узел уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора

Формула изобретения

1. Узел уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора, содержащий установленное в корпусе стыковочного патрубка между двумя опорными кольцами уплотнительное средство, выполненное в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами и расположенных между пакетами разделительных элементов, отличающийся тем, что разделительные элементы выполнены в виде упругих колец V-образного профиля, дугообразные вершины которых расположены в дугообразных впадинах W-образных пакетов и контактируют с ними, а выполненные с перегибом в сторону дугообразных вершин лопасти упруго контактируют с лопастями W-образных пакетов, нижнее опорное кольцо снабжено кольцевым выступом в виде полутора, контактирующего с дугообразной впадиной нижнего W-образного пакета, а верхнее опорное кольцо снабжено кольцевой канавкой под дугообразную вершину V-образного разделительного кольца.

2. Узел уплотнения по п. 1, отличающийся тем, что W-образные пакеты образованы радиально-упругими элементами W-образной формы и заключенным между ними радиационно-стойким уплотнительным материалом.

3. Узел уплотнения по п. 2, отличающийся тем, что лопасти W-образных радиально-упругих элементов выполнены симметричными.

4. Узел уплотнения по п. 2, отличающийся тем, что лопасти W-образных радиально-упругих элементов выполнены асимметричными, при этом лопасти со стороны внутреннего диаметра элементов больше лопастей со стороны наружного диаметра элементов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к уплотнительной области техники и может быть использовано в перегрузочных машинах для ядерных реакторов канального типа.

Перегрузку топлива на работающих канальных ядерных реакторах осуществляют с помощью специальных перегрузочных машин. Внутреннюю полость такой машины соединяют с полостью технологического канала реактора, в котором находится под давлением теплоноситель реактора, посредством стыковочного патрубка, уплотненного на головке технологического канала.

Одной из проблем в данной области является создание надежного уплотнения при стыковке перегрузочной машины с каналом реактора. Сложность этой проблемы обусловлена условиями, в которых работает уплотнительный узел стыковочного патрубка. Он подвержен воздействию высоких давлений, температур и радиационному излучению. Кроме того, стыковочный патрубок должен обеспечить надежную герметизацию при его несоосности с технологическим каналом реактора, что вызывается трудностью точного их совмещения в процессе наведения перегрузочной машины на технологический канал реактора. Кроме того, под воздействием температуры технологические каналы имеют угловые перекосы, величина которых может произвольно меняться в процессе перемещения в технологическом канале топливной сборки, извлекаемой из реактора.

Известно уплотнение стыковочного патрубка перегрузочной машины [1] с технологическим каналом ядерного реактора, которое представляет собой эластичное гидравлическое контактное соединение радиального типа. Уплотнительный элемент выполнен в виде плавающей надувной манжеты, а манжета - из радиационно-стойкой резины марки ИРП-1345. Внутренний диаметр манжеты на 2-3 мм больше наружного диаметра технологического канала реактора. Поэтому при стыковке манжета свободно устанавливается на уплотняемую поверхность канала. Герметизация перегрузочной машины с технологическим каналом осуществляется подачей в полость манжеты воды под давлением. Давление в манжете должно несколько превышать давление герметизируемой среды. Поскольку манжета не имеет защиты, то в процессе стыковки перегрузочной машины с технологическим каналом реактора возможно повреждение манжеты.

Известно также устройство [2], содержащее эластичный уплотнительный элемент, защищенный плавающими кольцами. Это устройство в случае его применения в конструкции стыковочного патрубка обеспечивает компенсацию несоосности стыковочного патрубка и технологического канала реактора. Но оно не позволяет получить надежную стыковку в случае углового перекоса технологического канала реактора в силу того, что плавающие кольца установлены в едином блоке и перемещаются совместно.

Указанный недостаток отсутствует в надувном манжетном уплотнении [3], являющимся еще одним аналогом. В этом устройстве для устранения недостатка, присущего предыдущему аналогу, плавающие кольца установлены в пазах, образованных торцевыми поверхностями стыковочного патрубка и упорных колец, обжимающих эластичный уплотнительный элемент. Плавающие кольца благодаря наличию у них узкой контактной поверхности не препятствуют смещению технологического канала реактора на допустимый угол и позволяют обеспечить в соединении с ним минимальный зазор, вследствие чего становится невозможным быстрое выдавливание материала манжеты в эти зазоры. Однако это устройство обладает серьезным недостатком, обусловленным самой манжетой. Возможен в процессе извлечения топливной сборки из реактора разрыв надувной манжеты с последующим выбросом в реакторный зал радиоактивного теплоносителя.

