JP2006098247A - 原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置 - Google Patents
原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2006098247A JP2006098247A JP2004285644A JP2004285644A JP2006098247A JP 2006098247 A JP2006098247 A JP 2006098247A JP 2004285644 A JP2004285644 A JP 2004285644A JP 2004285644 A JP2004285644 A JP 2004285644A JP 2006098247 A JP2006098247 A JP 2006098247A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- suppression chamber
- pipe
- strainer
- closing
- flow path
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
【課題】
原子力発電プラントにおける非常用炉心冷却系統の点検時に、原子路格納容器のサプレッションチェンバからの水を遮断しその系統内の水没弁の点検を迅速且つ簡単に行う。
【解決手段】
原子炉の非常用炉心冷却系統のサクションストレーナ部は、原子炉格納容器に付随したサプレッションチェンバ3の内外を通じた配管30と、配管30に接続されたT型配管
31と、そのT型配管31の端に接続した多孔体4とを有する。多孔体4とT型配管31の間には連結管1が接続され、その連結管1に設けたスリット6に閉止板を差し込んで多孔体4とT型配管31との間の流路を閉止板で遮断する。このような遮断によってサプレッションチェンバ3内のプール水の非常用炉心冷却系統内への流入が阻止され、その状態でその系統内の水没弁の分解点検が実施される。
【選択図】図1
原子力発電プラントにおける非常用炉心冷却系統の点検時に、原子路格納容器のサプレッションチェンバからの水を遮断しその系統内の水没弁の点検を迅速且つ簡単に行う。
【解決手段】
原子炉の非常用炉心冷却系統のサクションストレーナ部は、原子炉格納容器に付随したサプレッションチェンバ3の内外を通じた配管30と、配管30に接続されたT型配管
31と、そのT型配管31の端に接続した多孔体4とを有する。多孔体4とT型配管31の間には連結管1が接続され、その連結管1に設けたスリット6に閉止板を差し込んで多孔体4とT型配管31との間の流路を閉止板で遮断する。このような遮断によってサプレッションチェンバ3内のプール水の非常用炉心冷却系統内への流入が阻止され、その状態でその系統内の水没弁の分解点検が実施される。
【選択図】図1
Description
本発明は原子力発電プラントにおいて、原子炉格納容器サプレッションチェンバ内に備えられたサクションストレーナを介して非常時に冷却水を供給する非常用炉心冷却系に関するものである。
軽水炉型原子炉を有する原子力発電所における原子炉格納容器の構成は、ドライウェルとサプレッションチェンバに大別される。サプレッションチェンバにはドライウェル内での一次冷却材喪失事故を想定して、以下の目的で多量の水が貯められている。即ち、
(1)冷却材喪失時に発生する高温高圧の蒸気によってドライウェル内の圧力及び温度が上昇した場合、ベント管を通じてサプレッションチェンバのプール水中に高温高圧の蒸気を導いて凝縮させ、ドライウェル内の異常な圧力・温度上昇を抑制する。
(2)さらに、サプレッションチェンバ内のプール水を冷却水として非常用炉心冷却系によってドライウェル内にスプレーすることで、ドライウェル内の温度上昇を防ぐ。
(1)冷却材喪失時に発生する高温高圧の蒸気によってドライウェル内の圧力及び温度が上昇した場合、ベント管を通じてサプレッションチェンバのプール水中に高温高圧の蒸気を導いて凝縮させ、ドライウェル内の異常な圧力・温度上昇を抑制する。
(2)さらに、サプレッションチェンバ内のプール水を冷却水として非常用炉心冷却系によってドライウェル内にスプレーすることで、ドライウェル内の温度上昇を防ぐ。
