JP3432509B2 - 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 - Google Patents
原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置Info
- Publication number
- JP3432509B2 JP3432509B2 JP51523493A JP51523493A JP3432509B2 JP 3432509 B2 JP3432509 B2 JP 3432509B2 JP 51523493 A JP51523493 A JP 51523493A JP 51523493 A JP51523493 A JP 51523493A JP 3432509 B2 JP3432509 B2 JP 3432509B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- valve
- pressure
- pressure vessel
- safety device
- force transmission
- 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.)
- Expired - Fee Related
Links
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims description 19
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 17
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 17
- 239000002775 capsule Substances 0.000 claims description 15
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 claims description 13
- 238000005219 brazing Methods 0.000 claims description 10
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 6
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 3
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims description 3
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 claims 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 5
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 3
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 3
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 3
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 3
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000004332 silver Substances 0.000 description 3
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 2
- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000004323 axial length Effects 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 238000007664 blowing Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000005764 inhibitory process Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 230000013011 mating Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000012354 overpressurization Methods 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 230000004044 response Effects 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 238000010008 shearing Methods 0.000 description 1
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F16—ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
- F16K—VALVES; TAPS; COCKS; ACTUATING-FLOATS; DEVICES FOR VENTING OR AERATING
- F16K17/00—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves
- F16K17/36—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves actuated in consequence of extraneous circumstances, e.g. shock, change of position
- F16K17/38—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves actuated in consequence of extraneous circumstances, e.g. shock, change of position of excessive temperature