Указанные недостатки устранены в узле уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора [4], содержащем уплотнительное средство, выполненное в виде надувной манжеты и эластичного кольца, вставленного в расточку и образующей полость, соединенную через автоматический клапан с полостью стыковочного патрубка. Уплотнение с технологическим каналом реактора осуществляется путем подачи в надувную манжету по специальному каналу рабочей жидкости. В процессе извлечения топливной сборки из реактора ее активная часть воздействует как на надувную манжету, так и на эластичное кольцо. Под действием радиационного излучения уплотнительные элементы теряют свои пластические свойства, а следовательно, и способность к уплотнению. Кроме того, необходимо отметить, что температура внутри канала реактора в процессе извлечения топливной сборки меняется, что приводит к колебаниям длины части канала реактора, которая соединена с уплотнительным средством. Изменение длины канала реактора может привести к вырыву надувной манжеты из места ее заделки в стыковочном патрубке, что значительно снижает надежность уплотнительного средства.

Известно уплотнительное средство [5] для уплотнения трубопроводов под давлением. Уплотнительное средство включает в себя манжету, образованную радиально-упругими металлическими элементами из нержавеющей стали корытообразной формы с плоским дном и уплотнительного материала, расположенного на плоском дне. Радиально-упругие металлические элементы и уплотнительный материал собраны в пакет. Манжеты, образованные радиально-упругими элементами, лишены недостатков, присущих эластичным манжетам. Металлические элементы имеют упругие наружные ободки, в собранном виде образующие после шлифовки сплошную цилиндрическую поверхность, по которой осуществляется скользящий контакт и уплотнение трубы. Особенность работы рассматриваемого уплотнительного средства состоит в том, что предварительный рабочий натяг металлических элементов с уплотняемой трубой осуществляется за счет выполнения внутреннего диаметра отверстия манжеты несколько меньшим диаметра уплотняемой поверхности трубы. Компенсация радиальной погрешности стыкуемых деталей осуществляется за счет радиального сжатия лопастей манжеты.

Однако указанное уплотнительное средство не может быть применено в конструкции стыковочного патрубка перегрузочной машины для канального ядерного реактора. Это обусловлено тем, что металлические элементы, исходя из специфики работы перегрузочной машины, изготавливают из нержавеющей стали, которая имеет низкие упругие свойства. Кроме того, форма металлических элементов позволяет компенсировать незначительные угловые перекосы и несоосность стыковочного патрубка и технологического канала реактора.

Наиболее близким по своей технической сущности по отношению к заявляемому изобретению является узел уплотнения [6] стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора, содержащий установленное в корпусе стыковочного патрубка между двумя опорными кольцами уплотнительное средство, выполненное в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами и расположенных между пакетами разделительных элементов. Вышеуказанные пакеты образованы W-образными радиально-упругими элементами. Предварительный рабочий натяг радиально-упругих элементов в данном уплотнительном узле осуществляется, как и в устройстве [5], за счет выполнения внутреннего диаметра отверстия пакетов несколько меньшим диаметра технологического канала. Но поскольку радиально-упругие элементы имеют W-образный профиль, у которых средняя часть изогнута в форме дугообразного выступа, направленного в сторону концов гибких лопастей этих элементов, их упругость выше упругости элементов устройства [5].

Однако при резком снижении температуры стыковочного патрубка это имеет место при нахождении топливной сборки в перегрузочной машине или в аварийной ситуации, когда перегрузочная машина состыкована с технологическим каналом, но требуется осуществить расхолаживание топливной сборки, диаметр уплотняемой поверхности технологического канала в этом случае уменьшится, но лопасти радиально-упругих элементов в силу их недостаточной упругости не успеют надлежащим образом отреагировать на изменение размера уплотняемой поверхности. Кроме того компенсация угловой несоосности стыковочного патрубка и технологического канала реактора осуществляется путем разворота в корпусе стыковочного патрубка всего узла уплотнения совместно с опорными кольцами, имеющими значительные контактные поверхности с корпусом стыковочного патрубка, что сказывается как на возможности такой компенсации, так и на ее качестве.

Изобретением решается задача обеспечения постоянного по величине силового контакта пакетов уплотнительного средства с уплотняемой поверхностью технологического канала реактора в процессе перемещения стыковочного патрубка по технологическому каналу реактора.

Технический эффект достигается тем, что в узле уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора, содержащем установленное в корпусе стыковочного патрубка между двумя опорными кольцами уплотнительное средство, выполненное в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами и расположенных между пакетами разделительных элементов, согласно изобретению разделительные элементы выполнены в виде упругих колец V-образного профиля, дугообразные вершины которых расположены в дугообразных впадинах W-образных пакетов и контактируют с ними, а выполненные с перегибом в сторону дугообразных вершин лопасти упруго контактируют с лопастями W-образных пакетов, нижнее опорное кольцо снабжено кольцевым выступом в виде полутора, контактирующего с дугообразной впадиной нижнего пакета, а верхнее опорное кольцо снабжено кольцевой канавкой под дугообразную вершину разделительного кольца.

