阅读说明：本技术 一种核电反应堆压力容器的支撑平台 (Support platform of nuclear power reactor pressure vessel ) 是由 韩峰 颜建文 于 2020-05-25 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种核电反应堆压力容器的支撑平台,包括：多个紧固装置,用于与核电反应堆压力容器的支撑凸台连接,紧固装置包括安装框架和夹紧组件,夹紧组件设置于安装框架,夹紧组件包括第一夹紧块、第二夹紧块和顶紧机构,夹紧组件能够置入支撑凸台的U形槽内,顶紧机构用于驱动第一夹紧块和第二夹紧块向两侧撑开以与U形槽的内壁紧贴实现夹紧；操作平台,通过第一连接部件与安装框架连接,并支撑于紧固装置上方。其能够利用压力容器的既有结构进行组装,在容器处于立式加工状态时,人员可以在容器内的操作平台上,完成加工过程中的对刀及加工表面的观察和检查工序,且在保证人员操作安全时,达到不损伤设备的目的。(The invention discloses a support platform of a nuclear power reactor pressure vessel, which comprises: the fastening devices are used for being connected with a supporting boss of the nuclear power reactor pressure vessel and comprise an installation frame and a clamping assembly, the clamping assembly is arranged on the installation frame and comprises a first clamping block, a second clamping block and a jacking mechanism, the clamping assembly can be placed into a U-shaped groove of the supporting boss, and the jacking mechanism is used for driving the first clamping block and the second clamping block to be unfolded towards two sides so as to be tightly attached to the inner wall of the U-shaped groove to realize clamping; and the operating platform is connected with the mounting frame through a first connecting part and is supported above the fastening device. The pressure container can be assembled by utilizing the existing structure of the pressure container, when the container is in a vertical machining state, personnel can complete the observation and inspection processes of tool setting and a machining surface in the machining process on an operation platform in the container, and the aim of not damaging equipment is fulfilled when the operation safety of the personnel is ensured.)

一种核电反应堆压力容器的支撑平台

技术领域

本发明用于核电设备领域，特别是涉及一种核电反应堆压力容器的支撑平台。

背景技术

核电反应堆压力容器是一个半密闭容器；例如一款具体的核电反应堆压力容器，参见图1，其直径约5000mm，高度约为11000mm，重量超过250吨。根据工艺要求，需要在该容器处于竖直状态下，对其内壁及法兰密封面进行机加工。

在反应堆压力容器进行内壁最终立式加工时，需要操作人员对加工部位进行适时检查和观察，由于工件处于(观察时低速旋转状态)旋转状态，且工件内壁除了支撑凸台(参见图2，支撑凸台上设有U形槽)外，没有可支撑位置，将无法进入容器内工作。

发明内容

本发明的目的在于至少解决现有技术中存在的技术问题之一，提供一种核电反应堆压力容器的支撑平台，其能够利用压力容器的既有结构进行组装，在容器处于立式加工状态时，人员可以在容器内的操作平台上，完成加工过程中的对刀及加工表面的观察和检查工序，且在保证人员操作安全时，达到不损伤设备的目的。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：

一种核电反应堆压力容器的支撑平台，包括：

多个紧固装置，用于与核电反应堆压力容器的支撑凸台连接，所述紧固装置包括安装框架和夹紧组件，所述夹紧组件设置于所述安装框架，所述夹紧组件包括第一夹紧块、第二夹紧块和顶紧机构，所述夹紧组件能够置入所述支撑凸台的U形槽内，所述顶紧机构用于驱动所述第一夹紧块和第二夹紧块向两侧撑开以与所述U形槽的内壁紧贴实现夹紧；

操作平台，通过第一连接部件与所述安装框架连接，并支撑于所述紧固装置上方。

在一些实施例中，所述顶紧机构包括凸轮，所述凸轮通过凸轮轴连接于所述安装框架，所述凸轮轴连接手柄，所述凸轮具有用于撑开所述第一夹紧块的第一凸缘和用于撑开所述第二夹紧块的第二凸缘。

