JPH0453600Y2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0453600Y2 JPH0453600Y2 JP1986145941U JP14594186U JPH0453600Y2 JP H0453600 Y2 JPH0453600 Y2 JP H0453600Y2 JP 1986145941 U JP1986145941 U JP 1986145941U JP 14594186 U JP14594186 U JP 14594186U JP H0453600 Y2 JPH0453600 Y2 JP H0453600Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fluid
- thermal sleeve
- nozzle
- cylindrical space
- seal ring
- 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
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- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 29
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 13
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 13
- 229910001285 shape-memory alloy Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 8
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 5
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 4
- 230000003446 memory effect Effects 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 2
- 229910010380 TiNi Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
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
- Branch Pipes, Bends, And The Like (AREA)
- Sealing Devices (AREA)
- Control Of Temperature (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
「産業上の利用分野」
本考案は容器ノズルのサーマルスリーブ取り付
け構造に係り、特に、ノズルとサーマルスリーブ
との間の筒状空間を開閉し得るようにした取り付
け構造に関する。
け構造に係り、特に、ノズルとサーマルスリーブ
との間の筒状空間を開閉し得るようにした取り付
け構造に関する。
「従来の技術」
原子炉圧力容器のノズルには、給水系や再循環
系等の各種管が接続されるが、これらの管によつ
て流体を原子炉圧力容器に導く場合、挿通流体と
原子炉圧力容器の内部流体との温度差に起因する
熱衝撃がノズルに発生することを緩和するため
に、ノズルの内部に、挿通流体をノズル内面と隔
離状態で輸送するサーマルスリーブが設けられて
いる。
系等の各種管が接続されるが、これらの管によつ
て流体を原子炉圧力容器に導く場合、挿通流体と
原子炉圧力容器の内部流体との温度差に起因する
熱衝撃がノズルに発生することを緩和するため
に、ノズルの内部に、挿通流体をノズル内面と隔
離状態で輸送するサーマルスリーブが設けられて
いる。
第5図は、原子炉圧力容器のノズルに接続され
た再循環系における従来のサーマルスリーブ取り
付け構造例を示しており、原子炉圧力容器1のノ
ズル2に、流体を矢印で示すように輸送する再循
環系の管4がセーフエンド21を介して接続され
るとともに、セーフエンド21の内周部に、原子
炉圧力容器1内に開口するサーマルスリーブ22
の端部が溶接されて、該サーマルスリーブ22と
ノズル2との間に筒状空間7が形成された構造で
ある。
た再循環系における従来のサーマルスリーブ取り
付け構造例を示しており、原子炉圧力容器1のノ
ズル2に、流体を矢印で示すように輸送する再循
環系の管4がセーフエンド21を介して接続され
るとともに、セーフエンド21の内周部に、原子
炉圧力容器1内に開口するサーマルスリーブ22
の端部が溶接されて、該サーマルスリーブ22と
ノズル2との間に筒状空間7が形成された構造で
ある。
「考案が解決しようとする問題点」
しかしながら、このような構造であると、前記
筒状空間7は、原子炉圧力容器1内に開口させら
れて、その中に炉水が滞留するため、該炉水中の
放射性物質が堆積し易く、また、その中に放射性
物質が堆積すると、その堆積物Gを取り除くこと
は困難になり、ノズル2付近の放射線量の局部的
な増大を招き易い。
筒状空間7は、原子炉圧力容器1内に開口させら
れて、その中に炉水が滞留するため、該炉水中の
