JPS60104897A - 配管破断‐ホイツプ抑制装置 - Google Patents

配管破断‐ホイツプ抑制装置

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JPS60104897A
JPS60104897A JP59218808A JP21880884A JPS60104897A JP S60104897 A JPS60104897 A JP S60104897A JP 59218808 A JP59218808 A JP 59218808A JP 21880884 A JP21880884 A JP 21880884A JP S60104897 A JPS60104897 A JP S60104897A
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    • F16L55/00Devices or appurtenances for use in, or in connection with, pipes or pipe systems
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    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
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    • G01MTESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
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    • G01M3/02Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
    • G01M3/26Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors
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    • G01M3/283Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds for pipes for double-walled pipes
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    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Excavating Of Shafts Or Tunnels (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、一般に原子炉に関し、より詳細には、例えば
原子炉用蒸気発生器の高圧主蒸気配管即ち工程配管の破
断状態の下に、高温高圧の工程蒸気を閉じ込めると共に
、工程配管のホイツピングを防止するために、該工程配
管との組合せにおいて使用される自己支持性の配管破断
−ホイップ抑制装置に関するものである。
原子力発電所の安全等級構造、構成部材及び系統の設計
又は構造配列に関する原子力規制委員会(NRO)の最
近の要求及び規制には、安全等級配管要素のどれか1つ
(例えば工程配管)について破断条件を想定すべきこと
と、この想定された破断条件に留意して、破断状態をそ
れについて想定した工程配管の付近にある安全等級構造
、構成部材及び系統を充分に受けいれ、典型的な想定さ
れた配管の破断に伴なう配管のホイツピング、工程流体
の流出及び動的負荷効果からそれらを適切に保護するよ
うに、該配管系統内に構造手段を組込むべきことを定め
ている。
特に、例えば原子炉の1次冷却材ループ、緊急冷却材系
統並びに種々の原子炉制御系統は、配管要素の前記想定
された破断又は予想された破断の生起にも拘らず、重大
な故障、運転停止、電源喪失事故、原子炉設備の複雑な
後備系統、冗長系統又は2次的な゛安全系統を作動させ
ることなく、実質的に正常な原子炉装置の連続した運転
が行なわれるように、そのままに、影響を受けずに保た
れねばならない。
原子炉委員会によるこの要求及び規制は、それが公布さ
れた時点で存在する全部の原子炉設備に遡及効果と共に
適用された。更に、言うまでもなく、前記の要求及び規
制が公表された時点で現に建造中であった全部の原子炉
設備並びに将来建設される全部の設備は、前記の要求及
び規制に示された争件の適用を受け、従ってこの条件を
満足しなければならない。
前記の要求及び規制に従って、既存の従来の原子炉設備
内に、大きなホイップ抑制構造物が建造された。この建