上記(2)の非常用炉心冷却系には原子炉格納容器の外側に非常用炉心冷却系を開閉する水没弁が備えられており、この水没弁は通常5年前後ごとの定期検査時に分解点検によって健全性を確認している。その分解点検時にはサプレッションチェンバ内のプール水を抜く必要があるが、多量のプール水を抜くのは、能率的にもコスト的にも問題がある。
そのため、サプレッションチェンバにプール水が満たされている状態で、水中のサクションストレーナに水を通さない材料でできた袋を被せてプール水のストレーナ内外間の流通を閉止するストレーナ閉止装置が知られている。そのストレーナ閉止装置によって、プール水が水没弁方向へ流れ込む流路を遮断して、水没弁の分解点検を容易に行えることが開示されている(例えば、特許文献1参照)。
従来のストレーナ閉止装置は、ストレーナの多孔体部分を覆う袋状の構造となっているため、ストレーナが大型化するとその大型化に合わせて袋状の構造を更に大型化する必要が生じ、ストレーナ閉止装置が大型化すると、ストレーナにストレーナ閉止装置を覆い被せる作業や周辺他機器との干渉回避作業が困難となって、水中でのストレーナ閉止作業に係わる簡便な操作が実現できない。加えて、形状・寸法が異なるストレーナに対して同一の袋状の構造のストレーナ閉止装置で閉止することができない点も課題として挙げられる。
従って、本発明の目的は、サプレッションチェンバのプール水を大量に抜くことなく、且つ簡単にストレーナ閉止作業を実現することである。
本発明の基本構成は、原子炉格納容器に付随したサプレッションチェンバの内外を通じた配管と、その配管のサプレッションチェンバ側の端に備えたサクションストレーナと、その配管のサプレッションチェンバの外側に水没弁を有する非常用炉心冷却系において、ストレーナと配管の間に流路開閉手段が備えられた非常用炉心冷却系ストレーナ閉止装置であり、ストレーナと配管の間の流路を閉止することでストレーナの閉止を行うものであるから、従来のように、袋状の構造物を水中で上下および水平方向の移動を行うことに伴う水による大きな抵抗を受けることが無く、簡単にストレーナの閉止作業が行える上、例えばストレーナの長さが袋状の構造物には収まりきれない大きさのストレーナに対してもストレーナの長さや形状に係わり無くストレーナと配管の間の流路を閉止することで簡単にストレーナの閉止作業を達成できる。
本発明のストレーナ閉止装置は、サプレッションチェンバの水抜きにかかる時間やコストの低減及び、簡単なストレーナの閉止作業による作業者の放射線被爆低減の効果が期待できる。
原子炉格納容器22に付随したサプレッションチェンバ3の内外を通じた配管30と、その配管30のサプレッションチェンバ3側の端に備えたサクションストレーナ23と、その配管30のサプレッションチェンバ3の外側に水没弁25を有する非常用炉心冷却系において、ストレーナ23と配管30の間に弁18などの流路開閉手段が備えられた非常用炉心冷却系統19のストレーナ閉止装置の構成を有し、ストレーナ23と配管30の間の流路を弁18などの流路開閉手段で閉止することでストレーナの閉止を行うものである。
このようなことによって、サプレッションチェンバ3内のプール水を抜くことなく水没弁25の点検を行うという目的を、ストレーナ23の寸法・構造に依らず、かつ信頼性を損なわずに実現した。
以下に図示した実施例に基づいて本発明の実施例を詳細に説明する。軽水炉型原子炉を備えた原子力発電プラントには、炉心が納められた原子炉圧力容器20が原子炉格納容器22内に格納されている。その原子炉格納容器22内は大きく分けてドライウェル21とサプレッションチェンバ3とに区画される。そのドライウェル21内には、原子炉圧力容器20が納められ、サプレッションチェンバ3内には冷却水がプール水として蓄えられている。
このドライウェル21とサプレッションチェンバ3との両区画は非常用炉心冷却系統
19の配管30で連通されている。その配管30の途中には図示していないポンプと水没弁25,26やドレン弁27が装備されている。非常用炉心冷却系統19の配管30は原子炉格納容器22の壁を貫通してサプレッションチェンバ3内に貫通している。そのサプレッションチェンバ3内の配管30の端部はT型配管31とされ、そのT型配管31の両端には、ストレーナ23が接続されている。その接続部の構造は後に詳述する。このようにして、サプレッションチェンバ3内のプール水の水面下にストレーナ23が配置されている。
