JPS6082888A - 原子炉格納容器配管 - Google Patents
原子炉格納容器配管Info
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- JPS6082888A JPS6082888A JP58191386A JP19138683A JPS6082888A JP S6082888 A JPS6082888 A JP S6082888A JP 58191386 A JP58191386 A JP 58191386A JP 19138683 A JP19138683 A JP 19138683A JP S6082888 A JPS6082888 A JP S6082888A
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- vessel
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- 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
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- 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
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉の格納容器に対して出入りする配管特に
主蒸気配置の改良に係り、原子炉格納容器を貞通してそ
の外側に在る配管特に主蒸気配管の部分から漏洩するこ
とのある蒸気の散逸防止全図った原子炉格納容器配嘗の
改良に関する。
主蒸気配置の改良に係り、原子炉格納容器を貞通してそ
の外側に在る配管特に主蒸気配管の部分から漏洩するこ
とのある蒸気の散逸防止全図った原子炉格納容器配嘗の
改良に関する。
一般に、原子炉発電プ５／トは、原子炉中て生じた熱エ
ネルギーで高温高圧の水蒸気を発生させそれを原子炉格
ぜ１容器の外へ沓きタービンを回転させて発電する。タ
ービンを回転させプこ水蒸気は復水器により水になり、
給水配管により、格納容器内に入り、原子炉へ戻る。格
納容器には、このように蒸気を輸送する主蒸気配管、水
を戻す給水配管の外に、主蒸気のドレンをする主蒸気ド
レン配管、炉心を冷却する炉心スプレィ配管、原子炉を
冷却させるための残留熱除去系配管等、水蒸気や水を輸
送する配管が貫通している。また、格納容器の換気をす
るドライウェル換気配管や、気体物の処理をするオフガ
ス系配省等の気体を輸送する配管も格納容器を貫通して
いる。
ネルギーで高温高圧の水蒸気を発生させそれを原子炉格
ぜ１容器の外へ沓きタービンを回転させて発電する。タ
ービンを回転させプこ水蒸気は復水器により水になり、
給水配管により、格納容器内に入り、原子炉へ戻る。格
納容器には、このように蒸気を輸送する主蒸気配管、水
を戻す給水配管の外に、主蒸気のドレンをする主蒸気ド
レン配管、炉心を冷却する炉心スプレィ配管、原子炉を
冷却させるための残留熱除去系配管等、水蒸気や水を輸
送する配管が貫通している。また、格納容器の換気をす
るドライウェル換気配管や、気体物の処理をするオフガ
ス系配省等の気体を輸送する配管も格納容器を貫通して
いる。
このように、格納容器を貝通し、水蒸気、水及び気体等
の流体を輸送する配管は多数あシ、これらの流体配管は
格納容器の内側及び外側に隔離弁が設けられている。
の流体を輸送する配管は多数あシ、これらの流体配管は
格納容器の内側及び外側に隔離弁が設けられている。
以下、第１図に示す沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の主蒸気
配管の場合について説明する。
配管の場合について説明する。
水は、原子炉圧力容器１の中で核反応によシ生じた熱を