- F16K17/383—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves actuated in consequence of extraneous circumstances, e.g. shock, change of position of excessive temperature the valve comprising fusible, softening or meltable elements, e.g. used as link, blocking element, seal, closure plug
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T137/00—Fluid handling
- Y10T137/1624—Destructible or deformable element controlled
- Y10T137/1797—Heat destructible or fusible
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Safety Valves (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
炉心冷却の際の原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全
装置に関する。
圧力容器のブロー配管に設けられた遮断機構が所定の温
度において開かれるような圧力容器を温度に関係して圧
力放出するための装置が知られている。この温度依存形
圧力放出によって、原子力設備の冷却装置全部が故障す
るという殆どありそうもない故障の際に一次回路内の圧
力は、過熱により原子炉圧力容器の壁が万一損傷する前
に低いレベルに下げられる。上述のドイツ特許公報にお
ける公知の装置の場合、温度センサは原子炉圧力容器の
外側に配置されている。従ってこの公知の装置は、許容
できない過熱温度の始まりから圧力放出装置の応動まで
算入される比較的大きな時定数で作動する。
炉圧力容器の内部に冷却装置の(殆どありそうもない)
停止によって過熱温度が発生した際の原子炉圧力容器に
おける圧力放出が小さな時定数で行われるように形成す
ることにある。
に記載の安全装置において、 対向支持体は力伝達素子により保持されており、この
力伝達素子は対向支持体に向かい合った端部において限
界温度に依存して溶融可能な、圧力容器内に配置された
係留部を用いて固定されていることにより解決される。
この係留部は例えば700℃の限界温度において対向支持
体を自由にする目的で、そしてこれに伴なって弁体をそ
の座から差圧に基づいて持ち上げるべく溶融可能であ
る。
れている。
ら圧力容器の内部に組物まで延び、その個所に温度依存
形係留部によって固定されていることにある。力伝達素
子に対して圧縮力あるいは引張り力を伝達する要素が利
用され、限界温度に関係して釈放される係留部はろう付
け係留部あるいはいわゆる単一素子(例えば大きな直線
温度係数の金属棒)によって実現できる。有利には本発
明の実施態様は、力伝達素子が、一端が弁閉鎖ばねの対
向支持体を介して弁体に連結され、他端が温度依存形係
留部によって固定されている引張り要素として作られ、
温度依存形係留部が限界温度に達した際に引張り要素の
軸方向変位を許すことにある。
度に達した際に溶融するろう付け係留部によって固定さ
れていることにある。かかるろう付け係留部として、例
えば約700℃の融点まで安定しており放射線に対しても
強い銀ろう合金が有効である。
容器内に突出している)他端が圧力容器の組物に熱伝達
接触しこれに固定された金属棒に抗張力的に固く結合さ
れ、この金属棒によって係留され、この金属棒の線膨張
係数が大きく好適には引張り要素のそれよりも大きく、
金属棒およびそれと共に引張り要素が、限界温度に達し
た際に弁体が開くような長さの増大を生ずる。好適に
は、引張り要素はタイロッドとして形成され、その自由
端が(圧力容器の内部において)温度依存形係留部に接
続されている。力伝達素子が圧力容器の内部に圧力容器
蓋を分解する前に力伝達素子の少なくとも一つの部片を
切り離して引き抜くことを可能にする釈放可能な継手を
備えていることが、組立、分解および再組立に対して特
に有利である。従って本発明の有利な実施態様は、力伝
達素子がその温度依存形係留部で圧力容器の上側格子板
に固定でき、釈放可能な継手あるいは鎖錠装置例えばバ
ヨネット鎖錠装置によって少なくともその外側部分ない
し上側部分が、圧力放出弁が開いた場合に上から釈放で
き分解できることにある。これに関連して有利な実施態
様は、圧力放出弁が圧力容器の蓋接続短管にフランジ結
合されていることにある。燃料集合体を交換に際して圧
力容器がまず無圧にされて開かれなければならないと
き、まず蓋絶縁体が持ち上げ除去され、制御棒並びに測
定棒が引き抜かれ、この処置が行われた後で圧力放出弁
がその蓋接続短管から外され、引張り要素が(そのバヨ
ネット鎖錠装置を釈放した後)引き抜かれる。これによ
りねじ回しによる蓋ボルトの釈放および蓋の持ち上げ除
去を行うことができる。
る弁円錐体をしており、この弁円錐体は力伝達素子によ
って対応して円錐状に形成された弁座に向けて且つ差圧
から生ずる力に抗して気密に保持されている。この構造
形状は流れ技術上において特に有利である。更に、弁体
の弁軸が閉塞ブッシュの中に密封して滑り可能に案内さ
れ、閉塞ブッシュの圧力容器の側に圧力放出配管に連通
し弁座を境界づける溢流室が存在し、閉塞ブッシュの反
対側において弁閉鎖ばねが弁室の中に収容されているこ
とが有利である。この弁室は外側に対して圧力密に閉じ
られ、温度依存形係留部から大きく離れた力伝達素子の
個所に存在しており、従ってこの弁室およびそこに存在
する弁閉鎖ばねは、圧力放出弁のハウジングが外側が原
子炉圧力容器の冷却空気流で洗流されるので、比較的低
い温度レベルにある。
子で中央を滑り可能に貫通され弁室の中に突出し、弁軸
が閉塞ブッシュの弁体と反対側において弁室を境界づけ
る耐圧カプセルの形に広げられているかそのようなカプ
セルに結合され、このカプセルの中に弁閉鎖ばねが存在
し、一端がカプセル底に接触支持され、他端が力伝達素