造物は、−例として、配管要素と平行にこれに近接して
配設された垂直に延びるトラス型の枠組又は塔であった
。この構造物は、成る場合には、原子炉設備の床又は基
礎の上方に、約30m延長し、大形の構造工形材、鉄製
溝形材、アングル材その他から製造された。これらの構
造材は、大形のクランプファスナーにより締付は状態で
配管要素の回りに固定されるか、又は、別の方法として
、慣用のクラムシェル構造物が使用された。理解される
ように、これらの大きなホイップ抑制構造物は、構造が
複雑であり、その建造によって、製造コストを非常に高
価にする。また、これらの抑制構造物の構造分析によれ
ば、構造物の垂直高さ及びその所要の寸法のため、構造
物の基部の重量及び寸法は、その上部に比べて実質的に
大きくしなければならない。このように枠組又は塔の基
礎の近くで寸法が大きくなるため、保守要員の出入が妨
げられると共に、原子炉設備の他の構造のために利用可
能なスペースが著しく制限される。更に、これがおそら
くは最も重要であるが、前述した塔又はトラス形の枠組
の抑制構造は、配管要素をホイップ抑制モードにおいて
抑制することはできても、それが実際に破断状態を経験
した場合には、配管要素から工程流体の流出物が与圧下
に排出されることを阻止し得ない。工程流体がこのよう
に閉じ込められることなく排出された場合には、言うま
でもなく、原子炉装置の運転の継続について重大な結果
が出るであろうO 従って、本発明の主な目的は、原子炉設備の高温高圧の
工程流体配管に使用することに特に適合した、新規な改
良された配管の破断−ホイップ抑制装行を提供すること
にある0 上述した目的から本発明は、配管の破断状態に応答して
ホイツピングから保護する必要のある領域内に、流体を
搬送する第1配管を有し、該破断状態は、該第1配管の
長手方向の範囲に沿った該領域内の任意の軸方向の位置
において生じ得るものである配管の破断−ホイップ抑制
装置において、該第1配管は第2配管内に同心的に配設
され且つ該第2配管と同一形状の空間を占めており、該
第1、第ユ配管の両端が互いに一体的に固着され、該第
1配管手段の破断状態の下での前記第2配管内の該第7
配管ホイツピングを抑制することを特徴とするものであ
る0工程(第1)流体配管は、−例として、圧力容器ノ
ズルに溶接された原子炉の蒸気発生器の圧力容器の主高
圧蒸気配管であってもよい0この溶接線は、前出の原子
力規制委員会(NRO)による規制に従って、圧力容器
と工程配管との間の境界線として規定される。また、同
委員会の別の要求及び規制によれば、配管の破断は、圧
力容器ノズルと工程流体配管ないしは工程配管との間の
境界線である前記溶接線の下流側の工程配管に沿った全
部の軸方向位置において想定されねばならない。
本発明によれば、高温高圧の工程流体配管が、これを環
状に囲む径方向に隔だてられた保護(第コ)配管内に収
納ないしは閉じ込められているだけでなく、圧力容器の
ノズル部は、圧力容器から離れる方向に下流側の方向に
延びる2つの同心的な管端継手を備えている。工程配管
と共に、前述した圧力容器一工程配管境界線を画定する
ように、工程配管に適合されるようにした、径方向内側
の管端継手は、保護配管と適合されるようにした径方向
の外側の管端継手の同様の軸方向長さよりも大きな軸方
向の長さをもつように、工程配管の長手方向に下流側に
軸方向に延長している。このように、保護配管とそのノ
ズル部の管端継手との間の境界ないしは溶接線は、工程
配管とそのノズル部の管端継手(配管の全ての破断はこ
の管端継手の下流側に想定される)との間の境界ないし
は溶接線の上流側にある。そのため、前述した境界ない
しは溶接線の構造的な相関関係の結果として、圧力容器
一工程配管の境界ないしは溶接線を含めて、全工程配管
は、実際に、保護配管内に収容され、ないしは閉じ込め
られるため、全部の想定された破断が実際に封じ込めら
れる。尚、原子炉の建屋設備の外側にある別の配管要素
に連結された工程配管の他端も、同様にして、保護配管
内に終端し、閉じ込められている。
保護配管は、工程配管と同じ構造であり、工程配管と同
じ材料からできている。保護配管の管壁の径方向厚さは
、直径の大きな保護配管が当然受ける太き目の負荷を補
償するように、工程配管の径方向厚さよりも多少大きく
しである。
そのため工程配管は、工程配管が破断状態を示した場合
に、工程流体の高温高圧条件に耐えることができる。ま
た高温高圧の工程流体が工程配管の破断状態の下に保護
配管内に流体封じ込めされるだけでなく、保護配管が工
程配管の破断の結果として保護配管に作用し得る最初の
動的負荷に適切に耐えるに足る強度特性を示すことも指
摘される。特に保護配管は、放出される工程流体の最初
の動的負荷にも、最初にホイツピング作用をする工程流
体の反力にも耐えることができる。配管の最初の破断状
