SU793068A1 - Стыковочный патрубок - Google Patents

Стыковочный патрубок Download PDF

Info

Publication number
SU793068A1
SU793068A1 SU792754932A SU2754932A SU793068A1 SU 793068 A1 SU793068 A1 SU 793068A1 SU 792754932 A SU792754932 A SU 792754932A SU 2754932 A SU2754932 A SU 2754932A SU 793068 A1 SU793068 A1 SU 793068A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
sealing
elements
elastic
flange
docking
Prior art date
Application number
SU792754932A
Other languages
English (en)
Inventor
В.А. Максимов
Ю.Г. Кругликов
Ю.А. Евсеенко
Б.А. Константинов
Л.И. Муромский
В.Н. Шеляпин
Е.П. Шумыкин
Original Assignee
Предприятие П/Я В-8721
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я В-8721 filed Critical Предприятие П/Я В-8721
Priority to SU792754932A priority Critical patent/SU793068A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU793068A1 publication Critical patent/SU793068A1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

1. СТЬЖОВОЧНЫЙ ПАТРУБОК, например, разгрузочно-загрузочной машины  дерного реактора, содержащий корпус,подвижно св занный с разгрузочно-загрузочной машиной, фланец rt уплотнительное средство, .заключенное между двум  опорными кольцами, отличающийс  тем, что, с целью, повышени  надежности уплотнени , нижнее опорное кольцо контактирует с фланцем по сфере, а .верхнее кольцо св зано с корпусом стыковочного патрубка через упругую св зь. (Л CD 00 о Ot 00

Description

2. Патрубок по п.1,о т л и ч а щ и и с   тем, что уплотнительное
средство выполнено в виде радиальноупругого металлического уплотнител , состо щего из набора пакетов уплотнительк к элементов корытообразной формы , у которых средн   часть изогнута в форме выступа, направленного в ст.орону концов гибких лопастей элемента.;
3. Патрубок по п.2, о т л и ч а ющ и и с   тем, что пакет уплотнительохваченных дополнительным радиальноупругим корытообразным элементом.
4. Патрубок по п,2, о т л и чающийс  тем, что, между пакетами металлических уплотнительных элементов установлены эластичные самосмазывающие элементы аналогичной формы. 793068 ньк элементов выполнен в виде отюдельных профилированных элементов.
Изобретение относитс  к области машиностроени  и может быть использовано , в частности, в разгрузочнозагрузочных машинах  дерных реакторов канального типа. Перегрузку топлива канальных  дерных реакторов ria ходу осуществл ют специальными рйзгрузочно-загру зочными машинами. Внутреннк о полость машины соедин ют с полостью технологического канала реактора, в котором , нахсздитс  под давлением теплоноситель реактора, посредством стыковочного патрубка, уплотненного на головке технологического канала. Одной из проблем в данной области  вл етс  создание надежного- уплотнени  при стыковке машины с каналом реактора. Сложность этой проблемы обуславливаетс  услови ми, в которых работает уплотнительный узел стыковочного патрубка. Он подвергаетс  воздействию высоких температур и сил .ному радиационному излучению. Извест но, что стыковочный патрубок должен обеспечить надежную герметизацию при значительной его несоосности с технологическим каналом реактора, что вызываетс  невозможностью точного их совмещени  в процессе выведени  машины на технологический канал реа тора. Кроме того, под воздействием температуры технологические каналы имеют значительные угловые перекосы Известно устройство, содержащее надувное монтажное уплотнение, в котором плавающие кольца: установлены в пазах, образованных торцовыми поверхност ми стыковочного патрубка и упорных колец, обжимающих эластичный уплотнительный элемент. Плавающие кольца, благодар  .наличию у них узкой контактной поверхности, на преп тствуют смещению канала реактора на допустимый угол и позвол ют обеспечить в соединении с ним минимальный зазор , вследствие этого становитс  невозможным быстрое вьщавливание материала манжеты в эти заз.оры 1 . Однако такое устройство обладает следующими недостатками. В процессе перегрузки топлива возможен разрыв надувной манжеты. В таких случа х возникает аварийна  ситуаци , при ко- торой больщое количество, радиоактивного теплоносител  может быть выброшено реактором, что представл ет значительную биологическую опасность. Ликвидаци  последствий такой аварии требует больших материальных затрат. Известен стыковочный патрубок разгрузочно-загрузочной машины, содержащий корпус, подвижно св занный с раз груз очно-загрузочной машиной, фланец и уплотнительное средство, заключенное между двум  опорными кольцами 2 . Уплотнительное средство выполнено в виде надувной манжеты и эластичного кольца, вставленного в расточку и образующего полость, соединенную через автоматический клапан с полостью стыковочного патрубка. Особенность работы данного устройства состоит в том, что в процессе перегрузки реактора стыковочный пат|рубок надевают на головку технологи-- .ческого канала и уплотн ют надувной
манжетой путем подачи в нее по специальному каналу рабочей жидкости. В роцессе перегрузки топливна  сборка извлекаетс  из реактора захватом перегрузочной машины и вт гиваетс  в , машину. Во врем  этого перемещени  активна  часть топлива сборки своим радиоактивным излучением воздействует как .на надувную. ма1ркету, так и на эластичное кольцо. Под дей-ю ствием этого излучени  уплотнительные элементы тер ют свои пластические свойства, а следовательно и способность к уплотнению. Учитыва , что на уплотнительные элементы 15 одновременно воздействует температура теплоносител  реактора, то упло гнительные свойства уплотнительных элементов тер ютс  еще быстрее. Процесс перегрузки топливной сборки, 2о например, Ленинградской АЭС, - длительный процесс. В течение перегрузки температура внутри канала реактора мен етс , а это приводит к колебани м длины части канала реак- 25 тора, котора  соединена и уплотненаL стьпсовочным патрубком. Изменение лины канала реактора приводит к тому, что он начинает вырывать надувную манжету из места ее заделки в JQ стыковочном патрубке. Это тоже приводит к преждевременному повреждению манжеты, что значительно снижат надежность уплотнени .
Целью изобретени   вл етс  повы- 35 шение надежности уплотнени .
Цель достигаетс  тем, что в стыковочном патрубке, содержащем корпус , подвижно св занный с разгрузочнозагрузочной машиной, фланец иуплот- 40 нительное средство, заключенное между двум  опорными кольцами, нижнее опорное кольцо .контактирует с фланцем по сфере, а верхнее кольцо св зано с корпусом стыковочного патруб- 45
ка через упругую св зь. Уплотнительное средство выполнено в виде радиально-упругого металлического уплот- нени , состо щего из набора пакетов уплотнительных элементов корытроб- .50
разной формы, у которых средн   часть изогнута в форме выступа направленного в сторону концов гибких лопастей элементов.
Пакет уплотнительных элементов 55 выполнен в виде отдельных профилированных элементов, охваченных дополнительным радиально-упругнм корЫ -ообразным элементом. Между пакетами металлических уплотнительных элементов установлены эластичные самосмазывающие элементы аналогичной формы.
На фиг. 1 изобраз :ено уплотнение стыковочного патрубка с головкой технологического, канала; на фиг.2 узел I на фиг. 1. ,
Стыковочный патрубок 1,-установленный .на головке технологического канала 2, имеет уплотнительное средство , выполненное в виде набора пакетов уплотнительных элементов 3, опирающегос  снизу на опорное кольо 4 и фланец 5, и ограниченное сверу вторым опорным кольцом 6, св - занным с корпусом стыковочного пат- рубка через упругую св зь 7, выполненную , например, в вхаде уп ругого кольца, расположенного в кольцевых канавках корпуса стыковочного патрубка и верхнего опорного кольца.
Каждый пакет уплотнительных эле- ментов (см. фиг. 2) состоит чз радиально-упругих металлических элементов 8, устанавливаемых попарно, разделительных колец 9 и охватывающих снизу корытообразных радиальноупругих элементов .10.
В верхней части набор пакетов уплотнительных элементов 3 заканчиваетс  фигурным кольцом 11, вьшолненным из м гкого металла и содержащего кольцевые камеры 12 и 13.
Стыковочный патрубок работает . следующим образом.
В исходном, расстыкованном, с технологическим каналом 2, положении внутренние лопасти уплотнительных элементов 8 имеют форму,.при которой они образуют рабочий нат г пристьН ковке с каналом реактора пор дка 1 мм, т.е. внутренний диаметр отверсти  у пакета i уплотнительных элементов по уплотн ющим кромкам К меньше диаметра уплотн емой поверхности 2.
Наведение стыковочного патрубка на головку технологического канала осуществл етс  с точностью t 2 мм, а углова  погрешность осей канала реактора и стыковочного патрубка (угол. oL) достигает 2. Именно эти величины угловых и радиальных погрешностей должны быть скомпенсированы за счет изменени  положени  стыковочного патрубка в момент стыковки . Стыковка осуществл етс  в процес57 се осевого перемещени  патрубка по уплотн емой поверхности канала 2. Сначала головка канала 2 сопр гаетс  с коническим участком опорного кольца 4, затем, последовательно отгиба  внутренние лопасти элементов 8, сопр гаетс  со всем набором пакета 3. При этом предварительно притерты уплотн :ющие кромки К скольз т по уплотн емой поверхности канала 2, а внутренние упругие .силы возникающие с нат гом уплотнитёльу одеваемых ных элементов обеспечиваКгг заданное (по притертым уплотн ющим кромкам К) начальное уплотн ющее давление. Компенсаци  радиальной и угловой погрешности стыкуемьк деталей осуществл етс  за счет радиального сжати  W-образных элементов 8. При этом средние выступы элементов 8 увеличивают свою высоту, приподнима  фигур ное кольцо 11 со стороны радиальног сжати . Вместе с кольцом 11 произойдет перемещение опорного кольца 6, которое воздействует на упругую св зь 7. Весь уплотнительный узел сместитс  на упругой св зи 7 и установитс  соосно Каналу 2. В дальнейшем, после заполнени  полости патрубка рабочей средой, злемейты 8 работают в режиме самоуплотнени  за Счет Затекани  рабочей среды в карманы 12 и 13. В случае когда перегружаемое  дерное топливо находитс  в зоне сть ковочного узла на уплотнительное сре. ство воздействует гамма-излучение, а повьппение температуры рабочей среды приводит к увеличению диаметра уплотн емой поверхности, что легко компенсируетс  гибкими лопаст ми и выступами элементов 8. При расстыковке, после сн ти  гидравлического давлени  и слива рабочей жидкости из полости стыковочного патрубка, пакеты уплотнительных элементов разжимаютс  и приход т в исходное положение. При использовании стыковочного узла дл  уплотнени  грубо обработанных (ниже 5-го класса шероховатости по ГОСТ 2789-73) цилиндрических поверхностей, между крайними пакетами уплотнительных элементов целесообразно установить уплотнительные элементы из эластичного материала (например, асбеста), пропитанного антифрикционным материалом. Технико-Экономические преимущества предложенного устройства по сравнению с прототипом заключаютс  в том, что заменой эластичной манжеты на многослойный пакет металлических самоустанавливающихс  манжет обеспечиваетс  высока  надежность узла уплотнени . Кроме того, отпадает необходимость в аварийной манжете и двух пцевмогидравлических системах надува манжет. Т
75
Фиг.2

Claims (4)

1. СТЫКОВОЧНЫЙ ПАТРУБОК, например, раз груз очно-загруз очной машины ядерного реактора, содержащий корпус,подвижно связанный с разгрузочно-загрузочной машиной, фланец й уплотнительное средство, заключенное · между двумя опорными кольцами, о т л й чающийся тем, что, с целью, повышения надежности уплотнения, нижнее опорное кольцо контактирует с фланцем по сфере, а .верхнее кольцо связано с корпусом стыковочного патрубка через упругую связь.
м СО 00 о
Фиг.1
2. Патрубок по п.1, о т л и ч a tout и й с я тем, что уплотнительное средство выполнено в виде радиальноупругого металлического уплотнителя, состоящего из набора пакетов уплотнительных' элементов корытообразной формы, у которых средняя часть изогнута' в форме выступа, направленного в сторону концов гибких лопастей элемента.:
3. Патрубок по п.2, отличающийся тем, что пакет уплотнительных элементов выполнен в виде отдельных профилированных элементов, охваченных дополнительным радиальноупругим корытообразным элементом.
4. Патрубок по п.2, отличающийся тем, что, между пакетами металлических уплотнительных элементов установлены эластичные самосмазывающие элементы аналогичной формы.
SU792754932A 1979-04-17 1979-04-17 Стыковочный патрубок SU793068A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU792754932A SU793068A1 (ru) 1979-04-17 1979-04-17 Стыковочный патрубок

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU792754932A SU793068A1 (ru) 1979-04-17 1979-04-17 Стыковочный патрубок

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU793068A1 true SU793068A1 (ru) 1984-10-15

Family

ID=20822945

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU792754932A SU793068A1 (ru) 1979-04-17 1979-04-17 Стыковочный патрубок

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU793068A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2183036C2 (ru) * 2000-07-27 2002-05-27 Государственное федеральное унитарное предприятие Центральное конструкторское бюро машиностроения Узел уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Авторское свидетельство СССР № 365506., -кл. F 16 J 15/46, 1968. 2. Авторское свидетельство СССР № 392792, кл. G 21 С 19/00, 1970, (прототип). *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2183036C2 (ru) * 2000-07-27 2002-05-27 Государственное федеральное унитарное предприятие Центральное конструкторское бюро машиностроения Узел уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4602806A (en) Seal construction for fluid swivel joints incorporating a free-floating anti-extrusion device with oil injection system
US3769156A (en) Installation for measuring and controlling a nuclear reactor
US3954288A (en) Pipe fitting with self-testing seals and method
US4455108A (en) Anchoring system for a sea station supported on floating bodies
US4876884A (en) Apparatus for testing the gas-tightness of joints between hollow bodies
US3053554A (en) Flexible pipe elements
EP0187707A2 (en) An inflatable plug for a reactor vessel stud hole
US5006300A (en) Sealing device for nuclear power reactor
US4214760A (en) Seal for adjacent plates
SU793068A1 (ru) Стыковочный патрубок
US4591477A (en) Apparatus and method for servicing a nuclear reactor system
KR20240154703A (ko) 열교환기 클로저 조립체 및 이를 사용 및 설치하는 방법
US3671394A (en) Articulated fuel element housing
US5065617A (en) Multiple diameter pipe test end closure
US4349991A (en) Closing device for large passages in a prestressed pressure vessel
US4730706A (en) Snubber with integral test structure
US4294472A (en) Pipe coupling assembly especially suitable for use in the nuclear reactor
US4019749A (en) Seals
US4932441A (en) Nozzle dam seal assembly for nuclear steam generator or the like
US4750554A (en) Internal tube sheet sealing apparatus assembly for tubular heat exchangers
EP0239397B1 (en) Snubbers and methods and apparatus for the in-place testing thereof
US3841035A (en) Concrete pressure vessel
US4734248A (en) Conduit assembly for use in a nuclear reactor
US4295671A (en) Flexible union with passive compensation
US4366653A (en) Locking device for a cylindrical cavity