JPS61124896A - Piping for nuclear power plant - Google Patents

Piping for nuclear power plant

Info

Publication number
JPS61124896A
JPS61124896A JP59244623A JP24462384A JPS61124896A JP S61124896 A JPS61124896 A JP S61124896A JP 59244623 A JP59244623 A JP 59244623A JP 24462384 A JP24462384 A JP 24462384A JP S61124896 A JPS61124896 A JP S61124896A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
piping
pipe
nuclear power
power plant
heat insulating
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
Application number
JP59244623A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
利之 齋藤
正博 齋藤
亮 須藤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP59244623A priority Critical patent/JPS61124896A/en
Publication of JPS61124896A publication Critical patent/JPS61124896A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (AREA)
  • Pipeline Systems (AREA)
  • Insulated Conductors (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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、高温・高圧め流体が流れている原子力発電プ
ラントに使用されている配管の破断による内部流体の流
出と、その流出の際、流体の噴出反力によるむちうち現
象を防止した原子力発電プランド用配管に関する。
[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention relates to the outflow of internal fluid due to rupture of piping used in nuclear power plants in which high-temperature, high-pressure fluid flows, and the fluid This invention relates to piping for a nuclear power plant that prevents the whiplash phenomenon caused by the ejection reaction force.

〔発明の技術的背景とそのrR題点〕[Technical background of the invention and its rR issues]

原子力発電プラント用配管は、その安全性を強固にする
ため、仮想的に配管破断を想定して設計される。この配
管破断想定点は応力の比較的高い部位等が考慮される。
In order to ensure the safety of nuclear power plant piping, it is designed with hypothetical pipe rupture in mind. For this pipe rupture point, a relatively high stress area is taken into consideration.

配管破断が仮に生ずるとすれば、次のような経過をたど
るものと考えられている。
If a pipe rupture were to occur, it is thought that the following steps would occur.

(I)配管に割れが発生する。(I) Cracks occur in the piping.

<It)割れが成長する。ただし、この状態では、未だ
配管破断に至ることはない。
<It) Cracks grow. However, in this state, the pipe has not yet broken.

(it)割れが配管壁を貫通し、内部流体がその貫通孔
を通して漏洩し始める。
(it) A crack penetrates the pipe wall and internal fluid begins to leak through the hole.

(IV)割れがさらに成長し、かなりの大きさとなり、
さらに過大な荷重が作用した場合に配管破断に至る。
(IV) The crack grows further and becomes quite large,
Furthermore, if an excessive load is applied, the pipe will break.

現実の原子力発電プラントでは、上記(I)から(rV
)の経過の各々に対して対策が施されており、配管破断
の可能性は発生しないが、より一層の安全性を考慮して
配管破断を想定している。
In an actual nuclear power plant, from (I) above to (rV
) Measures have been taken for each of the above steps, and although there is no possibility of pipe breakage, pipe breakage is assumed in consideration of further safety.

配管破断を想定すると、配管破断部から内部流体が噴出
した際に、その噴出反力により配管がむち゛うつことに
なる。このために従来では、このようなむちうちを防止
する目的で配管破断想定部にレストレイントを設置して
いた。第3図は、従来の原子力発電所におけるレストレ
イントの設置の一例を示した部分的側面図である。すな
わち、配管1の破断想定部位2の破断によるむちうちを
防ぐためレストレイント3が設置される。このレストレ
イント3は配管1に破断が生じた場合にその・破断に伴
う配管1の運動を拘束することにより、流体の噴出反力
による配管1のむちうちを防ぎ、配管1のむちうちによ
る他の隣接配管5や図示してない機器への損傷を防ぐも
のである。レストレイント3はストラフチャ−4に固定
されるみ、このストラフチャ−4は、レストレイント3
の固定のためのみを目的として特に設置される場合も多
い。かような従来例は、配管破断を想定してレストレイ
ント3を設置しているが、技術的には必ずしも配管破断
を想定する必要はなく、小さな破断口を考慮すれば、充
分と考えられる。破断口部からは内部流体が噴出するが
、この流体の噴出反力は、配管破断を想定する場合に比
べはるかに小さくて済む。このような見地に基づいて構
成された他の従来例を次に述べる。
Assuming a pipe rupture, when the internal fluid is ejected from the pipe rupture, the pipe will be whipped by the ejection reaction force. For this reason, in the past, restraints were installed at the parts where pipes were expected to break in order to prevent such whiplash. FIG. 3 is a partial side view showing an example of restraint installation in a conventional nuclear power plant. In other words, the restraint 3 is installed to prevent whiplash caused by a rupture at the expected rupture site 2 of the pipe 1. This restraint 3 prevents whiplash of the pipe 1 due to the reaction force of fluid ejection by restraining the movement of the pipe 1 due to the breakage when the pipe 1 breaks, and prevents whiplash of the pipe 1 from occurring due to whiplash of the pipe 1. This prevents damage to adjacent piping 5 and equipment not shown. The restraint 3 is only fixed to the struf- ture 4, and this struf- ture 4 is connected to the restraint 3.
It is often installed specifically for the sole purpose of fixing. In such conventional examples, restraints 3 are installed assuming a pipe breakage, but technically it is not necessarily necessary to assume a pipe breakage, and it is considered sufficient to consider a small breakage opening. . Although the internal fluid is ejected from the rupture port, the reaction force of this fluid ejection is much smaller than that in the case where the piping is assumed to be ruptured. Another conventional example constructed based on this viewpoint will be described below.