態に続いて、工程配管−保護配管の複合構造又は系内に
工程流体が封じ込められることの結果として、再度定常
状態が回復され存続するため、外側の保護配管の内側壁
に対する内側の破断した工程配管のホイツピングは、実
質的に除かれる。
本発明の別の特徴によれば、内側の工程流体配管と外側
の保護配管吉の間の内部の環状空所は、本発明による配
管の破断−ホイップ抑制装置の欠陥又は破断状態及び健
全性を連続的又は周期的に点検するため(0慣用される
ガス漏れ技術に従って与圧しモニターず;5てとができ
る。
特に、工程配管と保護配管との間に画定された環状空所
は、原子炉設置gの雰囲気下にある保護配管の外側に存
在する圧力よりも高いが工程配管内の高圧工程流体の圧
力よりは低い圧力値まで、漏れガスにより加圧されてい
る。例えば工程配管の壁部分内に割れ又は破断が起こる
と、工程配管から、工程配管と保護配管との間に画定さ
れた前記環状空所内へのエイ′、i流体の漏れが起こり
、これがガ゛ス漏れ検出器によって検出され、ガス漏れ
検出器は、工程配管と保護配管との間に画定された唄秋
空所内に通常存在する加圧された環境の増大を表示する
。同様に、例えば保護配管の壁部分内に割れ又は破断が
起こると、工程配管と保護配管との間に画定された環状
空所から原子炉設備の雰囲気内への漏れガスの漏出が起
こり、この洩出はガス漏れ検出器によって検出又は表示
され、ガス漏れ検出器は、工程配管と保護配管との間に
画定された前記環状空所内に通常存在する加圧された環
境の減少を記録又は表示する。割れ又は破断した配管は
、もちろん慣用の技術に従って交換することができる。
本発明による自己支持性の配管の破断−ホイップ抑制装
置の独特な特徴は、本発明の破断−ホイップ抑制装置の
工程配管によって搬送される特別の流体に留意して、原
子炉設備内の蒸気の発生を特徴付ける種々の熱膨張−収
縮作動ザイクルを許容する手段を、本発明による破断−
ホイップ抑制装置内に設けることの必要性の認識に存す
る。本発明による破断−ホイップ抑制装置によれば、工
程配管及び保護配管は、これらの配管の下流側端が通っ
ている原子炉設備の建屋の壁と圧力容器のノズル部との
間に画定された、少くとも/っのqooのエルボを備え
ている。配管要素内に少くとも7つの900のエルボを
配したことの結果として、内側の工程配管は、エルボの
湾曲部分の近傍では長手方向に膨張することによって、
実際的に、外側の保護配管に対して相対的に径方向に膨
張する。このように、工程配管と保護配管との間に画定
された環状空所は、必要な工程ガスの熱膨張を許容し、
工程配管の熱膨張を許容するための補助手段、例えば慣
用される膨張継手、ベローその他は不要になる。
次に本発明の好ましい実施例を示した添付図面を参照し
て説明する。
図には、本発明による自己支持性の配管の破断−ホイッ
プ抑制装置が、全体として、符号lθにより示されてい
る。配管の破断−ホイップ抑制装置i / 0は、原子
炉用蒸気発生器の圧力容器/り(一部分のみ示す)の主
高圧蒸気配管、即ち工程配管1.2について利用される
ようになっている。圧力容器/lIは、管状ノズル部/
gにより限定された工程流休出ロ/乙を備えている。更
に詳細には、ノズル部/には、同心状に配置され径方向
に隔だてられた2個の立上り状管端継手20.22を備
えている。径方向に内側の管端継手λθは、環状の突合
せ溶接線、2ダに沿い工程配管/2に固定的に適合され
るように、また径方向に外側の管継手−二は、環状の突
合せ溶接線、2gに沿い保護配管、2Aに同様に適合さ
れるようになっている。管端継手、20.−二が相対的
に同心状に、径方向に隔だてられていることと、工程配
管/、2と保護配管コロとがそれにより同様に相対的に
配置されていることとによって、配管/2,26の間に
、環状の空所3゜が画定されている。
内側の工程配管/2と外側の保護配管26とは、図示し
たように、圧力容器/ダのノズル部/gから、原子炉の
建屋設備の外側壁3−1.まで延長している。配管/ 
2 、.11.4は、外側壁32に形成した開口3りを
通って延長し、圧力容器/グのノズル部/とと同様の構
造の管端継手部36に適合するようになっている。特に
、管端継手部3乙は、相対的に同心状の、径方向をこ隔
だてられた管端継手3g、lIoを有し、これらの管端
継手3’:、lIOは、環状の突合せ溶接線グー。
1llIに沿って、工程配管/ 2 、 、)−Aにそ
れぞれ適合されるようになっている。継手部36の反対
側の先端部は、工程流体を原子炉設備から更に下流側に
移送するために、流体管路グ乙に同様に突合せ溶接され
ている。
原子炉用蒸気発生器の圧力容器/グによってその内部に
発生する工程流体は、言うまでもなく、圧力容器/りか
ら流体管路グ乙に工程配管7.2により移送されるよう
になった高温高圧の水蒸気である。原子力発電所の安全