19の配管30で連通されている。その配管30の途中には図示していないポンプと水没弁25,26やドレン弁27が装備されている。非常用炉心冷却系統19の配管30は原子炉格納容器22の壁を貫通してサプレッションチェンバ3内に貫通している。そのサプレッションチェンバ3内の配管30の端部はT型配管31とされ、そのT型配管31の両端には、ストレーナ23が接続されている。その接続部の構造は後に詳述する。このようにして、サプレッションチェンバ3内のプール水の水面下にストレーナ23が配置されている。
配管30のもう一端側は原子炉格納容器22の壁を貫通してドライウェル21内に貫通し、その端部にスプレイノズル32が装備されている。従って、非常用炉心冷却系統19のポンプが駆動され、水没弁25,26が開かれ、ドレン弁27が閉じられていると、サプレッションチェンバ3内のプール水がストレーナ23で濾過されてT型配管31と配管
30と通じてスプレイノズル32に圧送され、スプレイノズル32からドライウェル21内に散水される。このように、サプレッションチェンバ3内のプール水を冷却水として非常用炉心冷却系統19によってドライウェル21内にスプレーすることで、ドライウェル
21に原子炉圧力容器内の蒸気が漏れる冷却材喪失事故が発生した際にドライウェル21内の温度上昇を防ぐ。尚、ドライウェル21内の高温・高圧の蒸気はベント管24を通じてサプレッションチェンバ3内のプール水面下に導かれ、凝縮される。これによりドライウェル21内は圧力の上昇が抑制される。
30と通じてスプレイノズル32に圧送され、スプレイノズル32からドライウェル21内に散水される。このように、サプレッションチェンバ3内のプール水を冷却水として非常用炉心冷却系統19によってドライウェル21内にスプレーすることで、ドライウェル
21に原子炉圧力容器内の蒸気が漏れる冷却材喪失事故が発生した際にドライウェル21内の温度上昇を防ぐ。尚、ドライウェル21内の高温・高圧の蒸気はベント管24を通じてサプレッションチェンバ3内のプール水面下に導かれ、凝縮される。これによりドライウェル21内は圧力の上昇が抑制される。
サプレッションチェンバ3内のプール水面下に配置されている配管30の端部には図1のように、T型配管31が溶接で接続される。そのT型配管31の残りの2端部には、配管側のフランジ5が設けられている。フランジ5に隣接して配置された連結管1は、一端側にストレーナ23側のフランジ2が設けられ、両フランジ2,5は溶接又はボルトによって結合され、配管とT型配管と連結管1とが連通状態とされる。
連結管1の途中部分には、図1,図2に示すように、上方半周に渡ってスリット6が開口している。スリット6の円周側両端には、図2のように、ブラケット33が固定されている。その一方のブラケット33には、スリットカバー7の一端が蝶番8を介してスリット6に近づく方向とスリット6から離れる方向へ回転自在に装着される。他方のブラケットにはボルト9の締結孔35が設けられ、スリットカバー7の二股に分かれた端部34の二股間を通したボルト9を締結孔に締結したり、緩めて外したりできる。ボルト9でスリットカバー7と連結管1の間を締結した際には、スリットカバー7の内周面に貼った硬質ゴムシート10がスリットカバー7の内周面と連結管1の外周面との間に押し付けられてスリット6が液密に閉鎖されスリット6を通じての連結管内外への水通過が阻止される。
各連結管1には、ストレーナ23として採用した円筒状の多孔体4の一端が溶接で連結され、その多孔体4の他端が閉鎖されている。多孔体4は円筒構造物の円筒壁に円筒内外を連通する細孔が無数に設けられている構造体である。その細孔の孔の孔径はストレーナ23で濾過したい大きさの異物が通過しない大きさにされている。この連結管1と多孔体4とは連通している。
ストレーナ23と前記配管30との間に設けられる流路開閉手段は、その連結管1とスリット6とスリット6を開閉するスリットカバー7とを主要構成とし、それに以下に述べる構成が付加されて構成されるストレーナ23の閉止装置である。
即ち、ストレーナ23の閉止装置は、スリット6を通じて連結管1内外へ出入できる厚さと直径に加工された円板状の閉止板12と、スリット6の内壁面であるシール面11に対向する配置で閉止板12の縁沿いに閉止板12の片面に取り付けた環状のパッキン15と、そのパッキンとは反対側の閉止板のもう一方の片面にスリット6の内壁面であるもう一方のシール面に対向する配置で閉止板12の縁沿いに取り付けた環状のシール用チューブ14、そのシール用チューブ14に接続されたエアホース13とを有し、そのエアホース13は図示していない空気圧縮機などの圧力源に接続されている。