在一些实施例中，所述第一夹紧块通过第一夹紧轴连接于所述安装框架，所述第二夹紧块通过第二夹紧轴连接于所述安装框架。

在一些实施例中，所述第一夹紧块设有与所述U形槽的内壁紧贴的第一压紧垫板，所述第一压紧垫板与所述第一夹紧块可拆卸连接；所述第二夹紧块设有与所述U形槽的内壁紧贴的第二压紧垫板，所述第二压紧垫板与所述第二夹紧块可拆卸连接。

在一些实施例中，所述安装框架具有上壁板、后壁板、左壁板和右壁板，所述安装框架限定出与所述支撑凸台配合的仿形空间，所述仿形空间的前部、底部敞开。

在一些实施例中，所述安装框架设有隔垫。

在一些实施例中，所述第一夹紧轴安装于所述后壁板，所述第一夹紧轴上于所述第一夹紧块和所述后壁板之间设有第一隔套，所述第二夹紧轴安装于所述后壁板，所述第二夹紧轴上于所述第二夹紧块和所述后壁板之间设有第二隔套，所述后壁板上设有支撑套，所述凸轮轴穿过所述支撑套连接手柄，所述支撑套与所述凸轮轴之间设有轴承套。

在一些实施例中，还包括

支撑框架，包括多个第二连接部件，多个所述第二连接部件沿核电反应堆压力容器的内壁周向依次将所述紧固装置连接，形成所述支撑框架。

在一些实施例中，所述第一连接部件包括主连接部件和副连接部件，所述主连接部件连接于所述操作平台和所述安装框架之间，所述副连接部件连接于所述主连接部件和所述第二连接部件之间。

在一些实施例中，还包括

多个径向支撑装置，沿所述操作平台的周向分布，用于将所述操作平台支撑于核电反应堆压力容器的内壁。

上述技术方案中的一个技术方案至少具有如下优点或有益效果之一：针对核电反应堆压力容器的结构特点，即其内壁除了支撑凸台外，没有可支撑位置，本发明的技术方案通过能够与支撑凸台匹配连接的多个紧固装置提供基础支撑，并进一步在其上方搭建操作平台，即其能够利用压力容器的既有结构进行组装，在容器处于立式加工状态时，人员可以在容器内的操作平台上，完成加工过程中的对刀及加工表面的观察和检查工序，且在保证人员操作安全时，达到不损伤设备的目的。

本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。

附图说明

本发明的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：

图1是核电反应堆压力容器截面示意图；

图2是核电反应堆压力容器的支撑凸台的结构示意图；

图3是本发明一个实施例结构使用状态截面示意图；

图4是图3所示的一个实施例结构俯视图；

图5是图3所示的一个实施例紧固装置结构侧视图；

图6是图3所示的一个实施例紧固装置截面示意图；

图7是图6中D-D处截面图；

图8是图3中A处局部放大图；

图9是图3中B处局部放大图；

图10是图3中C-C处截面图。

具体实施方式

本部分将详细描述本发明的具体实施例，本发明之较佳实施例在附图中示出，附图的作用在于用图形补充说明书文字部分的描述，使人能够直观地、形象地理解本发明的每个技术特征和整体技术方案，但其不能理解为对本发明保护范围的限制。

本发明中，如果有描述到方向(上、下、左、右、前及后)时，其仅是为了便于描述本发明的技术方案，而不是指示或暗示所指的技术特征必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

本发明中，“若干”的含义是一个或者多个，“多个”的含义是两个以上，“大于”“小于”“超过”等理解为不包括本数；“以上”“以下”“以内”等理解为包括本数。在本发明的描述中，如果有描述到“第一”“第二”仅用于区分技术特征为目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量或者隐含指明所指示的技术特征的先后关系。

