JPS6222120B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPS6222120B2
JPS6222120B2 JP11986378A JP11986378A JPS6222120B2 JP S6222120 B2 JPS6222120 B2 JP S6222120B2 JP 11986378 A JP11986378 A JP 11986378A JP 11986378 A JP11986378 A JP 11986378A JP S6222120 B2 JPS6222120 B2 JP S6222120B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
penetration
radial plane
pipe
piping
fixed
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
Application number
JP11986378A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5462497A (en
Inventor
Gigoo Roje
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.)
FURAMATOMU E KOJEMA FRAGEMA
Original Assignee
FURAMATOMU E KOJEMA FRAGEMA
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 FURAMATOMU E KOJEMA FRAGEMA filed Critical FURAMATOMU E KOJEMA FRAGEMA
Publication of JPS5462497A publication Critical patent/JPS5462497A/ja
Publication of JPS6222120B2 publication Critical patent/JPS6222120B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • 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
    • F16L3/00Supports for pipes, cables or protective tubing, e.g. hangers, holders, clamps, cleats, clips, brackets
    • F16L3/16Supports for pipes, cables or protective tubing, e.g. hangers, holders, clamps, cleats, clips, brackets with special provision allowing movement of the pipe
    • F16L3/20Supports for pipes, cables or protective tubing, e.g. hangers, holders, clamps, cleats, clips, brackets with special provision allowing movement of the pipe allowing movement in transverse direction
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • 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
    • F16L3/00Supports for pipes, cables or protective tubing, e.g. hangers, holders, clamps, cleats, clips, brackets
    • F16L3/16Supports for pipes, cables or protective tubing, e.g. hangers, holders, clamps, cleats, clips, brackets with special provision allowing movement of the pipe
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/02Arrangements of auxiliary equipment
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T137/00Fluid handling
    • Y10T137/6851With casing, support, protector or static constructional installations
    • Y10T137/6966Static constructional installations
    • Y10T137/6969Buildings
    • Y10T137/698Wall