受けて高温高圧の蒸気になる。この蒸気は、一般に温度
約２７０℃、圧力約７０ｋＶｃｒｎ２ の蒸気である。
受けて高温高圧の蒸気になる。この蒸気は、一般に温度
約２７０℃、圧力約７０ｋＶｃｒｎ２ の蒸気である。
圧力容器１で得られた蒸気は、主蒸気配管２によって原
子炉格納容器３内から該格納容器の壁の貫通口を通って
格納容器３外へ出、更に不図示のタービン建屋へ導かれ
、そこでタービンを回転して発電機を回す。タービンを
出た蒸気は、水に戻された後、再び格納容器３内の原子
炉圧力容器１に戻される。
子炉格納容器３内から該格納容器の壁の貫通口を通って
格納容器３外へ出、更に不図示のタービン建屋へ導かれ
、そこでタービンを回転して発電機を回す。タービンを
出た蒸気は、水に戻された後、再び格納容器３内の原子
炉圧力容器１に戻される。
格納容器３は、鋼鉄製であシ、截頭円錐体の形状であっ
て、底辺の胴径が約２５〜２９ＦＦ＋のものである。格
納容器の外側は、コンクリート容器６に包まれている。
て、底辺の胴径が約２５〜２９ＦＦ＋のものである。格
納容器の外側は、コンクリート容器６に包まれている。
格納容器３内の気圧は、通常、大気圧であるが、格納容
器内で万−配管等がギロチン破断して高温高圧の水蒸気
が噴出した場合を侶定して、格納容器３は、数気圧に耐
えられるように設置されている。
器内で万−配管等がギロチン破断して高温高圧の水蒸気
が噴出した場合を侶定して、格納容器３は、数気圧に耐
えられるように設置されている。
また、ＡＢＷＲ（Ａｄｖａｎｃｅｄ ＢＷＲ）の場合に
は、第２図に示すように、原子炉格納容器は、コンクリ
ート製の格納容器３であり、内部の圧力はそのコンクリ
ート壁で受け持つように設計され、コンクリート壁の内
面には鋼板が内張シされている。
は、第２図に示すように、原子炉格納容器は、コンクリ
ート製の格納容器３であり、内部の圧力はそのコンクリ
ート壁で受け持つように設計され、コンクリート壁の内
面には鋼板が内張シされている。
ＢＷＲ及びＡＢＷＲともに、格納容器３は、万一、原子
炉圧力容器あるいは配管等が破壊してそこから放射性物
質が洩れた場合、これら放射性物質を格納容器３内に閉
じ籠めて、その大気飛散を防ぐ役目を有している。それ
故、格納容器を貫通ずる配管には、格納容器内に放射性
物質を閉じ籠めるために、格納容器の内外両側に弁が設
置されている。
炉圧力容器あるいは配管等が破壊してそこから放射性物
質が洩れた場合、これら放射性物質を格納容器３内に閉
じ籠めて、その大気飛散を防ぐ役目を有している。それ
故、格納容器を貫通ずる配管には、格納容器内に放射性
物質を閉じ籠めるために、格納容器の内外両側に弁が設
置されている。
主蒸気配管においてもそのような弁が設けられている。
これを第１図を用いて以下に説明する。
主蒸気配管２は、通常、炭素鋼管で製作され、？＋−直
径は約４００−７００ｍｍ、管肉厚は２０〜４０ｆｆｉ
ＩＩ＋である。１つの原子力発電プラントにおいて、通
常、主蒸気配管は四系統あるが、一つの系統の主蒸気配
管２には、格納容器３には二重安全の、は味で内壁側と
外壁π１１１に夫々内側主蒸気隔カイ弁４および外側主
蒸気隔離弁５が設けられておシ、蒸気のぴ１１洩や、そ
の他の運転上のトラブル等のとき、主蒸気隔離弁４，５
は閉じられる。
径は約４００−７００ｍｍ、管肉厚は２０〜４０ｆｆｉ
ＩＩ＋である。１つの原子力発電プラントにおいて、通
常、主蒸気配管は四系統あるが、一つの系統の主蒸気配
管２には、格納容器３には二重安全の、は味で内壁側と
外壁π１１１に夫々内側主蒸気隔カイ弁４および外側主
蒸気隔離弁５が設けられておシ、蒸気のぴ１１洩や、そ
の他の運転上のトラブル等のとき、主蒸気隔離弁４，５
は閉じられる。
例えば、圧力容器ｌの蒸気ノズルから内側主蒸気隔離弁
４までの間の主蒸気配管に蒸気の漏洩を生じた場合は、
内側主蒸気隔離弁４は閉じられ、タービン系への蒸気の
供給は止められ、格納容器内に蒸気は放散するが、内側