非常用炉心冷却系統19は事故時に水没弁25,26が開状態になることにより、自動的に作動するものであるが、信頼性の確保の為に原子力発電プラントの定期点検時に水没弁25,26を分解点検する必要がある。一方の水没弁26の分解点検時には、他方の水没弁25を閉じて系統内の水をドレン弁27を開くことで排出して実施可能であるが、しかし、もう一方の水没弁25を分解点検する際には、配管30から水没弁25を分解した際にサプレッションチェンバ3に蓄えられた大量のプール水がその分解個所から漏出することになって、実質的に水没弁25を分解点検できない。
サプレッションチェンバ3に蓄えられた大量のプール水を抜くことなく水没弁25を分解点検するには次のようにして行う。即ち、原子力発電プラントの点検時期以外においては、スリット6はスリットカバー7によって閉鎖されて、スリット6から濾過されないプール水が配管30側に侵入することを防止している。そのスリット6は水没弁25を分解点検する際には開けられる。その開け方は、締結孔35にねじ込まれていたボルト9を緩めてボルト9とスリットカバー7の二股部34との取合を解除する。その後にスリットカバー7を蝶番8を中心に回転させてスリット6の上方からスリットカバー7と硬質ゴムシート10を退避させる。
次に、シール用チューブ14内に高圧空気がない状態では、パッキン15とシール用チューブ14が装着されている閉止板12、即ち流路閉止板ユニットの幅はスリット6の幅より小さいので、流路閉止板ユニットを容易にスリット6に挿入が可能である。パッキン15とシール用チューブ14が装着されている閉止板12をスリット6に通過させて連結管1内に入れる。スリット6の真下に位置する連結管1の内壁面には、スリット6と同幅の溝36が形成されている。その溝36の両側面(垂直な面)はシール面11の延長されたシール面として存在している。そのため、連結管1内に閉止板12が溝36内に入って着座した状態では、図3のように、スリット6の両側面(シール面11)と溝36の両側面にパッキン15やシール用チューブ14が対向する位置に配置される。
その後に、エアホース13を空気圧縮機などの圧力源に接続して、圧力源から高圧空気をシール用チューブ14に供給してシール用チューブ14を膨らませる。シール用チューブ14が膨張することによってシール用チューブ14とパッキン15とはスリット6の両側面(シール面11)と溝36の両側面に強く密着し連結管1内の流路が閉鎖される。その閉鎖状態においては、図3における閉止板12の左右の領域間で水の流通が遮断される。
次に、水没弁26を閉じ、水没弁25とドレン弁27とを開く。このようにすると、水没弁26と閉止板12との間の配管30やT型配管31の流路内の水がドレン弁27から非常用炉心冷却系統19外へ排出され、水没弁26と閉止板12との間の配管30やT型配管31の流路内は水の無い空となる。この後に、水没弁25を分解して点検する。その点検後は水没弁25を組立て及び配管30に組み付ける。
このようにして、サプレッションチェンバ3内のプール水が配管30内に流入しない遮断状態で非常用炉心冷却系統19の水没弁25が安全に点検できるようになる。その点検後には、ホース13を圧力源から外してシール用チューブ14内の空気をホース13を通じて抜く。空気が抜かれたシール用チューブ14は縮小してシール用チューブ14やパッキン15の連結管1側への密着力が無くなる。その後に、流路閉止板ユニット全体をスリット6を通じて上方へ連結管1から抜き去る。次に、ゴムシート10を内周面に貼り付けてあるスリットカバー7を蝶番8を回転中心とする回転動作でスリット6上に覆い被せる。その後に、二股部34に通したボルト9を締結孔35にねじ込んできつくスリットカバー7と連結管1とでゴムシート10を挟み込んでスリット6を通じてプール水が流通することをゴムシート10をパッキンとして用いながら防ぐ。しかる後は、サプレッションチェンバ3内のプール水はストレーナ23の多孔体4で濾過されて非常用炉心冷却系統19内に流入することができる。