子の自由端で形成されているか支持されている対向支持
体に接触支持されていることにある。弁軸としては長手
方向に移動可能な構造部品が対象となるので、これはそ
れで貫通された閉塞ブッシュと共に運動シールを形成し
ている。従って有利な実施態様は、耐圧カプセルをハウ
ジング蓋で外側に対して耐圧的に封じ込めることにあ
る。このようにして運動シールに沿って閉塞ブッシュを
通って万一生ずる僅かな漏洩流は全く外側に到達しな
い。もっともかかる漏洩流に対して、弁体自体が100%
密封しないという条件が必要であろう。
寸法にして、圧力放出配管が別個のブロー弁に対する制
御配管として形成されていることも本発明の枠内にあ
る。この場合、例えば測定棒のブッシングに対して普通
であるような非常に小さな蓋接続短管の直径で十分であ
る。
細に説明する。
素を原子炉圧力容器の格子板に固定するろう付け係留部
を備えた本発明に基づく安全装置の断面図、 図2は、引張り要素に結合されこの引張り要素より大
きな線膨張係数を有し格子板に熱弾性的にボルト結合さ
れた金属棒を備えた図1とは異なる実施例の断面図、お
よび 図3は、引張り要素が圧力容器の内部で案内架台の上
側においてねじ継手によって分離できるような図1とは
異なる実施例の断面図である。
呼ぶ)の部分的に示されている蓋1に蓋接続短管2が圧
力密に溶接され、その外側および内側の環状溶接継目は
符号3a、3bで示されている。蓋接続短管2はその外側端
に溶接フランジ部材2aを有し、このフランジ部材2aには
圧力放出弁4の対向フランジ部材4aが圧力密にボルト結
合されている(符号5を付したフランジボルト参照)。
圧力放出弁4はフランジ部材4aが属している入口接続短
管6、フランジリング7aを有する出口接続短管7および
弁体8が開いている場合に入口接続短管6と出口接続短
管7を結合する溢流室9を有しており、この溢流室9は
弁密封円錐体として形成された弁体8の図示されている
閉鎖位置において出口接続短管7にだけ流れ的に接続さ
れている。リングフランジ7aには対応したリング対向フ
ランジ10aを備えた部分的に示されているブロー配管10
が圧力密にボルト結合されている。矢印F1は、全体を符
号11で示した圧力容器の内部が限界温度に達した際に弁
体8が開かれたときの、圧力容器11の内部からの蒸気流
の流れ方向を示している。従って図示されている安全装
置は、炉心冷却が不十分な場合における圧力容器11の過
圧事故を防止する。このために圧力容器11の壁1(図示
した実施例の場合には球欠状蓋)に圧力放出弁4が圧力
密にはめ込まれている。これは、対向支持体に接触支持
されている弁閉鎖ばね12によって閉鎖方向に付勢されて
いる弁体8によって、圧力容器11の内部室から圧力放出
配管あるいはブロー配管10への流れを通常は遮断してい
る。細長い引張り要素13の形をした力伝達素子好適には
タイロッドはその一端13.1が弁閉鎖ばね12の対向支持体
14を介して弁体8ないしその弁軸8aに連結され、他端1
3.2は圧力容器11の内部に突出している。これはここで
は圧力容器11の組物15に温度依存形係留部16によって固
定されている。この係留部16は例えば700℃の限界温度
に達した際に引張り要素13の軸方向変位を許すので、弁
閉鎖ばね12が弛緩しながら弁体8は差圧により自由にそ
の弁座17から持ち上げられる。組物15としては加圧水形
原子炉の原子炉圧力容器の上側炉心格子板が対象とな
る。炉心の過熱はこの炉心格子板15に直接伝達されるの
で、この炉心格子板15は温度依存形係留部16を設置する
のに特に良好に適用している。図1における係留部16と
してはろう付け係留部が対象となる。その場合鎖錠ヘッ
ド19の中空部18の中に引張り要素13の下端13.2が銀ろう
20によってろう付けされている。
け部材21にある溝21aに後ろから引っ掛かっている。取
付け部材21は下向きに突出している取付け部材ホルダ23
(これは格子板15に結合されているか一体化されてい
る)における内周面にある環状溝22の中にはめ込まれて
いる。ハンマヘッド19aをこのバヨネット鎖錠装置から
取り外そうとするとき、弁閉鎖ばね12がハンマヘッド19
aが溝21aとのかみ合いを外れるまで僅かな距離だけもっ
と圧縮され、そして90゜だけ回転される。それから弁閉
鎖ばね12がゆっくりと弛緩されるとき、ハンマヘッド19
aは矩形凹所24(ハンマヘッドが通過できる形状をして
いる)を通って引き抜かれる。ハンマヘッド19aの鎖錠
過程は解錠過程と逆の順序で行われる。その場合、引張
り要素13ないし矩形凹所24の軸線と同軸的に配置され鎖
錠ヘッド19に対する案内手段として円錐状拡大部50.1を
備えている挿入案内管50が使用される。この挿入案内管
は格子板15の上側面に例えば溶接によって固定されてい
る。
部13.2と鎖錠ヘッド19との銀ろう付け結合が原子炉の通
常運転中においてどんな場合でも引張り要素13によって
伝達するせん断力荷重に耐えるような深さをしている
か、そのような長さだけ引張り要素13と重なり合ってい
る。原子炉の組物即ち上側格子板にも伝わる詳細に図示
されていない炉心の過熱によってろう付け係留部20の範
囲が例えば約700℃の限界温度に到達したとき、このろ
う付け係留部20が溶融し、これに作用するせん断力にも
はや耐えられなくなる。従って引張り要素13は自由にさ
れ、弁閉鎖ばね12は、弁体8がそれに作用する差圧に基
づいてその弁座17から持ち上げられるほどに弛緩する。
原子炉内部の圧力によって発生されブロー配管10を通っ
て図示されていないブロー容器に達する圧力放出弁4を
通るブロー流(流れ矢印F1参照)が生ずる。弁閉鎖ばね
12には釈放された状態で引張り要素13の重力しか作用し
ないので、30バールより小さな圧力レベル特に実際には
無圧状態までの圧力放出が行われる。
に有効である。これは上流方向に細くなっている弁円錐
体であり、この弁円錐体は引張り要素13によって対応し
て円錐状に形成された座面17に向けて差圧により生ずる
力に抗して気密に維持されている。弁座面17にはシール
作用を向上するために好適には耐食性の合金鋼から成る
シールリング25もはめ込まれる。
塞ブッシュ26の中に気密に滑り可能に案内されている。
これは入口接続短管6に隣接する弁ハウジング27の第1
の蓋を形成し、環状フランジ26aでこの弁ハウジング27
の端面側の取付け面に気密に締付け固定されている。閉
塞ブッシュ26の圧力容器11の側に、ブロー配管10として