主蒸気弁４の閉止によって、放射能を含んだこの蒸気は
格納容器３内に閉じ籠められる。
４までの間の主蒸気配管に蒸気の漏洩を生じた場合は、
内側主蒸気隔離弁４は閉じられ、タービン系への蒸気の
供給は止められ、格納容器内に蒸気は放散するが、内側
主蒸気弁４の閉止によって、放射能を含んだこの蒸気は
格納容器３内に閉じ籠められる。
また例えば外側主蒸気隔離弁５からタービンへ至る主蒸
気配管２において蒸気が漏洩した場合は、外側主蒸気隔
離弁５は閉じられ、これにより蒸気の供給を停止し、痛
洩する蒸気量が最小限に抑えられる。
気配管２において蒸気が漏洩した場合は、外側主蒸気隔
離弁５は閉じられ、これにより蒸気の供給を停止し、痛
洩する蒸気量が最小限に抑えられる。
また例えば、内側主蒸気隔離弁４と外倶１ｊ主蒸気隔離
弁５との間の主蒸気配管に蒸気ｄ（−洩が生じた場合は
、両隔離弁４，５が閉じられることによって蒸気漏洩量
を最小限にとどめることができる。
弁５との間の主蒸気配管に蒸気ｄ（−洩が生じた場合は
、両隔離弁４，５が閉じられることによって蒸気漏洩量
を最小限にとどめることができる。
両隔離弁４，５の間の格納容器３の壁を）’ｆ ）Ｅｊ
ｉする主蒸気配管２は、格納容器３外口に取伺けられて
いる。格納容器３は常温であることから、該部分の主蒸
気配管には熱応力による荷重が作用するため、貫通口と
主蒸気配管２のｒ４ｙ、伺けは高度の技術を以てなされ
ているが、それでも格納容器３の外壁から外側主蒸気隔
離弁５までの間での主蒸気配管２に亀裂が発生して蒸気
漏洩を生じる惧れがあるので、その漏洩を抑えるために
内側主蒸気隔離弁４が設けられているのである。
ｉする主蒸気配管２は、格納容器３外口に取伺けられて
いる。格納容器３は常温であることから、該部分の主蒸
気配管には熱応力による荷重が作用するため、貫通口と
主蒸気配管２のｒ４ｙ、伺けは高度の技術を以てなされ
ているが、それでも格納容器３の外壁から外側主蒸気隔
離弁５までの間での主蒸気配管２に亀裂が発生して蒸気
漏洩を生じる惧れがあるので、その漏洩を抑えるために
内側主蒸気隔離弁４が設けられているのである。
しかしながら、格納容器３の外壁と外側主蒸気隔に１を
弁５との間の主蒸気配管２に蒸気の漏洩が生じた場合、
漏洩発生から内側主蒸気隔離弁４が閉止し終るまでの時
間内に蒸気が格納容器３の外の大気へ逸出して放射能汚
染区域を広げるという欠点は従来避けられなかった。
弁５との間の主蒸気配管２に蒸気の漏洩が生じた場合、
漏洩発生から内側主蒸気隔離弁４が閉止し終るまでの時
間内に蒸気が格納容器３の外の大気へ逸出して放射能汚
染区域を広げるという欠点は従来避けられなかった。
本発明の目的は、原子炉格納容器を貞通し外側隔離弁に
至るまでの配管に蒸気漏洩を生じた場合でも、放射能含
有蒸気を大気中に散逸させず、しかも通常二重安全の意
味で設けられる隔離弁を不快とし得る原子炉格納容器配
管を提供するにある。
至るまでの配管に蒸気漏洩を生じた場合でも、放射能含
有蒸気を大気中に散逸させず、しかも通常二重安全の意
味で設けられる隔離弁を不快とし得る原子炉格納容器配
管を提供するにある。
本発明の概要を特に原子炉主蒸気配管についていえば、
該主蒸気配管は原子炉格納容器外壁から外側主蒸気隔離
弁までの主蒸気配管の外表面の全部又は一部を大気から
遮蔽する隔離容器で包囲したことを特徴とする。
該主蒸気配管は原子炉格納容器外壁から外側主蒸気隔離
弁までの主蒸気配管の外表面の全部又は一部を大気から
遮蔽する隔離容器で包囲したことを特徴とする。
好ましくは、該隔離容器はベローズで形成される。また
、隔離容器は上記主蒸気配管のうち１代裂発生の確率が
最も大きい溶接部の外表面のみに施されてもよい。
、隔離容器は上記主蒸気配管のうち１代裂発生の確率が
最も大きい溶接部の外表面のみに施されてもよい。
第３図は本発明の一実施例を示すもので、原子炉格納容
器３の外壁から外側主蒸気隔離ジ１゛５までの間の主蒸
気配管２を隔離容器７で包囲したものである。隔離容器