原子力発電プラント用配管は、保温と防露のため、配管
の外周に保温材および防露材を被覆している。供用中検
査の対称となる部位(破断想定部位に相当)のある配管
の1綱を第4図及び第5図に示す。供用中検査の対称と
なる部位は、保温材の着脱が可能になっている。また第
5図に示すようにレストレイント20が破断想定部位2
2の近傍に設けである。第4図は配管6の外周に保温材
7.8を被覆し、その保温材7.8の外周面にアルミニ
ウム板9.10でさらに包囲したものであって、破断想
定部位12には着脱自在に保温材7がバックル11で固
定されている。第5図は湾曲した配管13の外面に保温
材14.15を設け、さらに保温材14.15の外面に
アルミニウム板16.17を設け、破断想定部位22に
レストレイント20をストラフチャ−21に固定した例
を示している。なお、レストレイント20が設けられた
箇所にはざらに保温材19が設けられており、破断想定
部位22の保温材15の外面は着脱自在でアルミニウム
板17はバックル18で固定されている。゛ ところで、原子力発電プラント用配管は、1年に1回定
期検査が行なわれ:通常超音波探傷試験が実施される。
Nuclear power plant piping is coated with a heat insulating material and a dew-proofing material around the piping in order to retain heat and prevent dew. Figures 4 and 5 show one line of piping that has a part to be inspected during service (corresponding to a predicted breakage part). Insulation materials can be removed and attached to the parts that will be inspected during service. In addition, as shown in FIG.
It is installed near No. 2. In FIG. 4, the outer periphery of the pipe 6 is coated with a heat insulating material 7.8, and the outer circumferential surface of the heat insulating material 7.8 is further surrounded by an aluminum plate 9.10, which can be attached and detached at the expected breakage site 12. A heat insulating material 7 is fixed to with a buckle 11. In FIG. 5, a heat insulating material 14.15 is provided on the outer surface of a curved pipe 13, an aluminum plate 16.17 is further provided on the outer surface of the heat insulating material 14.15, and a restraint 20 is attached to a strafe 21 at a predicted breakage site 22. A fixed example is shown. Note that a heat insulating material 19 is provided roughly at the location where the restraint 20 is provided, and the outer surface of the heat insulating material 15 at the expected breakage location 22 is detachable, and the aluminum plate 17 is fixed with a buckle 18. By the way, piping for nuclear power plants is regularly inspected once a year: an ultrasonic flaw detection test is usually carried out.

この定期検査は原子力発電プラントの健全性を確保する
ため重要なものである。現在は、配管1.6.13の種
々の部位にレストレイント3.20およびそれを固定す
るストラフチャ−4,21が設けられており、このため
定期検査に多くの時間を要している。もし、レストレイ
ント3.20およびストラフチャ−4,21の数が軽減
され、または除去されていれば、作業空間が広くなり、
超音波探傷試験の作業性が向上し、定期検査作業時間が
短縮される。
This periodic inspection is important to ensure the integrity of the nuclear power plant. Currently, restraints 3.20 and strutures 4, 21 for fixing the restraints 3.20 are provided at various locations on the piping 1.6.13, and therefore periodic inspections require a lot of time. If the number of restraints 3.20 and strutures 4, 21 were reduced or eliminated, the working space would be larger;
Improves the workability of ultrasonic flaw detection tests and shortens periodic inspection work time.

レストレイント3,20の設置数等の軽減の一方法とし
て、配管・機器の設置方法が挙げられる。
One way to reduce the number of restraints 3 and 20 installed is to install piping and equipment.

