一种核燃料组件安全吊装缓冲装置的制作方法

1.本实用新型涉及核电厂核燃料组件操作技术领域，具体涉及一种核燃料组件安全吊装缓冲装置。


背景技术：

2.核电厂使用的核燃料组件是用新燃料运输容器从生产厂家运输至核电厂，运输过程中核燃料组件是水平放置并固定在容器中的保持架上，进入核电厂后再将核燃料组件竖直吊出存放至贮存位置，将核燃料组件吊出运输容器的基本步骤为：
3.1）将容器从集装箱吊运至新燃料运输容器开箱间；
4.2）打开容器盖；
5.3）松开部分紧固核燃料组件的螺栓及其他螺栓；
6.4）将保持架由水平调整至竖直；
7.5）专用抓具连接核燃料组件；
8.6）用吊车给燃料组件施加100
‑
250kg的预紧力；
9.7）将固定燃料组件的所有压板打开；
10.8）将燃料组件竖直吊起后离开保持架至贮存操作区域。
11.为避免核燃料组件的结构受到影响，根据核燃料组件吊装规范要求：当核燃料组件从容器中卸出之前解除约束时，应预先在组件的上管座上施加一个轴向的拉力，这个力的最大值为250kg，最小值为100kg，即上述执行的第6步时对预紧力的要求。吊车的吊钩依次连接电子吊称与核燃料组件抓具，各设备及工具间的连接为刚性连接，仅仅是连接吊钩的钢丝绳可以有微量的伸长，在预紧力从0kg到规定的预紧力区间下限时（100kg），吊钩向上起升的高度在5mm以内，在继续施加预紧力至250kg时，吊钩向上起升的高度在3mm以内。通常情况下，在执行上述第6步时，为避免预紧力超过规范要求的最大值，需通过连续点动操作吊钩起升的方式逐步增加预紧力，此操作对起重司机操作要求非常高，稍不注意就可能会出现预紧力超规范，严重超标时可能会导致核燃料组件结构性损伤，且同时对吊车的运行稳定性要求也较高，不方便人为的控制。