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Pipeline Systems (AREA)
  • Lift Valve (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子炉、特に加圧水型原子炉の出口部
の蒸気配管の保護に関するものである。
〔従来の技術〕
加圧水型原子炉では、加圧水の少なくとも一つ
の一次回路が、原子炉容器(ここで水が燃料要素
から発生した熱を吸収する)と蒸気発生器(ここ
でタービン―発電機群に用いられる二次水―蒸気
回路に該熱を与える)との間を閉ループで循環す
る。原子炉、蒸気発生器および対応する一次回路
は気密格納室を構成する原子炉ハウジングに完全
に収容されている。上記の二次回路は2度に亘り
この室を横断するが、一度は主蒸気用回路のため
に蒸気発生器からタービンまで、もう一度循環水
用回路のために復水器から蒸気発生器まで室を横
断する。
この主蒸気用回路は、格納室の壁を貫通した
後、原子炉ハウジングの外部で配管に配置された
隔離用止めコツクを備えている。この隔離用止め
コツクは安全要素であり、かつ下流で配管が偶発
に破損した場合でも、熱応力およびその結果生ず
る熱衝撃は、止めコツクの正常な機能を妨げるか
も知れないような機械的変形を隔離用止めコツク
のまわりに生じさせないようにすることが重要で
ある。
これまで、該隔離用止めコツクと固定点をなす
格納室の壁の漏れ止貫通部との間の配管により大
きい弾力性を与えるために、止めコツクを格納室
から遠ざける試みがしばしばなされてきた。しか
しながら、これは、隔離用止めコツクの上流に
“保護部分”と呼ばれる部分を延長させることを
必要とし、またこの部分は極めて厳密な応力規格
を満す必要がある。更に、この部分の延長によ
り、この部分を落下物による垂直方向の直接衝撃
に対して保護することが大変困難になる。この保
護はしばしば“バンカー化(bunkerization)”と
呼ばれる。
最後に、地震や地盤沈下の場合に、配管の出口
部および隔離用止めコツクをハウジングとの間の
相対的移動の危険性から保護することが不可欠で
ある。
〔問題点を解決するための手段〕
本発明はこれら一連の問題に対する解決策を提
供するものであつて、原子炉格納室の壁の漏れ止
貫通部の下流における蒸気配管の部分および隔離
用止めコツクを保護する組立体を提供することを
目的としている。本発明によれば、配管は、貫通
部の中央半径方向平面において貫通部から延びる
第1部分と、この第1部分に曲り部を介して接続
されそして前記半径方向平面にほぼ垂直な方向に
延びている第2部分と、第1部分に連結された隔
離用止めコツクとを有し、案内要素手段を前記止
めコツクと前記曲り部との間で第1部分に固定
し、案内要素手段は、前記半径方向平面と平行で
この平面に対して対称な2つの平面に摺動面を有
し、かつ格納室の壁に固定された支持体に固定さ
れている案内装置の2つの平らな表面上を摺動で
き、連結棒を前記半径方向平面に対して対称に配
置し、かつ前記支持体に、又前記曲り部と前記止
めコツクとの間で第1部分に連結したことを特徴
とする。
本発明は以下添付図面を参照して例示として与
えられる特定の実施例の説明から一層明瞭に更に
理解されるであろう。
図面を参照すると、主蒸気用配管1が格納室の
壁3を貫通する漏れ止貫通部2を通して原子炉ハ
ウジングから外部に導出されている。この配管は
すぐに4の位置で下方に曲げられ、その軸線は貫
通部2の中央半径方向平面に、即ち貫通部の軸線
を含む平面に維持され、配管1の端には隔離用止
めコツク6が設けられている。この止めコツク6
の下流6の配管8が2枚の角形板9からなる案内
要素手段に溶接されており、角形板9の両側面
は、貫通部2の半径方向平面と平行でこの平面に
対して対称である2つの平面に位置している。こ
れらの側面は、2つのブラケツト11の垂直面を
形成する案内装置即ち一対の摺動案内10の表面
上を摺動する摺動面を形成している。ブラケツト
11は、格納室にプレストレス鉄筋コンクリート
製型ビームの中央ウエブ13によつて支持され
ており、かつ図示されていない控え棒によつてこ
の型ビームに固定されている。ブラケツト11
の2つの案内10は、配管8の両側の高強度の控
え棒14により相互に連結されている。組立ての
ために保たれる角形板9と摺動案内10との間の
隙間は、正常運転温度にて弾性運動の自由度を可
能にするような最終的な隙間を与えるように決定
される。
配管8は更に下流で2つの連結板17に溶接さ
れており、配管8の両側で、これら連結板17に
は2つの平行な緩衝連結棒19の頭部18が枢着
されている。各連結棒19のもう一方の端部はコ
ンクリート製型ビーム13に固定された支持体
21に20で枢着されている。
配管は、更に上記半径方向平面にほぼ垂直な方
向に22で曲げられ、保護部分の構造はちよつと先
では、普通の配管になる。
曲り部22を越えて保護部分を延長させること
により、保護組立体に生じた応力を、貫通部の前
記半径方向平面に垂直な平面での曲げ応力または
捻り応力、あるいは該半径方向平面での曲げ応力
まで実質上減少される程曲り部から十分に遠い領
域で配管が破損することすら可能である。
半径方向平面に垂直な平面での捻りもしくは曲
げにより、止めコツク6の領域で配管を変形させ
ようとするあらゆる応力が摺動案内10で板9を
支持することによつて、従つて格納室の壁と一体
のコンクリード構造体によつて吸収されることが
わかる。更に、半径方向平面で曲げを生じさせよ
うとする応力は連結棒19によつて、従つてコン
クリート構造体によつて吸収される。これらの応
力がブラケツト11によつて完全に吸収されない
場合には、この連結棒はその緩衝体とともに残留
捻り応力を吸収することができる。
また、上記の構成により、止めコツク弁を格納
室の壁の貫通部から遠ざける必要なしに全応力を
吸収することを可能にする。従つて保護部分の領
域は最小限に縮小され、特に、該領域は貫通部の