７は主蒸気配管２の外径より大きく、隔離容器７と主蒸
気配管２との間の空間は、密閉されているか、あるいは
、格納容器３の貝通口部分を通して格納容器３の内・１
１１！ｌと通気していてもよい。このようにすることに
より、格納容器３の外壁から外側主蒸気隔離弁５までの
間の主蒸気配管２から蒸気の漏洩を生じた場合、その漏
洩蒸気を隔離容器７の中に閉じ籠め、あるいは、格納容
器３内に留めておくことができる。
器３の外壁から外側主蒸気隔離ジ１゛５までの間の主蒸
気配管２を隔離容器７で包囲したものである。隔離容器
７は主蒸気配管２の外径より大きく、隔離容器７と主蒸
気配管２との間の空間は、密閉されているか、あるいは
、格納容器３の貝通口部分を通して格納容器３の内・１
１１！ｌと通気していてもよい。このようにすることに
より、格納容器３の外壁から外側主蒸気隔離弁５までの
間の主蒸気配管２から蒸気の漏洩を生じた場合、その漏
洩蒸気を隔離容器７の中に閉じ籠め、あるいは、格納容
器３内に留めておくことができる。
格納容器３の外壁から外側主蒸気隔離弁５までの距離は
通常２〜５ｍであり、図示の如くに隔離容器７を取付け
る際、隔離容器７を図面の紙面と平行な面で予め半割に
して主蒸気配管２を挾んで両側から被せた上で一体に溶
接するようにすれば、夕）側主蒸気隔離弁５のだめの分
岐部分も含めて主蒸気配管２をθうことか容易にできる
。
通常２〜５ｍであり、図示の如くに隔離容器７を取付け
る際、隔離容器７を図面の紙面と平行な面で予め半割に
して主蒸気配管２を挾んで両側から被せた上で一体に溶
接するようにすれば、夕）側主蒸気隔離弁５のだめの分
岐部分も含めて主蒸気配管２をθうことか容易にできる
。
また、好ましくは隔離容器７に湿分検出器等の蒸気漏洩
検知センチ−８を取付け、これによう格納容器３の外壁
と外側主蒸気隔離弁５との間の主蒸気配管２からの蒸気
＾洩を素早く検知して主蒸気隔ｇ「弁を閑じ、原子炉プ
ラントの運転を緊急停止することができる。
検知センチ−８を取付け、これによう格納容器３の外壁
と外側主蒸気隔離弁５との間の主蒸気配管２からの蒸気
＾洩を素早く検知して主蒸気隔ｇ「弁を閑じ、原子炉プ
ラントの運転を緊急停止することができる。
複数系統の主蒸気配管２が互に遠くない範囲にｉｌＧん
で二本以上配置されている場合には、格納容器３の外壁
から外側主蒸気隔離弁までのこれら主蒸気配管を一つの
隔離容器７で覆ってもよい。この場合、一つの隔離容器
の中を各主蒸気配管２ごとに区分し、区分された各空間
に蒸気漏洩検出センナ−８を設けてもよい。
で二本以上配置されている場合には、格納容器３の外壁
から外側主蒸気隔離弁までのこれら主蒸気配管を一つの
隔離容器７で覆ってもよい。この場合、一つの隔離容器
の中を各主蒸気配管２ごとに区分し、区分された各空間
に蒸気漏洩検出センナ−８を設けてもよい。
第４図は本発明の他の実施例を示すもので、格納容器３
の外壁から外側主蒸気隔離弁５の直前までの間の主蒸気
配管２をベローズで製作された隔離容器７で包囲したも
のである。主蒸気配管は通常運転時に約２７０℃に昇温
し、格納容器３の壁への数句は部や主蒸気配管支持用丈
ボートによって主蒸気管には熱応力が発生する。隔離容
器７が剛体で製作され、溶接にょっそ堅Ｑ］に主蒸気配
管に取付けられていると、運転にょる熱負荷によって主
蒸気配管に５の犬な熱応力が発生する惧れがある。本実
施例では柔軟構造のベローズを用いて隔離容器７を構成
したので、主蒸気配管２中の過大な熱応力発生を防止し
得る。ベローズは隔ｑｆ容器７を形成する一部分であっ
てもよいし、また、全体であってもよい。
の外壁から外側主蒸気隔離弁５の直前までの間の主蒸気
配管２をベローズで製作された隔離容器７で包囲したも
のである。主蒸気配管は通常運転時に約２７０℃に昇温
し、格納容器３の壁への数句は部や主蒸気配管支持用丈
ボートによって主蒸気管には熱応力が発生する。隔離容
器７が剛体で製作され、溶接にょっそ堅Ｑ］に主蒸気配