放射性物質が堆積し易く、また、その中に放射性
物質が堆積すると、その堆積物Gを取り除くこと
は困難になり、ノズル2付近の放射線量の局部的
な増大を招き易い。
本考案は前記事情に鑑みて提案されたもので、
保守点検時には筒状空間を開放状態として、その
中の洗浄を行なうことができるサーマルスリーブ
取り付け構造を提供することを目的とする。
保守点検時には筒状空間を開放状態として、その
中の洗浄を行なうことができるサーマルスリーブ
取り付け構造を提供することを目的とする。
「問題点を解決するための手段」
本考案は、筒状空間を密封するシールリングが
設けられるとともに、該シールリングが形状記憶
合金により形成されて、その記憶形状が、挿通流
体の温度によつて加熱されたときに筒状空間の両
対向面を緊密接触状態に押圧する形状とされてい
ることを特徴とする。
設けられるとともに、該シールリングが形状記憶
合金により形成されて、その記憶形状が、挿通流
体の温度によつて加熱されたときに筒状空間の両
対向面を緊密接触状態に押圧する形状とされてい
ることを特徴とする。
「作用」
本考案の取り付け構造においては、系の運転中
には、挿通流体の温度によつて加熱されるシール
リング形状記憶効果を発生して、筒状空間の両対
向面を押圧し、その間を密封した状態とする。そ
して、保守点検時には、運転中の挿通流体よりも
低温の流体を挿通させることにより、シールリン
グを冷却して、その押圧力を解除させ、筒状空間
に間隙を形成して、その中に流体を挿通させるこ
とができる。また、運転再開時には、挿通流体の
温度上昇に伴つてシールリングが再度記憶形状に
復帰して、筒状空間を密封するものである。
には、挿通流体の温度によつて加熱されるシール
リング形状記憶効果を発生して、筒状空間の両対
向面を押圧し、その間を密封した状態とする。そ
して、保守点検時には、運転中の挿通流体よりも
低温の流体を挿通させることにより、シールリン
グを冷却して、その押圧力を解除させ、筒状空間
に間隙を形成して、その中に流体を挿通させるこ
とができる。また、運転再開時には、挿通流体の
温度上昇に伴つてシールリングが再度記憶形状に
復帰して、筒状空間を密封するものである。
「実施例」
以下、本考案のサーマルスリーブ取り付け構造
の実施例を第1図ないし第4図に基づいて説明す
る。
の実施例を第1図ないし第4図に基づいて説明す
る。
第1図ないし第3図はその一実施例を示してお
り、原子炉圧力容器1のノズル2内部に挿入され
たサーマルスリーブ3の挿入端部と、ノズル2に
管4を接続するためのセーフエンド5との間に、
横断面くの字をなすリング板状に形成された
TiNi等の形状記憶合金からなる複数のシールリ
ング6が介在され、該シールリング6によつてノ
ズル2とサーマルスリーブ3との間の筒状空間7
を開閉する構造である。
り、原子炉圧力容器1のノズル2内部に挿入され
たサーマルスリーブ3の挿入端部と、ノズル2に
管4を接続するためのセーフエンド5との間に、
横断面くの字をなすリング板状に形成された
TiNi等の形状記憶合金からなる複数のシールリ
ング6が介在され、該シールリング6によつてノ
ズル2とサーマルスリーブ3との間の筒状空間7
を開閉する構造である。
前記サーマルスリーブ3は、挿入端部の外周面
が平滑仕上げされたシール面8とされているとと
もに、該シール面8より原子炉圧力容器1側の外
周部に、複数の突起9が周方向に相互間隔をおい
て配設されている。また、セーフエンド5の内周
部には、サーマルスリーブ3の突起9と対応する
ように複数の突起10aを有する係合リング10
が固着されるとともに、該係合リング10に対し
て原子炉圧力容器1の外方に離間する位置に、周
方向に一様な厚さを有するストツパリング11が
ねじ止めされて、これら係合リング10とストツ
パリング11との間にシール面12が形成されて
いる。そして、サーマルスリーブ3の突起9をセ
ーフエンド5の係合リング10の突起10a間か
ら挿入して、該サーマルスリーブ3を軸回りに若
干回転させることにより、これら突起9,10a
相互が係合して、サーマルスリーブ3の管軸方向
の抜け止めがなされるとともに、前記両シール面
8,12が対向配置させられるようになつてい
る。
が平滑仕上げされたシール面8とされているとと
もに、該シール面8より原子炉圧力容器1側の外
周部に、複数の突起9が周方向に相互間隔をおい
て配設されている。また、セーフエンド5の内周
部には、サーマルスリーブ3の突起9と対応する
ように複数の突起10aを有する係合リング10
が固着されるとともに、該係合リング10に対し
て原子炉圧力容器1の外方に離間する位置に、周
方向に一様な厚さを有するストツパリング11が
ねじ止めされて、これら係合リング10とストツ
パリング11との間にシール面12が形成されて
いる。そして、サーマルスリーブ3の突起9をセ
ーフエンド5の係合リング10の突起10a間か
ら挿入して、該サーマルスリーブ3を軸回りに若
干回転させることにより、これら突起9,10a
相互が係合して、サーマルスリーブ3の管軸方向
の抜け止めがなされるとともに、前記両シール面
8,12が対向配置させられるようになつてい
る。
前記各シールリング6は、そのくの字の向きを
原子炉圧力容器1の外方に向けて凸となるように
筒状空間7に介在されているとともに、その記憶