中央半径方向平面からほんの僅か逸脱するにすぎ
ず、かつこの安全領域の設置を容易にするような
極めて小さな斜め空間を占めるにすぎない。
第1図は、又止めコツク6の上流の逃し弁23
を釣合せるための回路を示している。これら逃し
弁23は、止めコツク6の上流で蒸気配管に並列
に連結された2つのコレクター24および25に
配分されている。一方のコレクターの逃し弁は漸
次増大する開放圧力に設定されており、各逃し弁
の流量を等しくするために、コレクターの断面積
は各逃し弁または各群の逃し弁の下流で減少させ
てある。コレクターの全領域を等しい圧力に保つ
ために、コレクターはループの形をなしている。
この場合、ループは、断面積の小さい管26によ
つて、コレクター25の最後の逃し弁の下流にお
けるコレクター25の端部をもう一つのコレクタ
ー24の最初の逃し弁の上流におけるコレクター
24の入口に連結し、また逆に、管27によつ
て、コレクター24の最後の逃し弁の下流におけ
るコレクター24の端部をコレクター25の最初
の逃し弁の上流におけるコレクター25の入口に
連結することによつて形成される。
かくして、2本のコレクターに配分された逃し
弁は全体のかさが小さくこれによつて隔離用止め
コツクの上の領域に逃し弁を配置することが可能
となり、半径方向のかさが小さい組立体全体を穹
(casemate)によつて容易に保護することができ
る。2つのコレクターに配分したにも拘らず、交
叉したループによりこれら2つのコレクターの全
領域における圧力を完全に等しくすることができ
る。
又、上記の組立体により配管に生じた応力を原
子炉ハウジングの室のプレストレス鉄筋コンクリ
ート壁に伝えることができ、かくして、配管およ
び蒸気止めコツクが原子炉ハウジング自体の室の
壁に支持されているので地震の場合に、ハウジン
グとの移動差を回避することができる。
勿論、本発明は例示として記載した実施例に厳
密に制限されるものではなく、本発明は細部、
種々の実施方法又は均等手段の使用において上記
の実施例と異る実施例をも含むものである。即
ち、例えば緩衝連結棒19の代りに普通の連結棒
を用いることが可能であり、あるいはまた2本一
組の連結棒の代りに通路の半径方向平面内に位置
する単一の連結棒を用いることが可能であり、事
実、使用される連結棒の系にかかわらず、配管に
作用する連結棒の反力の合力が道路の半径方向平
面にありさえすれば良い。更に、上記実施例の曲
り部4は止めコツク6の特定の構造のために設け
られているにすぎず、他の型式の止めコツクを用
いた場合には、配管は、その軸線がブラケツト1
1および連結棒19の前方まで、貫通部の中央半
径方向平面内に維持されている限り直線とするこ
とができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は格納室の壁を貫通し、本発明による逃
し弁および保護組立体を備えた主蒸気配管を示す
全体の概略斜視図であり、第2図は配管、隔離用
止めコツクおよび保護組立体を示す、貫通部の半
径方向平面に平行な、第5図の―線における
一部断面の側面図であり、第3図は第2図のの
方向からみた図であり、第4図は第2図のの方
向からみた図であり、第5図は第2図のVの方向
からみた斜め平面図である。 (主な参照番号) 1…主蒸気配管、2…漏れ
止貫通部、3…格納室の壁、6…隔離用止めコツ
ク、8…配管、9…角形板、10…摺動案内、1
1…ブラケツト、13…ウエブ、14…高強度控
え棒、17…フランジ、18…連結棒頭部、19
…連結棒、23…逃し弁、24,25…コレクタ
ー、26,27…管。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉の格納室の壁の漏れ止貫通部の下流に
    おける蒸気配管の部分およびその隔離用止めコツ
    クを保護するための装置であつて、配管1が前記
    貫通部の中央半径方向平面において、前記貫通部
    から延びる第1部分と、前記第1部分に曲り部を
    介して連結され、半径方向平面にほぼ垂直な方向
    に延びる第2部分と、配管の前記第1部分に連結
    された止めコツク6とを有し、前記貫通部の半径
    方向平面に平行で該平面に対して対称な2つの平
    らな摺動面を有する案内要素手段9を前記止めコ
    ツク6の下流かつ屈曲部22の上流で、前記配管
    に固定し、前記案内要素手段は前記原子炉の格納
    室の壁に固定された支持体13に固定されている
    案内装置10の2つの平らな表面間に係合し、連
    結棒19を前記貫通部の半径方向平面に対して対
    称に配置し、かつ前記格納室の壁に固定された前
    記支持体13に、又止めコツクと曲り部との間で
    配管の第1部分に連結して成ることを特徴とする
    原子炉における蒸気配管の保護装置。 2 前記連結棒19が緩衝装置を備えていること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉
    における蒸気配管の保護装置。
JP11986378A 1977-10-21 1978-09-28 Device for protecting output steam pipe of nuclear reactor Granted JPS5462497A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7731705A FR2406869A1 (fr) 1977-10-21 1977-10-21 Dispositif de protection des tuyauteries de vapeur a la sortie d'un reacteur nucleaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5462497A JPS5462497A (en) 1979-05-19
JPS6222120B2 true JPS6222120B2 (ja) 1987-05-15