等級構造、構成部材及び系統の設計又は構造配列に関す
る前出の原子力規制委員会(NRO)の要求及び規制に
は、破断条件が、安全等級配管要素のどれか7つ例えば
工程配管/コについて想定されるべきこと、この想定さ
れた破1析条件を留意して、破断状態をそれについて想
定した工程配管/ユの付近にある安全等級構造、構成部
材及び系統を充分に受けいれて、典型的な想定された配
管の破断(ど′伴なう配管のホイツピング、工程流体の
流出及び動的負荷効果からそれらを適切に保護するよう
に、該配管系統内に構造手段を組み込むべきことが定め
られている。特に、工程配管lユ内に例えば破断状態が
生じた場合、換言すれば、配管/J内の想定された破断
状態が実際に起こった場合、工程配管/、2の近傍(符
号F’ffによって示す)に配設された原子炉/次側冷
却材要素、緊急冷却材系統及び種々の原子炉制御系統又
は制御パネルのような原子炉の種々の安全等級構造物、
要素又は系統を保護するために、工程流体の流出部を適
切に閉じこめ、配管のホイツピングを抑制しなければな
らない。
この目標は、本発明によれば、圧力容器/lIの環状ノ
ズル部/gの管端継手−〇との境界線である溶接線二ダ
から下流側に、原子炉建屋の外側壁3.2まで、更にそ
れを過ぎて、管端継手部3Aとの境界線である溶接線’
12に工程配管/、2が終端するまで、工程配管/ユを
完全に囲む保護配管コロを設けることによって達せられ
る。
保護配管26は、工程配管/2と同一の構造材料から製
造され、保護配管/2の径方向の壁厚は、大径の配管又
は管路が径方向の大きな圧力負荷を受けることに留意し
て、工程配管lコの径方向壁厚と同程度か又は好ましく
はそれよりも少し大きくする。そのため保護配管コロは
、工程配管/2内に破断状態が起こることによって、工
程流体の流出物が工程配管12の破断部分を経て、配管
/2,2Aの間の環状空所、20内に流入することによ
り、保護配管−26に流体圧力が及はされても、工程配
管7.2内の工程流体の通常の温度及び圧力に適切に耐
えることができる。容易に理解されるように、工程配管
12内に想定された破断状態が起こった場合に、保護配
管ユ6は、破断した工程配管/2から流出した工程流体
を事実上封じ込めるため、符号りざによって示した原子
炉の重要な領域にこの流出物が実際に排出されることが
防止される。
前述したように、工程配管/2と圧力容器llIの管端
継手20との間の溶接線21Iを過ぎて、その上流側ま
で、保護配管コロが延長していることは特に重要であり
、このようにした場合、圧力容器/4Zの近傍において
の想定された破断が起こり得る工程配管/2の全ての部
分が実際に保護される。同様に保護配管−26が、工程
配管/ユを完全に囲むように、工程配管/、2に関して
同心的に、工程配管/ユの全長に亘って、外側壁32ま
で、更にそれを過ぎた位置まで配設されたことによって
、原子炉の重要な制御領域(符号qgによって示す)が
実際に保護される。補助的な予防処置として、保護配管
、26は、流体管路lI6の近傍まで工程配管/2を過
ぎてその下流側まで延長し、建屋設備の外側壁J2の外
側において管端継手部36に突合せ溶接されているため
、管端部分を含めた工程配管/Jの全ての部分が実際に
保護配管/コの内部に閉じこめられることが確実にされ
る。更に、圧力容器/ダ側の溶接線λ’1.21の相対
的な配置並びに建屋設備の外側壁3コ側の溶接線412
.14の同様の配置に関係して、この喰い違い状の溶接
線の配列によって、自動装置による溶接工程が容易にな
ると共に、溶接域の欠陥の探知に現用されている検出装
置の使用が一層容易になる。
保護配管、26は、想定された配管破断状態の下に工程
流体を閉じ込めるという前述した機能のほかに、想定さ
れた工程配管/コの破断に伴なう配管のホイツピングも
抑制する。こうした破断状態の下では、放出された工程
流体(流出物)の作用は、破断した工程配管7.2の逆
向きに指向する反力(配管のホイツピングと呼ばれる)
を惹起させる。従って、容易に理解されるよう(乙保護
配管26は、工程流体の流出物のそうした急激な初期の
動的負荷効果並びに初期にホイツピングを受ける工程配
管ノコによる同様の負荷効果に適切に耐え得るだけの強
度及び応力特性を有するように製造される。しかし工程
流体の流出物が配管/2.コtの間の環状空所を満たす
間に、初期の不安定な動的効果は消去されて除かれ、配
管i、2..ztに定常的な平衡負荷が及ぼされる。従
って、全系蛛は、実際に修復作業が完了するまで、正常
に機能を続ける。
本発明の別の重要な安全上の特徴によれば、工程配管/
λ又は保護配管コロ内の破断状態の開始を検出するため
に配管/、2.:L4の間の環状の空所30をモニター
する漏れ検出器50が用いられている。漏れ検出器SO