形成された圧力放出配管に連通し弁座17を形成する既に
述べた溢流室9が存在している。閉塞ブッシュ26の反対
側において好適にはコイル圧縮ばねあるいは(図示され
ている)皿ばねとして形成された弁閉鎖ばね12が弁室28
の中に収容されている。引張り要素(あるいは全般的に
力伝達要素)13の温度に関係した長さ変化が熱膨張の阻
止による強制力を生じないようにするために、弁軸8aは
引張り要素13によって中央を滑り可能に貫通され、弁室
28の中に突出している。図示されているように弁軸8aは
閉塞ブッシュ26の弁体8と反対側において弁室28を境界
づける耐圧カプセル29の形に拡大されている(あるいは
そのようなカプセル29に結合されている)。カプセル29
の中に弁閉鎖ばね12が存在している。この弁閉鎖ばね12
は一端がカプセル底29.1に接触支持され、他端が引張り
要素13の自由端で形成されているか支持されている対向
支持体14に接触支持されている。詳しくはこのために引
張り要素13の自由端13.1に環状板30がはめ込まれ、それ
に隣接され、ナット31および止めナット32が引張り要素
13のねじ付き軸部13.2にねじ込まれている。引張り要素
13の上端における角頭13.3はねじ回しを当てるために
(ナット30、31が締付け固定されるとき、あるいは引張
り要素13の下端におけるハンマヘッド19aをバヨネット
鎖錠装置で鎖錠するか解錠するための回り止めとして)
使用される。
対して圧力密に閉じられている。このフランジ蓋33はカ
プセル29の環状フランジ29aに締付け固定されている。
圧力放出弁4は外に対して他の弁蓋(第3の弁蓋)34に
よって圧力密に閉じられている。この弁蓋34は特に、弁
軸8aと閉塞ブッシュ26との間の運動シールを外に対して
耐圧的に密封するために使用するが、これは第1の弁蓋
(閉塞ブッシュ26)および第2の弁蓋33のフランジ結合
に対するシールバリヤでもある。この配置構造によっ
て、圧力放出弁がそのフランジ結合部について対応した
(図示していない)原子炉圧力容器の蓋フランジと同じ
良好なシール性能を有することが達成される。
びブロー配管10を相応して小さな横断面寸法および相応
した小さな内径にした場合に別個のブロー弁に対する制
御弁として使用される。その場合ブロー配管10(全般的
に圧力放出配管)は制御圧力配管に付設され、制御され
る(図示されていない)ブロー弁は(同様に図示されて
いない)ブロー容器に付設されている。かかる配置構造
の利点は、圧力容器に関連して上述した公知の圧力放出
弁に比べて、圧力制御弁が原子炉の内部における限界温
度に非常に速く反応することにある。
り要素13がその他端(ないし下端)が金属棒35に固く
(抗張力的に)結合され例えばボルト結合(図示)され
るか溶接され、この金属棒35によって圧力容器11の組物
に係留されている点で異なっている。分解可能な上側ロ
ッドが長すぎないようにするために、ねじ継手39をもっ
と上に例えば分割個所40に敷設することもできる。その
場合図示されたねじ継手39は固い結合装置と置き換えら
れる。この金属棒35の線膨張係数は大きく、好適には引
張り要素13のそれよりも大きく選択されているので、金
属棒35およびそれと共に引張り要素13は限界温度に到達
した際に弁体8(図1)が開くような長さ増加を生ず
る。金属棒35の下端はねじ継手39の代わりに図1におけ
る実施例と同様にバヨネット鎖錠装置によって組物15
(上側炉心格子板)に固定できる。図示されているよう
に例えば、金属棒35が下端に環状脚36を備え、この脚36
を組物35に防振ボルト37によって熱弾性的に固定するこ
ともできる。熱弾性的な固定は例えばボルト37の頭部と
脚36との間のばね座金38によって実現できる。簡単な組
立、分解および再組立の見地から金属棒35を固定するた
めにバヨネット鎖錠装置が有利であるが、これにこだわ
る必要はない。
が荷重されるか又は両方の種類の荷重に耐えられる力伝
達素子が対象となる。閉鎖力を発生するためにこの実施
例では圧縮ばね12(特に積層皿ばね)が設けられている
が、閉鎖力は同じような意味で引張りを荷重される弁閉
鎖ばねで与えることもできる。本発明の要点は、弁体8
がその図示されている閉鎖位置において限界温度に関係
して釈放できる係留部によって保持されていることにあ
る。限界温度に達した際に、弁体8に作用する弁閉鎖力
は、弁体8がそれに作用する差圧に基づいて開放位置に
変位されるほどに減少される。その場合、蓋も特にその
内周面が原子炉に過熱が生じた際に特に熱放射に基づい
て過熱の良好なシミュレーションを生ずるので、係留部
の釈放を引き起こす熱流束が例えば熱伝導構造部品によ
って圧力容器蓋から感温係留部に伝達される。(図1お
よび図2に示されているように)感温係留部を蓋よりも
炉心の近くに配置された圧力容器組物に付設すると、圧
力放出弁の幾分速い釈放ないし開放が達成される。
(図1参照)の代わりに、ねじ継手39が炉心架台41の上
側であるが圧力容器蓋1の下側に即ち湾曲状蓋1で包囲
された圧力容器11の内部室の内側に設けられている本発
明に基づく安全装置の全体を示している。圧力放出弁4
の入口接続短管6は長い中間管42を介して蓋接続短管2
にフランジ結合されている。中間管42は制御棒保持架台
43よりも幾分大きな軸方向長さを有し、ないしはこれを
図示されていない制御棒の軸線44に対して軸平行に貫通
している。蓋接続短管2は下向きに円錐状に広げられた
一次媒体用の入口ブッシュ45で終えている。これはねじ
継手39の範囲に配置されている。流れ矢印f2は、過熱に
基づいて温度依存形係留部16が釈放され圧力放出弁4が
開かれたときの流れを示している。図3における実施例
は、引張り要素13の下側半部13bが炉心架台41の構造部
品であり、これと共に引き抜けることを示している。引
張り要素13の上側部分13aは、ねじ継手39の釈放後(圧
力容器11が無圧にされ、圧力放出弁4が開かれ且つ問題
となるフランジ結合が釈放された後)、別々にあるいは
制御棒保持架台43と共に蓋1を開く前に除去できる。
Claims (14)
- 【請求項1】不充分な炉心冷却の際の原子炉圧力容器の
過圧事故に対する安全装置において、 圧力容器(11)の壁(1)内もしくはこの壁(1)内に
貫入する短管(2)内に圧力放出弁(4)が圧力密には
め込まれ、この圧力放出弁(11)が弁体(8)で圧力容