Family

ID=9196784

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP11986378A Granted JPS5462497A (en) 1977-10-21 1978-09-28 Device for protecting output steam pipe of nuclear reactor

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4290853A (ja)
JP (1) JPS5462497A (ja)
BE (1) BE871418A (ja)
DE (1) DE2845589C2 (ja)
ES (1) ES473889A1 (ja)
FR (1) FR2406869A1 (ja)
GB (1) GB2006382B (ja)
IT (1) IT1160680B (ja)
ZA (1) ZA785578B (ja)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2472129A1 (fr) * 1979-12-21 1981-06-26 Framatome Sa Dispositif de maintien d'une tuyauterie
FR2483562B1 (fr) * 1980-05-29 1985-07-19 Framatome Sa Dispositif de maintien d'une tuyauterie sur un support
US4384696A (en) * 1981-10-14 1983-05-24 The United States Of America As Represented By The U.S. Department Of Energy Component restraint system
FR2564960B1 (fr) * 1984-05-25 1986-10-17 Novatome Echangeur de chaleur pour le refroidissement d'un metal liquide par de l'air
US5562121A (en) * 1995-04-06 1996-10-08 Allied Healthcare Products, Inc. Gas delivery system with universal outlet
FR2776745B1 (fr) * 1998-03-25 2000-06-16 Framatome Sa Dispositif de protection pour une tuyauterie sous pression placee dans une installation et application
DE69935222T2 (de) 1998-06-24 2007-10-25 Beacon Medical Products Llc. Haltevorrichtung für einen gas-auslass-zylinder

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3136442A (en) * 1959-04-22 1964-06-09 Badger Co Casing for integrated operating air supply and air signal transmission service center
US3563267A (en) * 1968-09-30 1971-02-16 Air Reduction Gas dispensing double check valve construction
US3937651A (en) * 1971-05-21 1976-02-10 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear reactor facility
US3977940A (en) * 1972-06-02 1976-08-31 Westinghouse Electric Corporation Emergency cooling system for nuclear reactors
US3907636A (en) * 1972-11-15 1975-09-23 Rotterdamsche Droogdok Mij Pipe penetration structure for a nuclear reactor
NO138814C (no) * 1973-08-31 1978-11-15 Ba Installationsutveckling Ab Utloepsarmatur for vann.
DE2417397A1 (de) * 1974-04-09 1975-10-23 Kraftwerk Union Ag Druckwasserreaktor
DE2531168B2 (de) * 1975-07-11 1977-04-28 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernreaktoranlage
CH612496A5 (ja) * 1976-09-01 1979-07-31 Sulzer General Sgx Atomic Waer

Also Published As

Publication number Publication date
GB2006382B (en) 1982-01-20
BE871418A (fr) 1979-04-20
GB2006382A (en) 1979-05-02
ES473889A1 (es) 1979-06-01
JPS5462497A (en) 1979-05-19
FR2406869B1 (ja) 1981-10-30
IT7869250A0 (it) 1978-09-29
FR2406869A1 (fr) 1979-05-18
US4290853A (en) 1981-09-22
ZA785578B (en) 1979-09-26
IT1160680B (it) 1987-03-11
DE2845589C2 (de) 1984-06-28
DE2845589A1 (de) 1979-04-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11393598B2 (en) Nuclear reactor vessel support system
RU2536817C2 (ru) Корпус тепловыделяющей сборки и теплвыделяющая сборка с таким корпусом
EP2366182B1 (en) Seismically isolated containment vessel
KR20150023285A (ko) 핵증기 공급계통
JPS5899793A (ja) ボイラと閉込め容器とを備えた耐地震性核室
JPS6222120B2 (ja)
US11742099B2 (en) Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation
EP0057369B1 (en) Valve support arrangement for a pressurizer vessel in a nuclear power plant
CA1147871A (en) Device for supporting and protecting nuclear boilers
US6477220B1 (en) Flexible penetration attachment for strainers
EP4246533A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
US4335467A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
KR820001916Y1 (ko) 원자로의 증기파이프 보호설비
KR100423814B1 (ko) 일체화 내부원통집합체 구조를 가진 원자로내부구조물
Marguet Main Circuits
Simon et al. Fort St. Vrain Reactor Performance and Operation to Full Power
Burelbach et al. Evaluation of a hanging core support concept for LMR application
Barbe et al. Local Study of the Liner Leak Tightness of a Prestressed PWR Containment in the Vicinity of Penetrations
Scott Report on steam-generator concept development.[LMFBR]
Lee et al. State of the art report on the reactor overpressure protection systems for the design of SMART system
Byun et al. Reactor Coolant System Branch Line Pipe Break Analysis for Shin-Kori Units 3 and 4
JPS61189390A (ja) 伸縮管継手
FSAR CONTAINMENT SPRAY PUMPS (6XllXI4B-CD)
Khatua et al. Structural analysis of the core shroud of Tarapur Atomic Power Station (TAPS) reactor under accident conditions
Gureeva et al. Design implementation of AST-500 passive safety principles