これは、例え配管1.6が破断し、むちうプたとしても
この破断配管1,6.13に隣接する配管5や図示しな
い機器に衝突することなく、Imをその配管1.6.1
3以上に拡大させないように防止する方法である。しか
しながら、この方法によれば、必要以上に配管・機器を
離して設置せざるを得ず、さらに複雑な配置になるとい
う問題があった。
This means that even if the pipe 1.6 breaks and is whiplashed, Im can be moved to the pipe 1.6.1 without colliding with the pipe 5 adjacent to the broken pipe 1, 6.13 or equipment (not shown).
This is a method to prevent the number from increasing to 3 or more. However, according to this method, there is a problem in that the piping and equipment must be installed farther apart than necessary, resulting in a more complicated arrangement.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は上記背景技術の問題点を解決するためになされ
たもので、その目的は配管破断口からの内部流体の流出
をコントロールし、この流体の噴出反力によるむちうち
現象を防止した原子力発電プラント用配管を提供するこ
とにある。
The present invention has been made in order to solve the problems of the above-mentioned background art, and its purpose is to control the outflow of internal fluid from a pipe break and prevent the whiplash phenomenon caused by the ejection reaction force of this fluid in a nuclear power generation plant. The aim is to provide plumbing for

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、高温・高圧の流体が流れている原子力発電プ
ラント用配管において、配管の破断による内部流体の流
出をコントロールすると共に、その流体の噴出反力によ
るむちうち現象を防止するために、破断想定部の配管の
外側に供用中検査時には取り外し可能な剛性、例えば金
Iii製またはセラミック製の外向体を設けたことを特
徴とするものである。本発明によれば配管破噺時に、他
の配管・機器への損傷をその配管以上に拡大させない効
果がある。
The present invention is designed to prevent piping from rupture in nuclear power plant piping, where high-temperature, high-pressure fluid flows, in order to control the outflow of internal fluid due to piping rupture, and to prevent the whiplash phenomenon caused by the ejection reaction force of the fluid. The pipe is characterized in that a rigid outward body made of gold III or ceramic, for example, is provided on the outside of the piping, which is removable during inspection during service. According to the present invention, when a pipe ruptures, there is an effect of preventing damage to other pipes and equipment from expanding beyond that pipe.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下第1図を図を用いて、本発明に係る配管の第1の実
施例を説明する。第1図は、破断想定部位29近傍の供
用期間中検査対象となる配管23の外側に保温材25を
設け、この保温材25と両側に隣接する保温材24の外
側に、さらに半円筒状に2分割された外筒体26を設置
した止め金27で固定した原子力発電プラント用配管の
一例である。しかして、この実施例では破断想定部位2
9に例えば亀裂が発生し、これが開口亀裂に成長して、
この開口から高温・高圧の内部流体が噴出しても外筒体
26に衝突し、流体の噴出速度が低減され、いわゆる噴
出反力を軽減することができる。この外局体26は高温
・高圧(沸騰水型炉では最大70気圧、288℃)の流
体の流出に耐える形状で剛性を有する金属またはセラミ
ック製のものである。また流体の噴出反力によるむちう
ち現象も、流体の流出を抑えることにより防止できる。
A first embodiment of the piping according to the present invention will be described below with reference to FIG. In FIG. 1, a heat insulating material 25 is provided outside the piping 23 to be inspected during the service period in the vicinity of a predicted fracture site 29, and a semi-cylindrical shape is further placed outside the heat insulating material 25 and the heat insulating materials 24 adjacent on both sides. This is an example of piping for a nuclear power plant in which a two-divided outer cylinder body 26 is fixed with a stopper 27. However, in this example, the expected fracture location 2
For example, a crack occurs in 9, and this grows into an open crack,
Even if high-temperature, high-pressure internal fluid is ejected from this opening, it collides with the outer cylindrical body 26, reducing the ejection speed of the fluid and reducing the so-called ejection reaction force. The external body 26 is made of a rigid metal or ceramic and has a shape that can withstand the outflow of fluid at high temperature and high pressure (up to 70 atmospheres and 288° C. in a boiling water reactor). Furthermore, the whiplash phenomenon caused by the reaction force of fluid ejection can also be prevented by suppressing the outflow of fluid.

このようにして、破断想定部位29に外筒体26を設け
ることにより、従来例として第5図に示したレストレイ
ント20及びストラフチャ−21を省略することができ
る。
In this manner, by providing the outer cylinder 26 at the expected breakage site 29, the restraint 20 and struture 21 shown in FIG. 5 as a conventional example can be omitted.