器(11)の内部室から圧力放出配管(10)への貫流を通
常は遮断し、そしてこの場合対向支持体(14)により支
持された弁閉鎖ばね(12)により保持されているものに
おいて、 対向支持体(14)は力伝達素子(13)により保持されて
おり、この力伝達素子(13)は対向支持体(14)に向か
い合った端部において限界温度に依存して溶融可能な、
圧力容器(11)内に配置された係留部(16、35)を用い
て固定され、この係留部(16、35)は限界温度において
対向支持体(14)を自由にする目的で、そしてこれに伴
って弁体(8)をその座から差圧に基づいて持ち上げる
べく溶融する ことを特徴とする原子炉圧力容器の過圧事故に対する安
全装置。 - 【請求項2】力伝達素子(13)が力作用点から圧力容器
(11)の内部に組物(15)まで延び、その個所に温度依
存形係留部(16、35)により固定されていることを特徴
とする請求項1記載の安全装置。 - 【請求項3】力伝達素子(13)が引っ張り要素として作
られ、この要素は、その一端(13.1)において弁閉鎖ば
ね(12)の対向支持体(14)を介して弁体(8)と結合
されそしてその反対側の端部(13.2)において温度依存
形係留部(16、35)により固定されており、この係留部
(16、35)は限界温度に達した際に力伝達素子(13)の
軸方向の変位を許すことを特徴とする請求項1または2
記載の安全装置。 - 【請求項4】力伝達素子(13)が、限界温度に達した際
に溶融するろう付け係留部(16)で前記弁体(8)に結
合されていることを特徴とする請求項1ないし3の1つ
に記載の安全装置。 - 【請求項5】力伝達素子(13)の前記反対側の端部(1
3.2)が圧力容器の組物に熱伝導的に接触しこれに固定
された金属棒(35)に抗張力的に固く結合され、この金
属棒によって係留され、この金属棒(35)の線膨張係数
が力伝達素子(13)のそれよりも大きく、金属棒および
それと共に力伝達素子(13)が、限界温度に達した際に
弁体(8)が開くような長さの増大を生ずることを特徴
とする請求項3記載の安全装置。 - 【請求項6】圧力放出弁(4)が圧力容器(11)の蓋接
続短管(2)にフランジ結合されていることを特徴とす
る請求項1ないし5の1つに記載の安全装置。 - 【請求項7】力伝達素子(13)がタイロッドとして形成
されていることを特徴とする請求項3ないし6の1つに
記載の安全装置。 - 【請求項8】力伝達素子(13)が圧力容器(11)の内部
に、圧力容器蓋(1)を分解する前に力伝達素子(13)
の少なくとも一つの部片を切り離して引き抜くことを可
能にする釈放可能な継手(19、21、39)を備えているこ
とを特徴とする請求項1ないし7の1つに記載の安全装
置。 - 【請求項9】力伝達素子(13)がその温度依存形係留部
で圧力容器(11)の上側格子板(15)に固定され、釈放
可能な継手あるいは鎖錠装置(19a、22、23)によって
少なくともその上側部分が、圧力放出弁(4)が開いた
場合に上から釈放および分解可能であることを特徴とす
る請求項8記載の安全装置。 - 【請求項10】圧力放出弁(4)の弁体(8)が上流方
向に細くなっている弁円錐体であり、この弁円錐体が力
伝達素子(13)によって対応して円錐状に形成された弁
座(17)に向けて且つ差圧から生ずる力に抗して気密に
保持されていることを特徴とする請求項1ないし9の1
つに記載の安全装置。 - 【請求項11】弁体(8)の弁軸(8a)が閉塞ブッシュ
(26)の中に密封して滑り可能に案内され、閉塞ブッシ
ュ(26)の圧力容器(11)の側に圧力放出配管(10)に
連通し弁座を境界づける溢流室(9)が存在し、閉塞ブ
ッシュ(26)の反対側において弁閉鎖ばね(12)が弁室
(28)の中に収容されていることを特徴とする請求項1
ないし10の1つに記載の安全装置。 - 【請求項12】弁軸(8a)が力伝達素子(13)で中央を
滑り可能に貫通され弁室(28)の中に突出し、弁軸(8
a)が閉塞ブッシュ(26)の弁体(8)と反対側におい
て弁室(28)を境界づける耐圧カプセルの形に広げられ
ているかそのようなカプセル(29)に結合され、このカ
プセル(29)の中に弁閉鎖ばね(12)が存在し、一端が
カプセル底(29.1)に接触支持され、他端が力伝達素子
(13)の自由端(13.1)で形成または支持されている対
向支持体(14)に接触支持されていることを特徴とする
請求項11記載の安全装置。 - 【請求項13】圧力放出弁(4)および蓋接続短管
(2)を小さな寸法とし、圧力放出配管(10)を別個の
ブロー弁に対する制御配管として使用することを特徴と
する請求項1ないし12の1つに記載の安全装置。 - 【請求項14】釈放可能な継手がねじ継手(39)である
ことを特徴とする請求項8または9記載の安全装置。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4206660.3 | 1992-03-03 | ||
DE4206660A DE4206660A1 (de) | 1992-03-03 | 1992-03-03 | Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters |
PCT/DE1993/000183 WO1993018523A1 (de) | 1992-03-03 | 1993-03-02 | Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH07504503A JPH07504503A (ja) | 1995-05-18 |
JP3432509B2 true JP3432509B2 (ja) | 2003-08-04 |
Family
ID=6453115
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP51523493A Expired - Fee Related JP3432509B2 (ja) | 1992-03-03 | 1993-03-02 | 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5517538A (ja) |
EP (1) | EP0629310B1 (ja) |
JP (1) | JP3432509B2 (ja) |
DE (2) | DE4206660A1 (ja) |
ES (1) | ES2090975T3 (ja) |