管に取付けられていると、運転にょる熱負荷によって主
蒸気配管に５の犬な熱応力が発生する惧れがある。本実
施例では柔軟構造のベローズを用いて隔離容器７を構成
したので、主蒸気配管２中の過大な熱応力発生を防止し
得る。ベローズは隔ｑｆ容器７を形成する一部分であっ
てもよいし、また、全体であってもよい。
第５図は本発明のもう１つの実施例を示す。通常、主蒸
気配管の溶接部分は、浴接施工時の溶接欠陥、溶接時の
熱影響部、溶接金部が母料と）゛（なるｉｗｔ的性質を
有すること等からハナ拐に比べて亀裂の発生確率が高い
。よって本実施例では、格納容器３の外壁から外側］主
蒸気隔ｋ〔弁５までの主蒸気配管２の溶接部分のみを隅
肉１１容器７で包囲し、隔離容器７に蒸気漏洩検知用の
センサー８を数句けだものである。これにより溶接部分
からの漏洩蒸気の散逸を防止することができ、また該蒸
気漏洩をセンサ８で検知することにより緊急にプラント
の停止を図ることができる。
気配管の溶接部分は、浴接施工時の溶接欠陥、溶接時の
熱影響部、溶接金部が母料と）゛（なるｉｗｔ的性質を
有すること等からハナ拐に比べて亀裂の発生確率が高い
。よって本実施例では、格納容器３の外壁から外側］主
蒸気隔ｋ〔弁５までの主蒸気配管２の溶接部分のみを隅
肉１１容器７で包囲し、隔離容器７に蒸気漏洩検知用の
センサー８を数句けだものである。これにより溶接部分
からの漏洩蒸気の散逸を防止することができ、また該蒸
気漏洩をセンサ８で検知することにより緊急にプラント
の停止を図ることができる。
また、以上に示した各実施例のように隔離容器７を設け
ることにより、格納容器３の外壁と外側主蒸気隔離弁５
との間の主蒸気配管に蒸気の漏洩が生じた場合でも、格
納容器外の大気中に放射能含有蒸気が拡散しないから、
内側主蒸気隔離弁４の設置は必要でなくなるという効果
が生じ、これは次の利点をもたらす。
ることにより、格納容器３の外壁と外側主蒸気隔離弁５
との間の主蒸気配管に蒸気の漏洩が生じた場合でも、格
納容器外の大気中に放射能含有蒸気が拡散しないから、
内側主蒸気隔離弁４の設置は必要でなくなるという効果
が生じ、これは次の利点をもたらす。
主蒸気隔離弁は、通常、全長が約４ｍ強であり、斜形状
で主蒸気配管に取付けられているため、垂直高さが約３
ｍ％水平投影長さが約３ｍという大きさを有する。従
って、上述のように内側主蒸気隔離弁が不要になれば、
格納容器の底辺の胴直径を従来の２５〜２９ｍから約２
０〜２４ｍＫ縮めることが可能になシ、それだけ格納容
器３を小型軽じ：化することができる。このことをＡＢ
ＷＲの場合について第６図に例図する。すなわち、第６
図は、格納容器３から外側主蒸気隔離弁５までの間に亘
って主蒸気配管２に隔離容器７を設けたことによシ第２
図の如き内側主蒸気隔離弁４を不安として省略した例で
ある。これにより、格納容器３の底部胴径は、内側主蒸
気隔離弁を含む場合（第２図）のそれより小で足り、格
納容器３の建設コストを大幅に低減することができる。
で主蒸気配管に取付けられているため、垂直高さが約３
ｍ％水平投影長さが約３ｍという大きさを有する。従
って、上述のように内側主蒸気隔離弁が不要になれば、
格納容器の底辺の胴直径を従来の２５〜２９ｍから約２
０〜２４ｍＫ縮めることが可能になシ、それだけ格納容
器３を小型軽じ：化することができる。このことをＡＢ
ＷＲの場合について第６図に例図する。すなわち、第６
図は、格納容器３から外側主蒸気隔離弁５までの間に亘
って主蒸気配管２に隔離容器７を設けたことによシ第２
図の如き内側主蒸気隔離弁４を不安として省略した例で
ある。これにより、格納容器３の底部胴径は、内側主蒸
気隔離弁を含む場合（第２図）のそれより小で足り、格
納容器３の建設コストを大幅に低減することができる。
本発明によれば、原子炉格納容器と外側主蒸気隔離弁と
の間の主蒸気配管に蒸気漏洩が発生した場合においても
、内側主蒸気隔離弁の閉成完了前に漏洩蒸気が大気に散
