保持装置之一优选实施例的第一种基本部件的透视图。

图2是本发明一保持装置较佳实施例之第二种基本部件的，类似于图1的那种图。

图3是图1的部件固定在一压紧弹簧上时的正视图。

图4是表明图2中之部件处于已安装好状态的正视图。

图5是装配有图1至4中所示本发明之实施例部件之反应堆容器，它是容器一部分顶端之横截面的正视详图。

图6是沿着本发明第二个实施例之一反应堆的径向平面的侧向正视图，且示明了一部分压紧弹簧。

图7是图6之实施例中，朝反应堆内部看过去的一个正视图，且示明了内筒凸缘的一部分。