技术实现要素：

12.本实用新型的目的是提供一种核燃料组件安全吊装缓冲装置，解决现有的核燃料组件的吊装过程中预紧力不方便控制的问题，使得在核燃料组件的吊装过程中吊钩上升的距离适当且可方便控制，避免了因预紧力超范围而造成的核燃料组件结构性损伤，确保核燃料组件的安全。
13.本实用新型的技术方案是这样实现的：
14.一种核燃料组件安全吊装缓冲装置，包括机座、受力杆、压板和螺母，所述机座内设有空腔，所述空腔内均匀设有若干弹簧，所述机座顶部设计呈开口状，且连接有吊环，所述机座底部中间设有通孔，所述受力杆由头部和连接部构成，所述头部上设有连接孔，所述
连接部穿入所述通孔且所述头部抵住所述机座，所述压板套设在所述受力杆上，且可在所述空腔内向下运动并与所述弹簧顶部抵接，所述螺母与所述连接部顶部螺纹连接。
15.进一步的技术方案是，位于所述弹簧内的所述机座内均设有下挡块，位于所述弹簧内的所述压板上均设有对应的上挡块。
16.进一步的技术方案是，其中一个所述下挡块上设有第一导电片，对应的所述上挡块上设有第二导电片，所述机座上设有报警器和电源模块，所述第一导电片、所述第二导电片、所述报警器和所述电源模块采用导线串联在一起。
17.进一步的技术方案是，所述机座设计呈圆柱体结构，对应的所述压板设计为圆形。
18.进一步的技术方案是，所述机座设计呈长方体结构，对应的所述压板设计为长方形。
19.进一步的技术方案是，所述机座设计呈正多边体结构，对应的所述压板设计为正多边形。
20.本实用新型的有益效果在于：
21.通过选用不同弹性系数的弹簧，再通过理论计算及载荷试验对比，在施加预紧力的过程中力的大小变化比较平稳，方便吊车司机控制力的大小，避免了频繁点动，降低了预紧力超范围的风险，防止因预紧力超范围而造成的核燃料组件结构性损伤，确保核燃料组件的安全。
附图说明
22.图1为本实用新型实施例1的立体结构示意图；
23.图2为本实用新型的内部结构示意图；
24.图3为本实用新型的压缩状态结构示意图；
25.图4为本实用新型实施例2的内部结构示意图；
26.图5为本实用新型实施例3的立体结构示意图；
27.图6为本实用新型实施例4的立体结构示意图。
28.图中，1吊环，2压板，3上挡块，4弹簧，5下挡块，6机座，7连接孔，8头部，9通孔，10连接部，11空腔，12螺母，13第一导电片，14报警器，15第二导电片，16电源模块。
具体实施方式
29.为了更好理解本实用新型技术内容，下面提供具体实施例，并结合附图对本实用新型做进一步的说明。
30.实施例1
31.参见图1至图3，一种核燃料组件安全吊装缓冲装置，包括机座6、受力杆、压板2和螺母12，机座6内设有空腔11，空腔11内均匀设有若干弹簧4，弹簧4可以根据实际需要设计个数，均匀设置若干个，避免压板2受力不均匀；机座6顶部设计呈开口状，设计开口便于压板2和受力杆穿过；且连接有吊环1，吊环1用于连接电子掉秤；机座6底部中间设有通孔9，通孔9使受力杆能穿入；受力杆由头部8和连接部10构成，头部8上设有连接孔7，连接孔7用于连接抓取工具；连接部10穿入通孔9且头部8抵住机座6，即头部8的直径大于通孔9的直径，防止受力杆从上方脱出；压板2套设在受力杆上，且可在空腔11内向下运动并与弹簧4顶部
抵接，压板2用于与弹簧4接触并压缩弹簧4，螺母12与连接部10顶部螺纹连接，螺母12拧紧之后在进行焊接，防止松脱，避免压板2弹出。
32.具体的，位于弹簧4内的机座6内均设有下挡块5，位于弹簧4内的压板2上均设有对应的上挡块3，在弹簧4压缩的过程中下挡块5和上挡块3接触，使弹簧4不在被压缩，对弹簧4起到保护作用，同时还能延长弹簧4的寿命，避免过度压缩导致弹簧4失效。
33.具体的，机座6设计呈圆柱体结构，对应的压板2设计为圆形，根据实际需要设计呈圆柱体结构，继而可以绕着受力杆对称设置多个弹簧4，使压板2受力均匀，不用更换弹簧4弹力系数也能提升预紧力的大小，从而提高本装置的实用性。
34.实施例2
35.本实施例2与实施例1的区别在于，参见图4，其中一个下挡块5上设有第一导电片13，对应的上挡块3上设有第二导电片15，机座6上设有报警器14和电源模块16，报警器14采用声光报警器14，电源模块16采用蓄电池；第一导电片13、第二导电片15、报警器14和电源模块16采用导线串联在一起，当下挡块5和上挡块3接触时，第一导电片13和第二导电片15接触形成回路，接通报警器14和电源模块16，提醒工作人员已经到达弹簧4极限弹力值，需要注意核燃料组件的重量是否已经超过标准，避免预紧力过大导致本装置失效。
36.实施例3
37.本实施例3与实施例1的区别在于，参见图5，机座6设计呈长方体结构，对应的压板2设计为长方形，根据实际需要设计呈长方体结构，继而可以沿着长度方向对称设置若干组弹簧4，每组弹簧4两个，使压板2受力均匀，不用更换弹簧4弹力系数也能提升预紧力的大小，从而提高本装置的实用性。
38.实施例4
39.本实施例4与实施例1的区别在于，参见图6，机座6设计呈正六边体结构，对应的压板2设计为正六边形，根据实际需要设计呈正六边体结构，继而可以绕着受力杆对称设置多个弹簧4，使压板2受力均匀，不用更换弹簧4弹力系数也能提升预紧力的大小，从而提高本装置的实用性。
40.本实用新型原理：
41.在逐渐给核燃料组件施加预紧力时，该装置受到轴向力随之增大，弹簧4会被不断压缩，在预紧力100kg至250kg之间弹簧4的压缩量即为吊钩可调整的起升范围，当核燃料组件从保持架上解除固定后，在将其竖直吊离过程中，上挡块3和下挡块5接触，弹簧4不再被压缩，对弹簧4起到保护作用，保持其良好性能的同时可延长弹簧4的使用寿命，同时通过调整不同弹性系数的弹簧4、上挡块3、下挡块5的距离调整该装置的适用性，使在给核燃料组件施加规范要求范围内的预紧力时更安全方便地操作，而在上挡块3和下挡块5接触的过程中，第一导电片13和第二导电片15接触形成回路，接通报警器14和电源模块16，提醒工作人员已经到达弹簧4极限弹力值，需要注意核燃料组件的重量是否已经超过标准，避免预紧力过大导致装置失效。
42.以上所述仅为本实用新型的较佳实施例而已，并不用以限制本实用新型，凡在本实用新型的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本实用新型的保护范围之内。