第2図は本発明の第2の実施例を示したもので、破断想
定部位38近傍の供用期間中検査対象となる配管30の
外側に2分割できる外筒体33を設置し、その外筒体3
3の外側に保温材32を設置した原子力発電プラント用
配管の例である。すなわち、第2図においては配管30
の外面にはアルミニウム板35でカバーされた保温材3
1が設けられている。その配管30の破断想定部位38
には外筒体33が設けられてバックル34で固定され、
かつ外筒体33の外面に薄肉の保温材32が設けられて
いる。さらにその保温材32の外面にはアルミニウム板
36が止め金37によって固定されている。この場合、
外筒体33と配管30とのクリアランスを小さくするた
め同じ外径の配管においては、第1図で示す第1の実施
例と比べて管厚を薄くすることができ軽重化が図られる
。また、クリアランスを小さくすることにより、配管の
亀裂間口による高温・高圧の流体の流出をさらに抑える
ことができ、配管のむちうち現象の防止にも有効である
。このように、外筒体33と配管30とのクリアランス
を小さくすることにより、外筒体33の管厚を薄くする
ことができる。さらにその外筒体33外側に保温材32
を設けることにより、突起の少ない形状の配管を提供す
ることができる。       ′ 〔発明の効果〕 以上説明したように、本発明は、原子力発電プラント用
配管の破断想定部に2分割できる外筒体を設けることに
より、亀裂開口による内部流体の流出をコントロールし
、配管破゛所により流出する内部流体反力によるむちう
ち現象を防止することができる。つまり、従来の配管で
は、配管のむちうち現象を防止づるためにレストレイン
トを設けていたが、本発明では、供用期検査対象部配管
の周りに外筒体を設けることにより、内部流体の流出を
コントロールし、その流体の噴出反力によるむちうち現
象を防止し、レストレイントやストラフチャー等の設置
の省略を図ることができる。これにより、作業空間が拡
くなり、定期検査作業性の向上及び作業時開が短縮され
る。
FIG. 2 shows a second embodiment of the present invention, in which an outer cylindrical body 33 that can be divided into two is installed on the outside of the piping 30 to be inspected during the service period in the vicinity of a predicted fracture site 38, and the outer cylindrical body 33 is body 3
This is an example of piping for a nuclear power plant in which a heat insulating material 32 is installed on the outside of the piping. That is, in FIG. 2, the pipe 30
The outer surface of the insulation material 3 is covered with an aluminum plate 35.
1 is provided. Possible breakage site 38 of the piping 30
is provided with an outer cylindrical body 33 and fixed with a buckle 34,
Further, a thin heat insulating material 32 is provided on the outer surface of the outer cylinder body 33. Further, an aluminum plate 36 is fixed to the outer surface of the heat insulating material 32 by a stopper 37. in this case,
Since the clearance between the outer cylindrical body 33 and the pipe 30 is reduced, the pipe thickness can be made thinner and the weight can be reduced compared to the first embodiment shown in FIG. 1 for pipes having the same outer diameter. In addition, by reducing the clearance, it is possible to further suppress the outflow of high temperature and high pressure fluid due to crack openings in the piping, which is also effective in preventing the whipping phenomenon of the piping. In this way, by reducing the clearance between the outer cylinder 33 and the pipe 30, the thickness of the outer cylinder 33 can be reduced. Furthermore, a heat insulating material 32 is placed on the outside of the outer cylinder body 33.
By providing this, it is possible to provide piping having a shape with fewer protrusions. [Effects of the Invention] As explained above, the present invention provides an outer cylinder that can be divided into two at the expected rupture part of piping for a nuclear power plant, thereby controlling the outflow of internal fluid due to crack openings and preventing piping from rupturing. It is possible to prevent the whiplash phenomenon caused by the reaction force of the internal fluid flowing out in some places. In other words, in conventional piping, a restraint was provided to prevent the whiplash phenomenon of the piping, but in the present invention, by providing an outer cylinder around the piping to be inspected during the in-service period, it is possible to prevent the internal fluid from flowing out. It is possible to control this, prevent the whiplash phenomenon caused by the reaction force of the ejected fluid, and eliminate the need to install restraints, strutures, etc. This expands the work space, improves the workability of periodic inspections, and shortens the work time.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図および第2図は本発明に係る原子力発電プラント
用配管の各々の実施例を示す縦断面図、第3図は従来の
配管にレストレイントを施した例を示す側面図、第4図
および第5図は従来の配管を示す1iIIli面図であ
る。 1.5.6,13.20.30・・・配管、2゜12.
22,29.38・・・配管破断想定部位、3゜20・
・・レストレイント、4,21・・・ストラフチャー、
7.8.14,15,19,24.、.25.31”、
32・・・保温材、26.33・・・外筒体、9,10
.16,17.28.35.36・・・アルミニウム板
、27.37−・・止め金、11.18.34・・・バ
ックル。 代理人弁理士  則 近 憲 佑(ほか1名)蔓 I 
叫 $ 2 図 j:j 茶3 日 蔓4 固
1 and 2 are longitudinal sectional views showing respective embodiments of piping for a nuclear power plant according to the present invention, FIG. 3 is a side view showing an example of conventional piping restrained, and FIG. 1 and 5 are 1iIIIi side views showing conventional piping. 1.5.6, 13.20.30... Piping, 2°12.
22, 29. 38...Possible pipe breakage location, 3°20.
...Restraint, 4,21...Strafture,
7.8.14, 15, 19, 24. ,.. 25.31",
32...Heat insulation material, 26.33...Outer cylinder body, 9,10
.. 16,17.28.35.36... Aluminum plate, 27.37-... Clasp, 11.18.34... Buckle. Representative Patent Attorney Kensuke Chika (and 1 other person) Tsune I
Shout $ 2 Diagram j: j Tea 3 Sunflower 4 Hard

