可靠性类论文范例,与核电站压力容器检测用长柄工具相关毕业论文范文

时间:2020-07-09 作者:admin
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摘 要:为了便于核电站压力容器无损检测装置吊装,设计了一种新颖的长柄工具.它能满足所有待检焊缝位置要求,且能准确可靠地锁紧检测装置,大大提高了操作人员的操作简易性和可靠性,减少了操作人员在高剂量区停留时间,降低了核辐射对操作人员身体的伤害,具有很高的应用价值.


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关 键 词:核电站,压力容器,无损检测,长柄工具

引言

核电站压力容器是包容核燃料、防止核物质泄露的关键设备,属于核一级部件.它长期处于高温、高压、强辐射的恶劣工作环境下,极易产生缺陷.因此,做好压力容器的无损检测对于保障核电站安全稳定运行、避免核事故发生具有重要意义.

压力容器中有多处待检焊缝,所处的水平高度和周向角度均不相同,距离操作人员所在的桥架十几米至二十米不等.检测人员根据这些待检焊缝的要求设计了多种自动检测装置,通常直接用环形吊车将检测装置吊装至待检位置,但这样操作不方便、装置落位精度低、吊装稳定性难以控制,有撞坏压力容器壁面的风险等.本文介绍了一种新颖的长柄工具,它的长度可根据需要自由延伸,能满足压力容器所有待检焊缝检测要求;连接可靠,从设计上杜绝零件坠落,产生事故;设计人性,方便操作人员使用.

结构介绍

长柄工具由操作柄组件、延伸杆组件和装置锁紧组件组成.

2.1操作柄组件

操作柄组件如图1所示.吊环、固定板、套筒是其主要组成零件.吊环主要有两个用途.一方面操作长柄工具时,操作人员通过转动吊环调整吊装角度,使装置顺利落位;另一方面当不操作长柄工具时,用环形吊车吊住吊环,防止长柄工具意外坠落造成事故.吊环上开有手指槽,方便人员操控.为了保证连接可靠性,套筒与支撑板直接焊接在一起.套筒为中空圆筒结构,使线缆能方便的从工具内部穿过.

2.2延伸杆组件

延伸杆组件如图2所示,由延伸杆、连接销、快卸销等零件构成.延伸杆分别有3m、2.5m、2m、1.5m四种规格,经过组合可满足所有不同高度焊缝高度,最长可延伸21m.当需要延伸时,将连接销插入延伸杆,旋转连接销,使其上的通孔与延伸杆上的通孔对齐,插入快卸销,即实现了连接.快卸销头部有个按钮,按下按钮,销杆上的弹珠收拢,即可插拔快卸销;松掉按钮,销杆上的弹珠弹出顶住延伸杆,连接被锁定.这种结构使得只有通过操作人员主动动作才可拆除连接,避免连接销意外脱落,造成意外事故的发生.延伸杆上开有小孔,用钢丝绳系住钢丝绳穿过小孔,可防止快卸销坠落造成异物坠落事件.

2.3装置锁紧组件

装置锁紧组件由锁紧气缸、驱动盘、锁紧指及定位壳组成如图3所示.定位壳上有三个凸起块,它插入装置上连接机构的凹槽里,防止装置发生转动.驱动盘通过锁紧气缸固定在定位壳的内部.气缸伸出,推动驱动盘上升,使锁紧指收回至定位壳内,长柄工具与检测装置脱开;气缸缩回,拉动驱动盘下降,使锁紧指伸出定位壳,长柄工具锁紧检测装置.

由于锁紧状态下锁紧指与驱动盘间作用力的方向垂直于重力方向,所以实现了自锁,不会发生由于装置过重导致锁定失效的情况.

3.1长柄工具重量计算

作为一个人工操作的工具,操作的便利性与工具的重量密切相关.如工具过重,则给操作人员带来了困难.在压力容器检测过程中,容器始终是充满水的状态,因此,长柄工具操作重量的计算需考虑浮力的影响.在此我们仅计算当所有延伸杆全部装上时长柄工具的重量,即最大操作重量,则:

长柄工具使用时操作柄组件在水上,而延伸杆组件及装置锁紧组件在水下,F浮等于ρgV排等于ρg(V延伸杆组件+V装置锁紧组件)等于344N,而G操作等于64.8-34.4等于304N.因此,当所有延伸杆全部装上时,长柄工具重30.4kg,设检测装置重30kg,则操作人员操纵的最大总重量约为60kg,两个操作人员可轻松操纵.

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3.2吊环强度校核

我们对长柄工具的关键零件进行了强度校核.以吊环为例,从上面计算可知,长柄工具的最大操作重量为60kg.此时吊环所受的力有F操作和操作重量G操作.由于长柄工具不与其它机构有刚性连接,不存在扭矩和弯矩.将用INVENTOR软件进行应力分析得到结果如图4、图5所示:

从图中可见,吊环最大应力和最大应变点均在桁车吊钩所挂位置,最大应力为6.89MPa,远低于铝6061-T6的屈服强度276Mpa;最大应变也仅为9.139*10-5,因此,吊环结构设计合理.

总结

本文介绍了一种新颖

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可靠性类论文范例
0340;长柄工具,它能将无损检测装置吊装至压力容器待检焊缝;通过计算校核,其使用稳定可靠,目前已经在我公司厂房得到了运用,有重要的应用价值.

参考文献

[1]R.G.米勒,C.法伦,R.C.穆奇.模块化长柄工具部件系统[P].中国专利:CN103068533A,20130424

[2]张富源,曾辉.秦山核电二期工程蒸汽发生器与稳压器专用吊装工具自主化设计[J].核动力工程.2003(S1)

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