本発明の実施例2は、既述の実施例1の流路閉止板ユニットの構成を変更したものである。その変更点は以下の通りである。即ち、図4のように、流路閉止板ユニットは、二枚の流路閉止板12と、二枚の流路閉止板12の間に挟まれる位置に配置された膨縮自在な中空構造物としてのゴム製エアバッグ16と、エアバッグ16に接続されたエア供給及び排気用のホース13と、二枚の流路閉止板12の一方の流路閉止板の面のうち、エアバッグ16の方向とは反対の面に配置された一方のシール用パッキン15と、二枚の流路閉止板12の他方の流路閉止板の面のうち、エアバッグ16の方向とは反対の面に配置された他方のシール用パッキン15とを備えている。二枚の流路閉止板12とエアバッグ16とシール用パッキン15とは一体化され、水中でばらばらにならないようにされている。
流路閉止板ユニットがスリット6を通じて連結管1内に挿入されると、図4のように、各パッキン15はスリット6や溝36の側面(垂直面)に対向する位置に配置される。次にホース13に空気圧縮機などの圧力源に接続して高圧空気をホース13を通じてエアバッグ16内に圧送する。このようにすると、エアバッグ16は膨張して二枚の閉止板12の間隔が広がり二枚の閉止板15を図4の左右方向へ押し付けるので、各パッキン15はスリット6や溝36の側面(垂直面)に強く密着し、二枚の流路閉止板12は連結管1の流路を遮断した状態で連結管1内に固定される。
このようにすると、サプレッションチェンバ3内のプール水の配管30側への流入が閉止板12で阻止される。その後の水没弁25の分解点検は既述の実施例1と同様である。
このようにして、サプレッションチェンバ3内のプール水が配管30内に流入しない遮断状態で非常用炉心冷却系統19の水没弁25が安全に点検できるようになる。その点検後には、ホース13を圧力源から外してエアバッグ16内の空気をホース13を通じて抜く。空気が抜かれたエアバッグ16は縮小して各パッキン15の連結管1側への密着力が無くなる。その後に、流路閉止板ユニット全体をスリット6を通じて上方へ連結管1から抜き去る。その他の構成や作用は実施例1と同様である。
本発明の実施例3は、既述の実施例1の連結管1の形状を変更したものである。その変更点は以下の通りである。即ち、図6のように、長さが長くされた大形の多孔体4をT型配管31に連結管17を介して接続すると、サプレッションチェンバ3の内壁面39に干渉して大形のストレーナ23を構成できない。そこで、この実施例では図5のように、連結管1をサプレッションチェンバ3の内壁面39から遠ざかるように折り曲げた形状に成型して用いる。
その連結管17には、実施例1の場合よりも径は同じでも長さの長い大形の多孔体4が接続されている。その他の構成は実施例1と同じである。このように、折り曲げた形状の連結管17を採用すると、図6のように、サプレッションチェンバ3の内壁面39に干渉するような多孔体4を採用しても、図5のように、その干渉が回避され、長さの長い大形の多孔体4が採用できる。その他の構成や作用は実施例1と同じである。また、実施例2の連結管1を連結管17に取り替えて図5のような大形の多孔体4を採用しても良い。
本実施例によれば、T型配管31や配管30に対して多孔体4がサプレッションチェンバ3の内壁面39から離れる方向へ角度を付けて接続されていることになるので、その角度の大きさに比例して大形の多孔体4をサプレッションチェンバ内に採用できる。このように多孔体4の長さを長くして大型化しても、連結管17の管径が変化しないならば、スリット6に抜き差しされる閉止板ユニットのサイズも変化せず、多孔体4の大型化、即ちストレーナの大容量化に伴う閉止板ユニットの大型化を抑制できる。
本発明の実施例4は、既述の実施例1の連結管1の形状を変更したものである。その変更点は以下の通りである。即ち、図7のように、弁18の弁箱の両端にはフランジ37が設けられている。その各フランジ37の一方はT型配管31のフランジ5に連結し、各フランジ37の他方は多孔体4に固定したフランジ2に連結してある。そのため、多孔体4と弁18とT型配管31とは連通している。その他の構成は実施例1と同じである。
このような実施例4では、弁18の操作ハンドル38を回転させて弁18を閉じたり開いたりできる。このような弁18としては一例としてバタフライ弁が用いられる。
このような実施例4においては、操作ハンドル38を操作して弁18を開けておけば、非常用炉心冷却系統19が作動した際には、サプレッションチェンバ3内のプール水が多孔体4で濾過され、濾過されたプール水が弁18を通じてT型配管31と配管30とを通じて非常用炉心冷却系統19へ通水できる。