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、高温・高圧の流体を流通させる原子力発電プラント
用配管において、前記配管の破断想定部に剛性外筒体を
着脱自在に設けてなることを特徴とする原子力発電プラ
ント用配管。 2、剛性外筒体は金属または強靭性セラミックからなる
ことを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子力発
電プラント用配管。
[Scope of Claims] 1. Piping for a nuclear power plant through which high-temperature, high-pressure fluid flows, characterized in that a rigid outer cylinder is removably provided at a portion of the piping where fracture is expected. Piping. 2. The piping for a nuclear power plant according to claim 1, wherein the rigid outer cylinder is made of metal or tough ceramic.
JP59244623A 1984-11-21 1984-11-21 Piping for nuclear power plant Pending JPS61124896A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP59244623A JPS61124896A (en) 1984-11-21 1984-11-21 Piping for nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP59244623A JPS61124896A (en) 1984-11-21 1984-11-21 Piping for nuclear power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS61124896A true JPS61124896A (en) 1986-06-12

Family

ID=17121497

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59244623A Pending JPS61124896A (en) 1984-11-21 1984-11-21 Piping for nuclear power plant

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS61124896A (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2018096907A (en) * 2016-12-15 2018-06-21 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Nuclear power plant overflow stream drainage facility

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2018096907A (en) * 2016-12-15 2018-06-21 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Nuclear power plant overflow stream drainage facility

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4644780A (en) Self-supporting pipe rupture and whip restraint
US3753853A (en) Safety device for pressure vessels especially for nuclear reactors
US20170159867A1 (en) Pipe restraint and shield
JPS61124896A (en) Piping for nuclear power plant
JPS6116540B2 (en)
US3937255A (en) Safety equipment for installations under pressure
Erhard et al. A new concept for steam generator tube integrity assessment
Wichman et al. Development of USNRC standard review plan 3.6. 3 for leak-before-break applications to nuclear power plants
JP2000146744A (en) Leakage detector for pressure vessel
US3974027A (en) Nuclear reactor installation
Sturm et al. Fracture initiation and fracture opening under light water reactor conditions
JP3077749B2 (en) Leakage tube identification method for heat exchanger
Park et al. Safety Review on Recent Steam Generator Tube Failure in Korea and Lessons Learned (G601)
JPS60159687A (en) High-temperature nuclear reactor
Chattopadhyay Material selection for a pressure vessel
Grüter et al. Leak-before-break considerations for LMFBR structures
JPS5913184A (en) Device for stopping piping
Rieger Torsion of expansion joints-first information and test results for stability properties and behaviour under stress
JPS6133351Y2 (en)
Peinado Cavity liner, penetration liners and closures of a prestressed concrete pressure vessel for a gas-cooled power reactor
JPS61140699A (en) Protective device for fluid apparatus
JPS60164300A (en) Test apparatus for leakage from main steam separating valve
JPS60147697A (en) Preventive device for falling of housing for reactor control-rod driving mechanism
Bieselt et al. Determination of limits for smallest detectable and largest subcritical leakage cracks in piping systems
Kaiser et al. Emergency response guidance for reactor vessel pressurized thermal shock events