Для повышения уплотняющей способности с одновременным повышением радиационной стойкости узла уплотнения целесообразно радиально-упругие элементы пакета отделить друг от друга радиационно-стойким уплотнительным материалом.

Лопасти W-образных радиально-упругих элементов могут быть выполнены симметричными.

Лопасти W-образных радиально-упругих элементов могут быть выполнены асимметричными, при этом лопасти со стороны внутреннего диаметра элементов длиннее лопастей со стороны наружного диаметра элементов.

Отличительными признаками предлагаемого узла уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины от указанного выше известного, наиболее близкому к нему, является установка W-образных пакетов дугообразными впадинами на дугообразных вершинах упругих разделительных элементах и на торообразном кольцевом выступе нижнего опорного кольца и наличие упругого контакта разделительных элементов с соответствующими пакетами.

Благодаря наличию этих признаков в процессе стыковки перегрузочной машины с технологическим каналом реактора осуществляется независимый разворот каждого пакета на дугообразных вершинах разделительных элементах и вершине полутора нижнего опорного кольца. Величина этого разворота пропорциональна величине исходной несоосности продольной оси стыковочного патрубка и продольной оси технологического канала и величины отстояния конкретного пакета от нижнего опорного кольца. В процессе разворота пакеты выставляются вдоль оси технологического канала, а усилие контакта между пакетами и уплотняемой поверхностью технологического канала останется без изменения, равное исходному.

Предлагаемый узел уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины иллюстрируется чертежами, представленными на фиг.1-3.

На фиг. 1 показан общий вид расположения узла уплотнения в стыковочном патрубке перегрузочной машины.

На фиг.2 показан вид А (фиг.1).

На фиг. 3 показан вариант выполнения лопастей радиально-упругих металлических элементов.

Стыковочный патрубок 1 перегрузочной машины для обслуживания канального ядерного реактора (фиг.1), установленный на головке технологического канала 2 ядерного реактора (не показан), имеет узел уплотнения 3, содержащий установленное в корпусе 4 стыковочного патрубка между двумя опорными кольцами 5 и 6 уплотнительное средство 7. Уплотнительное средство 7 выполнено в виде набора W-образных пакетов 8 с дугообразными впадинами 9 и расположенных между пакетами 8 разделительных элементов 10. Пакеты 8 образованы радиально-упругими элементами 11 W-образной формы с дугообразными перегибами 12 и расположенных между элементами 11 слоями уплотнительного радиационно стойкого материала 13. В качестве такого материала может быть использован паронит марки ПР-1В или фольга расширенного графита. Каждый разделительный элемент 10 выполнен в виде кольца V-образного профиля, лопасти 14 и 15 которого выполнены с перегибом в сторону дугообразной вершины 16 кольца. Лопасти 14 и 15 этого кольца упруго контактируют соответственно с внутренними лопастями 17 и 18 радиально-упругих элементов 11 пакетов 8. Верхний пакет 8 отделен от верхнего опорного кольца 5 по крайней мере одним разделительным элементом 10.

Изображенное на фиг.2 нижнее опорное кольцо 6 имеет кольцеобразный выступ 19 в виде полутора, контактирующего с дугообразной впадиной 9 нижнего W-образного пакета 8, а верхнее опорное кольцо 5 имеет кольцевую канавку 20 под дугообразную вершину 16 разделительного элемента 10. На кольце 6 со стороны нижнего торца выполнена коническая расточка 21.

Количество радиально-упругих элементов 11 в пакете 8 может быть и больше трех, но в любом случае число таких элементов должно быть нечетным для того, чтобы пакет 8 с верхней и нижней сторон всегда заканчивался металлическими элементами 11. Лопасти 17 и 18 радиально-упругих элементов 11 могут быть выполнены симметричными (одинаковой длины), как показано на фиг.2, или могут быть выполнены асимметричными (разной длины), как показано на фиг.3, при этом в последнем случае лопасти 18 со стороны внутреннего диаметра элементов 11, контактирующих с технологическим каналом 2 ядерного реактора, длиннее лопастей 17 со стороны корпуса 4 стыковочного патрубка.

Работа узла уплотнения осуществляется следующим образом. В исходном, расстыкованном с технологическим каналом 2 положении, внутренние лопасти 18 радиально-упругого элемента 11 имеют форму, при которой они образуют рабочий натяг в 1 мм при стыковке с технологическим каналом 2 реактора, т.е. внутренний диаметр отверстия у пакета 8 по уплотняющим кромкам "К" меньше диаметра уплотняемой поверхности технологического канала 2. Стыковка перегрузочной машины с каналом реактора осуществляется в процессе осевого перемещения стыковочного патрубка 1 по уплотняемой поверхности технологического канала 2.