FR (1) | FR2688927B1 (ja) |
RU (1) | RU94040849A (ja) |
WO (1) | WO1993018523A1 (ja) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4337367A1 (de) * | 1993-06-08 | 1994-12-15 | Siemens Ag | Verschlußeinrichtung zum Ingangsetzen der Kühlung für eine Kernschmelze |
JPH08511103A (ja) * | 1993-06-08 | 1996-11-19 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 炉心溶融物の冷却を開始するための閉塞装置 |
DE4423979C2 (de) * | 1994-07-07 | 2000-05-31 | Siemens Ag | Druckentlastungsarmatur sowie Verfahren zur Druckentlastung eines Druckbehälters |
WO1996020486A1 (de) * | 1994-12-23 | 1996-07-04 | Siemens Aktiengesellschaft | Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns |
DE19853618C1 (de) * | 1998-11-20 | 2000-06-21 | Siemens Ag | Kernkraftanlage |
US6253053B1 (en) | 2000-01-11 | 2001-06-26 | Xerox Corporation | Enhanced phenolic developer roll sleeves |
US9583221B2 (en) | 2011-06-15 | 2017-02-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor |
US9620252B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-04-11 | Bwxt Mpower, Inc. | Island mode for nuclear power plant |
WO2013158762A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Integral vessel isolation valve |
US9721685B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-01 | Bwxt Mpower, Inc. | Valve assembly with isolation valve vessel |
US10529457B2 (en) | 2012-04-17 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor |
US9728281B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-08 | Bwxt Mpower, Inc. | Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor |
US11373768B2 (en) | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
KR20150132510A (ko) | 2013-03-15 | 2015-11-25 | 비더블유엑스티 엠파워, 인크. | 장기간 반응기 냉각을 위한 수동형 기법 |
US9779840B2 (en) | 2013-10-28 | 2017-10-03 | Bwxt Mpower, Inc. | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel |
US9805833B2 (en) | 2014-01-06 | 2017-10-31 | Bwxt Mpower, Inc. | Passively initiated depressurization valve for light water reactor |
KR102219697B1 (ko) * | 2016-03-28 | 2021-02-23 | 어플라이드 머티어리얼스, 인코포레이티드 | 증착-후 가스 라인들 내측의 잔류 전구체를 제거하기 위한 장치 및 방법들 |
FR3081252B1 (fr) * | 2018-05-16 | 2020-07-10 | Societe Technique Pour L'energie Atomique | Reacteur nucleaire et cuve de reacteur nucleaire equipee d'un clapet non ejectable |
Family Cites Families (21)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE528227A (ja) * | ||||
US2389437A (en) * | 1943-06-21 | 1945-11-20 | Everett N Mcdonnell | Temperature relief valve |
US2637333A (en) * | 1948-09-09 | 1953-05-05 | Phillips Petroleum Co | Emergency valve |
DE832979C (de) * | 1950-06-03 | 1952-03-03 | Basf Ag | Sicherheitsventil fuer UEberdruecke und UEbertemperaturen |
GB972474A (en) * | 1962-03-05 | 1964-10-14 | Fairey Eng | Improvements relating to automatic cooling gas control valves for gas-cooled nuclear reactors |