逸するという従来の問題点に完全に回避され、格納容器
外の放射能汚染区域の拡大を阻止することができる。
の間の主蒸気配管に蒸気漏洩が発生した場合においても
、内側主蒸気隔離弁の閉成完了前に漏洩蒸気が大気に散
逸するという従来の問題点に完全に回避され、格納容器
外の放射能汚染区域の拡大を阻止することができる。
史には内側主蒸気隔離弁を省略することがｂ」能となる
ので、それだけ原子炉格納容器の大きさを小さくしその
建設コストを大幅に低下させることができる。
ので、それだけ原子炉格納容器の大きさを小さくしその
建設コストを大幅に低下させることができる。
また、漏洩蒸気が包囲隔離容器中に捕捉されるため、そ
こに蒸気センサを設けることによりその検出が迅速的確
となシブラント緊急停止の確実化に寄与することができ
る。
こに蒸気センサを設けることによりその検出が迅速的確
となシブラント緊急停止の確実化に寄与することができ
る。
以上は、原子炉格納容器から出る主蒸気配管について詳
細な説明をしだが、先に述べたように、原子炉格納容器
に対して出入シする配管には給水配管、主蒸気ドレン配
管、炉心スプレィ配管、残留熱除去系配管、ドライウェ
ル換気配管、オフガス配管等の多くの配管があり、本発
明は、主蒸気配管に限ることなくそれ以外のこれら配管
に対しても等しく適用することができる。
細な説明をしだが、先に述べたように、原子炉格納容器
に対して出入シする配管には給水配管、主蒸気ドレン配
管、炉心スプレィ配管、残留熱除去系配管、ドライウェ
ル換気配管、オフガス配管等の多くの配管があり、本発
明は、主蒸気配管に限ることなくそれ以外のこれら配管
に対しても等しく適用することができる。
第１図は従来のＢＷＲの格納容器および主族気配′市の
配置を示す断面図、第２図は従来のＡＢＷＲのそれを示
す断面図、第３図、第４図および第５図は夫々本発明の
異る実施例を示す図、第６図は本うら明の実施により内
側主蒸気隔離弁を省略して小型化されたＡＢＷＲ格納容
器および主蒸気配管を示す断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・主蒸気配管３・・・
原子炉格納容器 ４・・・内側主蒸気隔離弁５・・・外
側主蒸気隔離弁 ７・・・隔離容器８・・・漏洩蒸気セ
ンサ 代理人 本 多 小 半 一□八１＋− 第３図
配置を示す断面図、第２図は従来のＡＢＷＲのそれを示
す断面図、第３図、第４図および第５図は夫々本発明の
異る実施例を示す図、第６図は本うら明の実施により内
側主蒸気隔離弁を省略して小型化されたＡＢＷＲ格納容
器および主蒸気配管を示す断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・主蒸気配管３・・・
原子炉格納容器 ４・・・内側主蒸気隔離弁５・・・外
側主蒸気隔離弁 ７・・・隔離容器８・・・漏洩蒸気セ
ンサ 代理人 本 多 小 半 一□八１＋− 第３図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ■ 原子炉格納容器を貫通してその外方に延び且つ該格
納容器外に外側隔離弁を有する原子炉格納容器配管にお
いて、上記格納容器外壁から外側隔離弁までの配管外表
面の少なくとも一部分を大気から遮蔽する隔離容器で包
囲したことを特徴とする原子炉格納容器配管。 ２ 前記配管は主蒸気配管であシ、前記外側隔離弁は外
側主蒸気隔離弁である特許請求の範囲第１項記１或の原
子炉格納容器配管。 ３ 前記隔離容器はベローズで形成されていることを特
徴とする特許請求の範囲第２項記載の原子炉格納容器配
管。 ４、 前記隔離容器は、前記格納容器外壁から外ｌ１Ｉ
ＩＪ主蒸気隔離弁までの主蒸気配管の外表面全体を包囲
している特許請求の範囲第２項又は第３項記載の原子炉
格納容器配管。 ５、 前記隔離容器は前記格納容器外壁から外＄１１１
主蒸気隔離弁までの主蒸気配管の溶接部分を包囲してい