は、慣用されるように、適切な気体媒質によって環状空
所30を加圧する手段を有してもよく、加圧レベルは、
原子炉設備の領域(符号lIgによって示す)内の雰囲
気の圧力よりも高いが、工程配管/コの内部の圧力より
も低い値とする。この漏れ検出器Sθにより、例えは工
程配管/2内に割れないしは破断が起こり、工程流体が
配管7.2から環状空所30内に流入した場合、環状空
所30内の気体媒質の圧力レベルの増大が検知され、従
って工程配管l、L内の割れ、破断その他が指示される
。他方では、保護配管コロの内部に割れないしは破断が
起こった場合には、環状空所30内の漏れ検知気体媒質
は、原子炉設備の領域(符号qgによって示す)に排出
されるため、漏れ検出器30は、環状空所30内の圧力
レベルの減少を記録又は指示する。これにより保護配管
、2A内の割れないしは破断の存在が通報される◇その
場合、割れないしは破断を生じた特別の配管についても
ちろん修復作業を行なうことができるため、原子炉設備
内の安全性が更に高くなる。
また圧力容器/y−から流体管路4’Aまで特別の工程
流体が工程配管12によって取り扱われ移送されること
に留意して、工程配管/、2が周期的に熱膨張−収縮サ
イクルを受けることから、そうした熱サイクル、特に外
側の保護配管2乙に対する内側の工程配管/2の熱膨張
を許容する手段を、本発明による1)IX述した自己支
持性の自回管の破断−ホイップ抑制装置内に設けること
が必要になる。そのため、工程配管12によって規定さ
れる工程流体の流通路は、少くとも1個のqooの折曲
状のニルボタ2を備えている。
保護配管26も、工程配管/、uに対する同心的な位置
関係を保つように、工程配管/λのエルボタコに整合さ
れた900の折曲エルボ形態を備えている。しかし工程
配管/2は、熱膨張状態の下に、長手方向と共に径方向
に膨張する傾向を示す。保護配管2乙に対する工程配管
/−2の径方向の膨張は、特に直線状の領域即ちエルボ
以外の領域において、配管/、2..2Aの間の環状ス
ペースによって許容される。外側の保護配管、2乙に対
する内側の工程配管7.2の、特に工程配管/2の直線
状領域、即ちエルボ左λ以外の領域において長手方向に
生ずる膨張については、工程配管/、2のそうした直線
領域は、エルボ域に向って直線状に膨張する傾向を示す
ため、配管の破断−ホイップ抑制装置のqo0エルボ折
曲域に亘る全エルボ区間によって、工程配管l−Lの直
線状領域のそうした直線状の膨張が同様に許容される。
特に、工程配管1.2のエルボ区画は、環状空所3θを
経て保護配管2乙のエルボ区画に向かって、図において
いわば北東方向に合成運動を行なう傾向を示すため、本
発明による配管の破断−ホイップ抑制装置は、慣用さt
Lる膨張継手又は膨張ベローのような補助的な膨張許容
手段を必要とせずに、工程配管/2の熱膨張を許容する
このように、本発明は、質量が大きく空間を制限する補
助的なホイップ抑制支持系統を必要とせずに、自己支持
性−自蔵性であるとG1う点で、既知の配管破断−ホイ
ップ抑制装置に比べて大きな利点を備えている。また、
本発明をこよる配管破断−ホイップ抑制は、配管の破断
に伴なう最初の不安定な動的負荷を一旦受けI/)れた
後、静的で定常的な安定状態を再設定し、工程配管の流
出物を内部に閉じ込めることにより、原子炉設備の臨界
で肝要な制御装置又は系統又はパネルは、パイプホイツ
ピング及び高圧流出物の作用を受けないようになる。
本発明は、前述した実施例のほかにもむ)ろし)ろ変更
して実施でき、前述した特定の構成は単なる例に過ぎず
、本発明を限定するもので番よなG)。
【図面の簡単な説明】
図は本発明による新規な改良された自己支持性の配管の
破断−ホイツピング抑制装置をその共働部分と共に示す
概略的な横断゛面図である。 IO・・配管の破断−ホイップ抑制装置、7/−2・・
工程配管(第1配管手段)、λ乙・・保護配管(第コ配
管手段)0

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 配管の破断状態に応答してホイツピングから保護する必
    要のある領域内に、流体を搬送する第1配管を有し、該
    破断状態は、該第1配管の長手方向の範囲に沿った該領
    域内の任意の軸方向の位置において生じ得るものである
    配管の破断−ホイップ抑制装置において、該第1配管は
    第2配管内に同心的に配設され且つ該第2配管と同一形
    状の空間を占めており、該第1)第2配管の両端が互い
    に一体的に固着され、該第1配管手段の破断状態の下で
    の前記第2配管内の該第1配管のホイツピングを抑制す
    ることを特徴とする配管破断−ホイップ抑制装置。
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