水没弁25を分解点検する際には、操作ハンドル38を操作して弁18を閉じておく。このようにして置くと、非常用炉心冷却系統19側へサプレッションチェンバ3内のプール水がT型配管31側に流入しない。そのため、サプレッションチェンバ3内のプール水が配管30内に流入しない遮断状態で非常用炉心冷却系統19の水没弁25が安全に点検できるようになる。その他の作用は実施例1と同じである。
各実施例では、閉止板ユニットのスリット6への抜き差し操作やボルト9の回転操作やスリットカバー7の回転操作や操作ハンドル38の回転操作は原子炉格納容器22の内壁面や原子炉圧力容器支持基礎に固定した足場39から作業員が専用の操作治具をサプレッションチェンバ3内のプール水面上方からその水面下方へ入れて操作する。
上記実施例1乃至3の場合には、実施例4の場合に比べて、点検以外では流路中に弁体が存在しない分、非常用炉心冷却系統19が作動した際のプール水の流れの抵抗が少なくて既存の非常用炉心冷却系統19の性能を阻害しにくい。実施例4の場合には、操作ハンドル38の回転操作で簡単に非常用炉心冷却系統19へのプール水の遮断及び流通を制御できる。
いずれの実施例においても、多様なストレーナの形状・寸法に依らずに流路内で非常用炉心冷却系統19へのプール水の遮断及び流通を制御できる。
本発明は、原子力発電プラントにおける非常用炉心冷却系統の点検時にサプレッションチェンバのプール水の非常用炉心冷却系統への流路を遮断するための装置として適用できる。
1…連結管、3…サプレッションチェンバ、4…多孔体、6…スリット、19…非常用炉心冷却系統、22…原子炉格納容器、23…ストレーナ、25…水没弁、30…配管、
31…T型配管。
31…T型配管。
Claims (6)
- 原子炉格納容器に設けられたサプレッションチェンバと、
前記サプレッションチェンバの内外を通じた配管と、
前記配管のサプレッションチェンバ側の端に備えたサクションストレーナと、
前記配管のサプレッションチェンバの外側に設けた水没弁とを有する原子力発電プラントの非常用炉心冷却系において、
前記ストレーナと前記配管との間に流路開閉手段が備えられていることを特徴とする原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置。 - 請求項1において、
前記流路開閉手段は、
前記配管と前記ストレーナとの間に連結した連結管と、
前記連結管に設けられたスリットと、
前記連結管内の流路を開閉自在となるように前記スリットに抜き差し自在な流路閉止板と、
前記連結管に設けられて前記スリットを開閉自在に覆うスリットカバーと、
を備えた原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置。 - 請求項2において、
前記流路開閉手段は、
前記流路閉止板の一方の面に配置されたシール用パッキンと、
前記流路閉止板の他方の面に配置されたシール用エアチューブと、
前記シール用エアチューブに接続されたエア供給及び排気用のホースと、
を備えた原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置。 - 請求項2において、
前記流路開閉手段は、
二枚の前記流路閉止板と、
前記二枚の前記流路閉止板の間に挟まれる位置に配置された膨縮自在な中空構造物と、
前記中空構造物に接続されたエア供給及び排気用のホースと、
前記二枚の前記流路閉止板の一方の前記流路閉止板の面のうち、前記中空構造物の方向とは反対の面に配置された一方のシール用パッキンと、
前記二枚の前記流路閉止板の他方の前記流路閉止板の面のうち、前記中空構造物の方向とは反対の面に配置された他方のシール用パッキンと、
を備えた原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置。 - 請求項1において、
前記流路開閉手段は、前記ストレーナと前記配管との間に設けた弁である原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置。 - 請求項1から請求項5までのいずれか一項において、