る特許請求の範囲第２項記載の原子炉格納容器配管。 ６、 前記隔離容器は漏洩蒸気検知用センブーを内蔵し
ている特許請求の範囲第２項ないし第５項のいずれかに
記載の原子炉格納容器配看。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58191386A JPS6082888A (ja) | 1983-10-13 | 1983-10-13 | 原子炉格納容器配管 |
| US06/659,563 US4687625A (en) | 1983-10-13 | 1984-10-10 | Piping of nuclear reactor containment vessel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58191386A JPS6082888A (ja) | 1983-10-13 | 1983-10-13 | 原子炉格納容器配管 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6082888A true JPS6082888A (ja) | 1985-05-11 |
Family
ID=16273732
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58191386A Pending JPS6082888A (ja) | 1983-10-13 | 1983-10-13 | 原子炉格納容器配管 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4687625A (ja) |
| JP (1) | JPS6082888A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110887609A (zh) * | 2019-12-25 | 2020-03-17 | 中国核工业二四建设有限公司 | 一种核电站不锈钢容器检漏系统及其检漏方法 |
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| US5388130A (en) * | 1993-12-21 | 1995-02-07 | Posta; Bekeny | Steam generator located outside nuclear power plant primary containment |
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| JPS55131796A (en) * | 1979-03-31 | 1980-10-13 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
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| JPS5399191A (en) * | 1977-02-08 | 1978-08-30 | Toshiba Corp | Plenum device |
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1983
- 1983-10-13 JP JP58191386A patent/JPS6082888A/ja active Pending
-
1984
- 1984-10-10 US US06/659,563 patent/US4687625A/en not_active Expired - Fee Related
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4687625A (en) | 1987-08-18 |
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