形状が、サーマルスリーブ3およびセーフエンド
5の両シール面8,12を緊密接触状態に押圧す
る形状とされ、原子炉の運転中に管4内を挿通さ
せられる80〜100℃の高温流体によつて加熱され
ることにより、形状記憶効果を発揮するようにな
つている。
原子炉圧力容器1の外方に向けて凸となるように
筒状空間7に介在されているとともに、その記憶
形状が、サーマルスリーブ3およびセーフエンド
5の両シール面8,12を緊密接触状態に押圧す
る形状とされ、原子炉の運転中に管4内を挿通さ
せられる80〜100℃の高温流体によつて加熱され
ることにより、形状記憶効果を発揮するようにな
つている。
このような取り付け構造において、原子炉の運
転中に、管4内に高温状態の流体が挿通させられ
るから、各シールリング6は、その形状記憶効果
により第1図および第2図の実線で示すようにサ
ーマルスリーブ3とセーフエンド5との両シール
面8,12に押圧力を作用させて、これらの間を
密封した状態とする。
転中に、管4内に高温状態の流体が挿通させられ
るから、各シールリング6は、その形状記憶効果
により第1図および第2図の実線で示すようにサ
ーマルスリーブ3とセーフエンド5との両シール
面8,12に押圧力を作用させて、これらの間を
密封した状態とする。
そして、保守点検時には、管4内に常温等の比
較的低温の流体を挿通させると、シールリング6
が冷却されることにより、前記押圧力を解除して
塑性変形し易い状態となる。このため、各シール
リング6は、第2図の矢印で示すように作用する
流体の圧力によつて、内周部の外向き傾斜面(第
2図の下側傾斜面)が押されて、くの字の角度を
小さくする如く鎖線で示すように変形させられ、
サーマルスリーブ3のシール面8との間に間隙を
形成して、各間隙から流体を筒状空間7内に導
き、その中の堆積物を下流側に送り出させるので
ある。もちろん、運転再開時には、挿通流体の温
度によつて再び記憶形状に復帰され、筒状空間7
を密封した状態とすることができる。
較的低温の流体を挿通させると、シールリング6
が冷却されることにより、前記押圧力を解除して
塑性変形し易い状態となる。このため、各シール
リング6は、第2図の矢印で示すように作用する
流体の圧力によつて、内周部の外向き傾斜面(第
2図の下側傾斜面)が押されて、くの字の角度を
小さくする如く鎖線で示すように変形させられ、
サーマルスリーブ3のシール面8との間に間隙を
形成して、各間隙から流体を筒状空間7内に導
き、その中の堆積物を下流側に送り出させるので
ある。もちろん、運転再開時には、挿通流体の温
度によつて再び記憶形状に復帰され、筒状空間7
を密封した状態とすることができる。
なお、シールリング6は、繰り返しの変形によ
つて疲労等が生じた場合には、ストツパリング1
1を取り外して交換することができる。
つて疲労等が生じた場合には、ストツパリング1
1を取り外して交換することができる。
一方、第4図は本考案の他の実施例を示してお
り、この実施例におけるシールリング15は、前
記一実施例ではいわゆる一方向性の形状記憶合金
を使用したのに対して、二方向性の形状記憶合金
が使用され、テーパ管状に形成されている。そし
て、そのテーパ内面を原子炉圧力容器1の外方に
向けた状態として筒状空間7に介在され、挿通流
体が高温時には実線で示すように管軸方向に対す
るテーパの勾配を大きくして筒状空間7を密封
し、挿通流体が低温時には鎖線で示すように前記
勾配を小さくして筒状空間7に間隙を形成すると
いう二つの形状が記憶させられているものであ
る。
り、この実施例におけるシールリング15は、前
記一実施例ではいわゆる一方向性の形状記憶合金
を使用したのに対して、二方向性の形状記憶合金
が使用され、テーパ管状に形成されている。そし
て、そのテーパ内面を原子炉圧力容器1の外方に
向けた状態として筒状空間7に介在され、挿通流
体が高温時には実線で示すように管軸方向に対す
るテーパの勾配を大きくして筒状空間7を密封
し、挿通流体が低温時には鎖線で示すように前記
勾配を小さくして筒状空間7に間隙を形成すると
いう二つの形状が記憶させられているものであ
る。
なお、本考案のサーマルスリーブ取り付け構造
は、原子炉圧力容器1のノズル2だけでなく、挿
通流体と容器内流体とに温度差がある場合の同様
な構成の各種容器のノズルに適用することができ
るのは言うまでもない。
は、原子炉圧力容器1のノズル2だけでなく、挿
通流体と容器内流体とに温度差がある場合の同様
な構成の各種容器のノズルに適用することができ
るのは言うまでもない。
「考案の効果」
以上説明したように、本考案における容器ノズ
ルのサーマルスリーブ取り付け構造によれば、挿
通流体の温度によつて加熱したときにシールリン
グに形状記憶効果を生じさせて、筒状空間の両対
向面間を押圧状態に密封させるようにしたから、
保守点検時には、運転中の挿通流体よりも低温の
流体を挿通させてシールリングを冷却することに
より、その押圧力を解除させて筒状空間に間隙を
形成させ、流体を筒状空間に挿通させてその中の
洗浄を行なわせることができる。また、運転再開
時には、記憶形状に復帰させて、再び密封状態を
確保することができる。したがつて、挿通流体の
温度を変えるだけで、筒状空間の開閉を切り替
え、洗浄および密封を行ない得て、作業性を大幅
に向上させ、保守を容易にすることができるとい