При точном совмещении продольной оси стыковочного патрубка 1 с продольной осью технологического канала 2 реактора предварительно притертые уплотняющие кромки "К" скользят по уплотняемой поверхности канала 2, а возникающие внутренние упругие силы у одеваемых с натягом W-образных пакетов 8 обеспечивают заданное (по притертым уплотняющим кромкам "К") начальное уплотняющее давление.

При отсутствии совмещения продольных осей стыковочного патрубка и технологического канала реактора (радиальная и угловая погрешности стыкуемых деталей) головка канала в первоначальный момент входит в контакт с конической расточкой 21 нижнего опорного кольца 6. В результате воздействия головки на коническую расточку кольцо 6 сместится радиально в пределах существующих зазоров кольца 6 с корпусом 4 стыковочного патрубка и технологическим каналом 2, а пакеты 8 независимо друг от друга развернутся на соответствующие углы, пропорциональные величине радиального смещения кольца 6 и расстояния от нижнего опорного кольца 6 до соответствующего пакета. При этом нижний пакет 8 развернется на торообразном выступе 19, а все последующие пакеты 8 развернутся на дугообразных вершинах 15 V-образных разделительных элементах 12. Благодаря этому будет достигнута компенсация угловой погрешности стыкуемых деталей (стыковочного патрубка и технологического канала реактора). При перемещении вниз (относительно плоскости чертежа) стыковочного патрубка по технологическому каналу 2 последовательно происходит отгибание внутренних лопастей 18 радиально-упругих элементов 11 пакетов 8. В процессе отгибания лопасти 18, воздействуя на упругие лопасти 15 разделительных элементов 10, упруго деформируют их в направлении к дугообразным вершинам 16, тем самым обеспечивая компенсацию радиальной погрешности стыкуемых деталей и упругий контакт лопастей 18 с уплотняемой поверхностью технологического канала 2. В процессе отгибания лопастей 18 происходит радиальное сжатие радиально-упругих элементов 10, при этом дугообразные перегибы 12 со стороны уплотняемого технологического канала сжимаются, а дугообразные перегибы 12 со стороны корпуса 4 стыковочного патрубка за счет воздействия на лопасти 17 лопастей 14 разделительных элементов 10 раскрываются. При этом происходит выравнивание усилий прижатия соответственно лопастей 17 и 18 к уплотняемым поверхностям корпуса 4 и технологического канала 2 реактора, что обеспечивает постоянные (начальные) усилия герметизации по уплотняемой поверхности технологического канала реактора.

В процессе отгибания лопастей 17 и 18 происходит сжатие уплотнительного радиационно стойкого материала 13, заключенного между радиально-упругими элементами 11, что приводит к его выдавливанию по направлению к вышеуказанным уплотняемым поверхностям. Разрушение материала 13 не происходит, поскольку его деформация осуществляется в замкнутом объеме.

В дальнейшем после заполнения корпуса стыковочного патрубка рабочей средой (давление рабочей среды в перегрузочной машине выше давления теплоносителя канала реактора) пакеты 8 работают в режиме самоуплотнения. Когда в процессе перегрузки перегружаемая топливная сборка окажется в зоне стыковочного патрубка, происходит повышение температуры рабочей среды в стыковочном патрубке, что приводит к изменению диаметров уплотняемых поверхностей. Это изменение компенсируется гибкими лопастями 17 и 18 за счет их упругого прижатия лопастями 14 и 15 разделительных элементов 10 к указанной уплотняемой поверхности.

После снятия давления в стыковочном патрубке и слива рабочей среды из корпуса стыковочного патрубка пакеты 8 вернутся в исходное положение, благодаря чему на притертые уплотняемые кромки "К" радиально-упругих металлических элементов 10 действует только начальное уплотняющее давление, которое не препятствует удалению стыковочного патрубка с технологического канала реактора.

Источники информации

1. С. Н. Андреенко и др. Перегрузочные машины канальных ядерных энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1986 г., с.44.

2. А.с. СССР 236926, кл. 47f 22/40, публ. 1969 г.

3. А.с. СССР 365506, кл. F 16 J 15/46, публ. 1973 г.

4. А.с. СССР 392792, кл. G 21 C 19/10, публ. 1974 г.

5. Акц. з-ка GB 1233548, кл. F 16 J 15/32, публ. 1971 г.

6. А.с. СССР 793068, кл. F 16 J 15/46, публ. 1984 г.