本发明中，除非另有明确的限定，“设置”“安装”“连接”等词语应做广义理解，例如，可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连；可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，还可以是一体成型；可以是机械连接，也可以是电连接或能够互相通讯；可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。所属技术领域技术人员可以结合技术方案的具体内容合理确定上述词语在本发明中的具体含义。

核电反应堆压力容器1是一个半密闭容器；例如一款具体的核电反应堆压力容器1，参见图1，其直径约5000mm，高度约为11000mm，重量超过250吨。根据工艺要求，需要在该容器处于竖直状态下，对其内壁及法兰密封面进行机加工。在反应堆压力容器1进行内壁最终立式加工时，需要操作人员对加工部位进行适时检查和观察，由于工件处于(观察时低速旋转状态)旋转状态，且工件内壁除了支撑凸台11(参见图2，支撑凸台11上设有U形槽12)外，没有可支撑位置。

参见图3，本发明的实施例提供了一种核电反应堆压力容器1的支撑平台，包括操作平台2和多个紧固装置3，其中，多个紧固装置3用于与核电反应堆压力容器1的支撑凸台11连接，紧固装置3包括安装框架31和夹紧组件，夹紧组件设置于安装框架31，夹紧组件包括第一夹紧块32、第二夹紧块33和顶紧机构，夹紧组件能够置入支撑凸台11的U形槽12内，顶紧机构用于驱动第一夹紧块32和第二夹紧块33向两侧撑开以与U形槽12的内壁紧贴实现夹紧，并将安装框架31锁紧于支撑凸台11。夹紧组件的具体结构将在下文中详述。操作平台2通过第一连接部件与安装框架31连接，并支撑于紧固装置3上方。

针对核电反应堆压力容器1的结构特点，即其内壁除了支撑凸台11外，没有可支撑位置，本发明的技术方案通过能够与支撑凸台11匹配连接的多个紧固装置3提供基础支撑，并进一步在其上方搭建操作平台2，即其能够利用压力容器1的既有结构进行组装，在容器处于立式加工状态时，人员可以在容器内的操作平台2上，完成加工过程中的对刀及加工表面的观察和检查工序，且在保证人员操作安全时，达到不损伤设备的目的。

顶紧机构可采用液压缸，即将液压缸置于第一夹紧块32和第二夹紧块33之间，通过液压缸将第一夹紧块32和第二夹紧块33向两侧撑开以与U形槽12的内壁紧贴实现夹紧。顶紧机构也可采用螺纹管，螺纹管的两端管口连接螺柱，使用时，旋转螺纹管，螺纹管两端的螺柱通过螺纹传动，将第一夹紧块32和第二夹紧块33向两侧撑开以与U形槽12的内壁紧贴实现夹紧。

在一些实施例中，参见图6、图7，顶紧机构包括凸轮34，凸轮34通过凸轮轴35连接于安装框架，凸轮轴35连接手柄，凸轮34具有用于撑开第一夹紧块32的第一凸缘和用于撑开第二夹紧块33的第二凸缘，参见图8、图9，使用时，将紧固装置3放入支撑凸台11上，旋转紧固装置3上的手柄36，由于转动时，带动凸轮34及第一夹紧块32、第二夹紧块33，凸轮34的圆弧半径不断加大，直至凸轮34压紧夹紧块，使整个紧固装置3与支撑凸台11的U形槽12的内壁紧密贴合，由于摩擦力的作用，整个紧固装置3胀紧在支撑凸台11上，达到了连接的作用，此时凸轮34达到了死点位置，处于自锁状态。

当工件加工完成后，逆时针操作手柄36，使与凸轮34接触的夹紧块绕着夹紧轴转动，随着手柄36的转动，凸轮34的圆弧半径不断减小，直至凸轮34松开夹紧块，并拨动夹紧块，使得完全松开产品的内壁，紧固装置3从产品拆卸的状态。