前記配管に対して前記ストレーナが前記サプレッションチェンバの内壁面39から離れる方向へ角度を付けて接続されている原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2004285644A JP2006098247A (ja) | 2004-09-30 | 2004-09-30 | 原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2004285644A JP2006098247A (ja) | 2004-09-30 | 2004-09-30 | 原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2006098247A true JP2006098247A (ja) | 2006-04-13 |
Family
ID=36238207
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2004285644A Pending JP2006098247A (ja) | 2004-09-30 | 2004-09-30 | 原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2006098247A (ja) |
-
2004
- 2004-09-30 JP JP2004285644A patent/JP2006098247A/ja active Pending
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
WO2009118961A1 (ja) | フランジ接合構造 | |
JP6012901B2 (ja) | タンク、パイプ、又はタンク及びパイプのセットを分離するためのパイプ閉鎖装置 | |
US20150247578A1 (en) | Gate valves for installation in pressurized pipes | |
JP4965267B2 (ja) | フィルタ装置 | |
KR101549162B1 (ko) | 시 체스트 개폐 장치 | |
JP6448605B2 (ja) | 圧力容器 | |
JP2006250295A (ja) | 既設流体管の不断水仕切弁設置方法及び仕切弁設置装置 | |
JP2006098247A (ja) | 原子炉格納容器サプレッションチェンバ内のサクションストレーナ閉止装置 | |
JP2005180569A (ja) | 止水プラグ及びバイパスシステム | |
JP5297071B2 (ja) | 配管接続装置 | |
JP2013170641A (ja) | 流体管分岐装置及び流体分岐方法 | |
KR101168309B1 (ko) | 선박의 해수흡입장치 | |
JP5355509B2 (ja) | 水タンクの止水装置 | |
JP4624254B2 (ja) | 管路末端機器の漏洩補修継手 | |
JP2013238304A (ja) | 弁装置 | |
JP6531300B2 (ja) | 流路変更用接続ユニットおよび流路変更用接続ユニットを用いる流路変更工法 | |
JP4901224B2 (ja) | 吸出管用止水装置 | |
JP4990992B2 (ja) | タービンバイパス弁の漏洩検出装置及び漏洩検出方法 | |
JP5733753B2 (ja) | 流体管切断装置 | |
EP3466516B1 (en) | Sealed closure system for a cartridge filter and method for assembling same | |
CN110201457B (zh) | 一种卧式汽水分离罐的生产工艺 | |
JP3922640B2 (ja) | ゲートの不断水設置工法 | |
KR20140002724U (ko) | 선박 배관용 여과장치 | |
JP4261905B2 (ja) | 圧力抑制プールにおけるストレーナ、水没弁の点検方法及びその方法に使用する隔離シート、ストレーナ閉止カバー | |
JP2006275108A (ja) | 既設流体管の不断水制水体設置装置 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
RD04 | Notification of resignation of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424 Effective date: 20060425 |