CH454560A (de) * | 1966-01-10 | 1968-04-15 | Lins Albert | Sicherheitsventil für Druckbehälter, insbesondere Boiler oder Dampfkessel |
FR1544880A (fr) * | 1967-09-29 | 1968-11-08 | Commissariat Energie Atomique | Bouchon à joint fusible |
US3842853A (en) * | 1970-04-06 | 1974-10-22 | Otis Eng Corp | Fire safety valve |
AT356766B (de) * | 1974-01-25 | 1980-05-27 | Kraftwerk Union Ag | Frischdampf-absperreinrichtung fuer druck- wasserreaktoren |
DE2430724C3 (de) * | 1974-06-26 | 1978-06-08 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Steuerbares Ventil |
IT1051752B (it) * | 1978-02-28 | 1981-05-20 | Bortolan L | Valvola automatica di scarico rapido a elemento termosensibile |
DE7827717U1 (de) * | 1978-09-18 | 1979-03-22 | Bopp & Reuther Gmbh, 6800 Mannheim | Sicherheits- und entlastungsventil |
CH652814A5 (de) * | 1980-12-19 | 1985-11-29 | Sulzer Ag | Mediumgesteuerte absperrventilanordnung. |
GB2094441A (en) * | 1981-03-10 | 1982-09-15 | Lindley Ltd H | Valves |
DE3339627C2 (de) * | 1983-11-02 | 1985-12-19 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Reaktordruckbehälter einer wassergekühlten Kernreaktoranlage |
DE3526377A1 (de) * | 1985-07-24 | 1987-02-05 | Kernforschungsanlage Juelich | Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor |
DE3617524A1 (de) * | 1986-05-24 | 1987-11-26 | Kernforschungsanlage Juelich | Vorrichtung zur automatischen druckentlastung von temperaturgefaehrdeten behaeltern |
DE3812552C1 (ja) * | 1988-04-15 | 1989-11-09 | Hydac Technology Gmbh, 6603 Sulzbach, De | |
US4815697A (en) * | 1988-04-22 | 1989-03-28 | General Electric Company | Depressurization valve |
US5028383A (en) * | 1990-04-16 | 1991-07-02 | General Electric Company | Nuclear reactor steam depressurization valve |
DE4041418A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-06-25 | Siemens Ag | Anordnung zur druckabsicherung eines druckbehaelters |
-
1992
- 1992-03-03 DE DE4206660A patent/DE4206660A1/de not_active Withdrawn
-
1993
- 1993-03-01 FR FR9302318A patent/FR2688927B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1993-03-02 RU RU94040849/25A patent/RU94040849A/ru unknown
- 1993-03-02 ES ES93905151T patent/ES2090975T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1993-03-02 EP EP93905151A patent/EP0629310B1/de not_active Expired - Lifetime
- 1993-03-02 JP JP51523493A patent/JP3432509B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1993-03-02 DE DE59303506T patent/DE59303506D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1993-03-02 WO PCT/DE1993/000183 patent/WO1993018523A1/de active IP Right Grant
-
1994
- 1994-08-31 US US08/298,568 patent/US5517538A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES2090975T3 (es) | 1996-10-16 |
FR2688927B1 (fr) | 1995-02-10 |
JPH07504503A (ja) | 1995-05-18 |