う効果を奏する。
ルのサーマルスリーブ取り付け構造によれば、挿
通流体の温度によつて加熱したときにシールリン
グに形状記憶効果を生じさせて、筒状空間の両対
向面間を押圧状態に密封させるようにしたから、
保守点検時には、運転中の挿通流体よりも低温の
流体を挿通させてシールリングを冷却することに
より、その押圧力を解除させて筒状空間に間隙を
形成させ、流体を筒状空間に挿通させてその中の
洗浄を行なわせることができる。また、運転再開
時には、記憶形状に復帰させて、再び密封状態を
確保することができる。したがつて、挿通流体の
温度を変えるだけで、筒状空間の開閉を切り替
え、洗浄および密封を行ない得て、作業性を大幅
に向上させ、保守を容易にすることができるとい
う効果を奏する。
第1図は本考案のサーマルスリーブ取り付け構
造の一実施例を示す正断面図、第2図は第1図の
鎖線で示す部分の拡大図、第3図は第2図の
−線に沿う矢視図、第4図は本考案の他の実施
例を示す要部の正断面図、第5図は従来のサーマ
ルスリーブ取り付け構造例を示す正断面図であ
る。 1……原子炉圧力容器、2……ノズル、3……
サーマルスリーブ、4……管、5……セーフエン
ド、6……シールリング、7……筒状空間、8…
…シール面、9……凸部、10……係合リング、
10a……凸部、11……ストツパリング、12
……シール面、15……シールリング。
造の一実施例を示す正断面図、第2図は第1図の
鎖線で示す部分の拡大図、第3図は第2図の
−線に沿う矢視図、第4図は本考案の他の実施
例を示す要部の正断面図、第5図は従来のサーマ
ルスリーブ取り付け構造例を示す正断面図であ
る。 1……原子炉圧力容器、2……ノズル、3……
サーマルスリーブ、4……管、5……セーフエン
ド、6……シールリング、7……筒状空間、8…
…シール面、9……凸部、10……係合リング、
10a……凸部、11……ストツパリング、12
……シール面、15……シールリング。
Claims (1)
- 容器ノズルの内部に、容器内流体と合流させら
れる挿通流体をノズル内面と隔離状態で輸送する
サーマルスリーブを挿入するとともに、該サーマ
ルスリーブの挿入端部とノズルとの間の筒状空間
を密封するシールリングを設けてなり、該シール
リングは、形状記憶合金により形成され、前記挿
通流体の温度によつて加熱されたときに前記筒状
空間の両対向面を緊密接触状態に押圧する記憶形
状を有していることを特徴とする容器ノズルのサ
ーマルスリーブ取り付け構造。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1986145941U JPH0453600Y2 (ja) | 1986-09-24 | 1986-09-24 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1986145941U JPH0453600Y2 (ja) | 1986-09-24 | 1986-09-24 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6351299U JPS6351299U (ja) | 1988-04-06 |
JPH0453600Y2 true JPH0453600Y2 (ja) | 1992-12-16 |
Family
ID=31057938
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1986145941U Expired JPH0453600Y2 (ja) | 1986-09-24 | 1986-09-24 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0453600Y2 (ja) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5171024A (en) * | 1988-05-23 | 1992-12-15 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor coolant pump shaft seal utilizing shape memory metal |
US8681922B2 (en) * | 2010-01-13 | 2014-03-25 | Westinghouse Electric Company Llc | Pressurizer with a mechanically attached surge nozzle thermal sleeve |
EP3776596B1 (en) * | 2018-04-13 | 2023-09-13 | Framatome Inc. | Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes |
-
1986
- 1986-09-24 JP JP1986145941U patent/JPH0453600Y2/ja not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS6351299U (ja) | 1988-04-06 |
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