第一夹紧块32、第二夹紧块33与安装框架31分体设置或相连接，例如在图6、图7所示的一些实施例中，第一夹紧块32的一端通过第一夹紧轴37连接于安装框架31，另一端沿胀紧时凸轮34的旋转方向延伸；第二夹紧块33的一端通过第二夹紧轴38连接于安装框架31，另一端沿胀紧时凸轮34的旋转方向延伸。凸轮34旋转时，第一夹紧块32绕第一夹紧轴37转动，第二夹紧块33绕第二夹紧轴38转动，最终实现胀紧或释放，第一夹紧块32、第二夹紧块33连接于安装框架31形成一个整体，方便装配连接。

进一步的，在一些实施例中，参见图7，第一夹紧块32设有与U形槽12的内壁紧贴的第一压紧垫板39，第一压紧垫板39与第一夹紧块32可拆卸连接；第二夹紧块33设有与U形槽12的内壁紧贴的第二压紧垫板310，第二压紧垫板310与第二夹紧块33可拆卸连接，第一压紧垫板39和第二压紧垫板310垫在夹紧块和支撑凸台11之间，避免夹紧块受损，可拆卸连接的结构形式，也能够保证第一压紧垫板39和第二压紧垫板310可更换性。

安装框架31作为紧固装置3的连接载体，将紧固装置3的各部分组合为一体，并进一步为第一连接部件提供支撑。安装框架31可采用板结构、框架结构、块结构等，例如在图6、图7所示的一些实施例中，安装框架31具有上壁板311、后壁板312、左壁板313和右壁板314，安装框架31限定出与支撑凸台11配合的仿形空间，仿形空间的前部、底部敞开，第一夹紧块32、第二夹紧块33和顶紧机构均位于仿形空间内部。使用时，将安装框架31扣装于支撑凸台11，上壁板311、左壁板313和右壁板314分别与支撑凸台11的表面匹配，从而快速实现夹紧组件在U形槽12中的装配。同时，上壁板311、左壁板313和右壁板314与支撑凸台11的表面匹配并与夹紧组件一起实现紧固定位。

在一些实施例中，安装框架31设有隔垫，隔垫设置于安装框架31与支撑凸台11之间，以避免损伤支撑凸台11。

其中，参见图6，第一夹紧轴37安装于后壁板312，第一夹紧轴37上于第一夹紧块32和后壁板312之间设有第一隔套315，第二夹紧轴38安装于后壁板312，第二夹紧轴38上于第二夹紧块33和后壁板312之间设有第二隔套，后壁板312上设有支撑套316，凸轮轴35穿过支撑套316连接手柄36，支撑套316与凸轮轴35之间设有轴承套。

参见图3、图10，在一些实施例中，支撑平台还包括支撑框架，支撑框架包括多个第二连接部件4，第二连接部件4可采用铝合金管等管件，多个第二连接部件4沿核电反应堆压力容器1的内壁周向依次将紧固装置3连接，形成支撑框架，第二连接部件4与支撑框架均采用销轴铰接，紧固装置3通过第二连接部件4连接支撑，提升与支撑凸台11的连接稳定性。

参见图3、图10，第一连接部件包括主连接部件51和副连接部件52，主连接部件51连接于操作平台2和安装框架31之间，副连接部件52连接于主连接部件51和第二连接部件4之间，第一连接部件可采用管件，其沿核电反应堆压力容器1的深度方向设置，以为操作平台2提供支撑。

参见图3、图4，在一些实施例中，支撑平台还包括多个径向支撑装置6，径向支撑装置6可采用螺栓、螺杆、顶紧气缸等结构，多个径向支撑装置6沿操作平台2的周向分布，用于将操作平台2支撑于核电反应堆压力容器1的内壁。

在本说明书的描述中，参考术语“示例”、“实施例”或“一些实施例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。

当然，本发明创造并不局限于上述实施方式，熟悉本领域的技术人员在不违背本发明精神的前提下还可作出等同变形或替换，这些等同的变型或替换均包含在本申请权利要求所限定的范围内。