US5517538A (en) | 1996-05-14 |
RU94040849A (ru) | 1996-09-20 |
DE59303506D1 (de) | 1996-09-26 |
EP0629310B1 (de) | 1996-08-21 |
EP0629310A1 (de) | 1994-12-21 |
FR2688927A1 (fr) | 1993-09-24 |
DE4206660A1 (de) | 1993-09-09 |
WO1993018523A1 (de) | 1993-09-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP3432509B2 (ja) | 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 | |
KR101333952B1 (ko) | 압축 가스 용기용 안전 밸브 | |
US4723578A (en) | Steam generator tube repair method and assembly | |
CN105374475A (zh) | 电馈通件及其用途 | |
US20080217572A1 (en) | Safety Valve for a Compressed Gas Container | |
JPH08247885A (ja) | 弁装置の異常検出装置 | |
CN101743422A (zh) | 高压流体安全阀 | |
US7623611B2 (en) | Core spray apparatus and method for installing the same | |
US5253810A (en) | High heat, high pressure, non-corrosive injector assembly | |
JP2980683B2 (ja) | 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 | |
JPS5921000B2 (ja) | 原子炉設備 | |
US6421406B1 (en) | Core spray upper T-box to safe end attachment | |
US5703917A (en) | Closing device for initiating cooling for a core melt | |
JP5237750B2 (ja) | 配管の残留応力改善方法 | |
JP2820505B2 (ja) | 蒸気タービンフランジボルトの冷却装置 | |
CN109764167B (zh) | 减热冲击安全阀 | |
JP3661099B2 (ja) | スプリンクラヘッド | |
RU2824239C1 (ru) | Клапан подачи воды | |
JPH07134193A (ja) | ドライウェルの冷却装置 | |
JP7261731B2 (ja) | 原子炉圧力容器用のノズル | |
JPH028673B2 (ja) | ||
US6311897B1 (en) | Passive pulse generator and method for activating a fitting with a passive pulse generator | |
CN2285418Y (zh) | 安全塞 | |
Ionaitis | Possibilities and distinctive details of the application of shape-memory alloys in nuclear technology | |
JP3025557U (ja) | 圧力容器の圧力保持装置 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080523 Year of fee payment: 5 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090523 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090523 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100523 Year of fee payment: 7 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110523 Year of fee payment: 8 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110523 Year of fee payment: 8 |
|
S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313113 |
|
S531 | Written request for registration of change of domicile |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313531 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110523 Year of fee payment: 8 |
|
R371 | Transfer withdrawn |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R371 |
|
S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313113 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110523 Year of fee payment: 8 |
|
R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110523 Year of fee payment: 8 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120523 Year of fee payment: 9 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |