【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及一种核反应堆换料水位控制结构，具体是一种核反应堆自紧密封式换料水位控制结构，尤其适用于需移开出口通道才能实现吊篮吊出的堆型，如超临界水冷堆。
技术介绍
现有压水型反应堆工作温度和工作压力较低(温度一般小于300°C、压力一般小于20MPa)，在堆芯流体出口接管材料的性能要求上，成熟的国产材料508-1II钢已能满足，无需在出口接管内设置隔热内衬套管。因此，现有压水型反应堆一般采用简单出口接管，即在出口接管内部无隔热内衬套管等装置，吊篮的轴向位移不会受到隔热内衬套管限制，可方便地吊出吊篮和完成换料。但是在运行条件苛刻的其他类型反应堆，例如超临界水冷堆中，由于运行条件十分苛刻(工作压力为25MPa、温度为50(T650°C)，如采取同现有的压水型反应堆同样的简单出口接管，则对直接承受该工作压力和工作温度的出口接管材料有非常高的性能要求，目前，尚无能够满足该性能要求的成熟材料。故简单出口接管已不能满足超临界水冷堆的功能要求，而需要在出口接管内设置隔热内衬套管。由于隔热内衬套管径向插入吊篮，限制了吊篮的轴向位移，因此需要设置换料水位控制结构，能够在堆芯换料...
【技术保护点】
反应堆自紧密封式换料水位控制结构，包括设置在作为堆芯流体出口的出口接管（2）内的隔热内衬套管（3），其特征在于：所述的反应堆自紧密封式换料水位控制结构还包括传动连杆（7）、连杆端盖（9）以及密封安装在出口接管（2）远离堆芯吊篮一端的接管端盖（4），所述的传动连杆（7）的一端与隔热内衬套管（3）远离堆芯吊篮的一端连接构成一个刚性整体，传动连杆（7）另一端贯穿接管端盖（4），连杆端盖（9）安装在传动连杆（7）贯穿接管端盖（4）一端上，且与接管端盖（4）通过密封结构进行密封连接。
【技术特征摘要】
1.反应堆自紧密封式换料水位控制结构，包括设置在作为堆芯流体出口的出口接管(2)内的隔热内衬套管(3)，其特征在于:所述的反应堆自紧密封式换料水位控制结构还包括传动连杆(7)、连杆端盖(9)以及密封安装在出口接管(2)远离堆芯吊篮一端的接管端盖(4)，所述的传动连杆(7)的一端与隔热内衬套管(3)远离堆芯吊篮的一端连接构成一个刚性整体，传动连杆(7)另一端贯穿接管端盖(4)，连杆端盖(9)安装在传动连杆(7)贯穿接管端盖(4 ) 一端上，且与接管端盖(4 )通过密封结构进行密封连接。2.如权利要求1所述的反应堆自紧密封式换料水位控制结构，其特征在于:所述的连接接管端盖(4)和连杆端盖(9)的密封结构为密封...
【专利技术属性】
技术研发人员：李玉光，罗英，王小彬，杨敏，李庆，李翔，付强，邱天，马姝丽，王眉，陈海波，周高斌，谢国福，尹祁伟，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：
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