JPH067100U - コンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造 - Google Patents
コンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造Info
- Publication number
- JPH067100U JPH067100U JP053190U JP5319092U JPH067100U JP H067100 U JPH067100 U JP H067100U JP 053190 U JP053190 U JP 053190U JP 5319092 U JP5319092 U JP 5319092U JP H067100 U JPH067100 U JP H067100U
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pcv
- sleeve
- reactor containment
- concrete
- pipe
- 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
Links
- 230000035515 penetration Effects 0.000 title description 3
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 claims abstract description 13
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 6
- 230000008602 contraction Effects 0.000 description 4
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 4
- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 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
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Examining Or Testing Airtightness (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 簡単に局部漏洩試験を実施できるＰＣＶスリ
ーブを提供する。 【構成】 コンクリート壁１ａの両側に固設されたアン
カープレート８ａ，８ｂと、配管６延設方向へ前記アン
カープレート８ａ，８ｂを貫通し固着されたＰＣＶスリ
ーブ本体９と、該ＰＣＶスリーブ本体９の原子炉格納容
器本体１外側の端部に嵌設され配管６を支持する端板１
０とよりなるＰＣＶスリーブ７を備えたコンクリート製
原子炉格納容器貫通部の構造において、ＰＣＶスリーブ
本体９に外嵌し、アンカープレート８ａ，８ｂ間のコン
クリート壁１ａに埋設された套管１２を設け、該套管１
２と前記ＰＣＶスリーブ本体９との間に加圧可能な空間
１３を形成し、空間１３内へ加圧空気を送給することに
より、ＰＣＶスリーブ７の局部漏洩試験を実施し得るよ
う形成する。
ーブを提供する。 【構成】 コンクリート壁１ａの両側に固設されたアン
カープレート８ａ，８ｂと、配管６延設方向へ前記アン
カープレート８ａ，８ｂを貫通し固着されたＰＣＶスリ
ーブ本体９と、該ＰＣＶスリーブ本体９の原子炉格納容
器本体１外側の端部に嵌設され配管６を支持する端板１
０とよりなるＰＣＶスリーブ７を備えたコンクリート製
原子炉格納容器貫通部の構造において、ＰＣＶスリーブ
本体９に外嵌し、アンカープレート８ａ，８ｂ間のコン
クリート壁１ａに埋設された套管１２を設け、該套管１
２と前記ＰＣＶスリーブ本体９との間に加圧可能な空間
１３を形成し、空間１３内へ加圧空気を送給することに
より、ＰＣＶスリーブ７の局部漏洩試験を実施し得るよ
う形成する。
Description
【０００１】
本考案はコンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造に関するものである。
【０００２】
図２は従来のコンクリート製原子炉格納容器の一例の概略を示すものであり、 １はコンクリート製の原子炉格納容器本体、２は原子炉格納容器本体１内の略中 央部に立設された略円筒状のペデスタル、３は前記原子炉格納容器本体１の内壁 からペデスタル２の外周部上端へ延びるダイヤフラム部、４は前記原子炉格納容 器本体１の内側部とダイヤフラム部３の上面とにより形成された上部ドライウェ ル、５は下端部が前記ペデスタル２により支持された原子炉圧力容器、６は原子 炉圧力容器５から上部ドライウェル４中を通って原子炉格納容器本体１の外部へ 延びる配管（例えば主蒸気管など）、７は配管６が前記原子炉格納容器本体１の コンクリート壁１ａを貫通する部分に設けられたＰＣＶスリーブである。
【０００３】 図３は図２に関連するＰＣＶ（原子炉格納容器）スリーブ７の一例の概略を表 す断面図であり、該ＰＣＶスリーブ７は、原子炉格納容器本体１のコンクリート 壁１ａの配管６貫通部の内外両壁面に埋設されたアンカープレート８ａ，８ｂと 、配管６貫通方向に延び前記アンカープレート８ａ，８ｂに固着されたスリーブ 本体９と、該スリーブ本体９の原子炉格納容器本体１外側の端部に嵌設され且つ 前記配管６の外周に固着されて該配管６を支持する端板１０とにより構成され、 ＰＣＶ内圧に耐え得る構造を有している。
【０００４】 而して、据付時に、図３に二点鎖線で示すような局部試験用治具１１を原子炉 格納容器本体１のコンクリート壁１ａの内側のアンカープレート８ａに仮付けし 、配管６の原子炉格納容器本体１外側の端部を仮に密封したのち、図示していな い加圧装置を作動して局部試験用治具１１内を昇圧することによりＰＣＶスリー ブ７の局部漏洩試験を実施している。
【０００５】
しかしながら、前述のコンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造では、前記 局部試験用治具１１は供用期間中に使用できず、供用中の漏洩試験として別途真 空ボックスによる方法があるが簡単には実施できない。
【０００６】 また、配管６中を流通する蒸気などの熱影響によって配管６が伸縮するために 生じる荷重のコンクリート壁１ａに対する影響が大きく、さらに前記蒸気などか ら配管６およびＰＣＶスリーブ７を介してコンクリート壁１ａに伝わる熱を約９ ０℃以下としないとコンクリートに対して悪影響を与えるなどの問題があった。
【０００７】 本考案は、前述の実情に鑑み、ＰＣＶスリーブ本体に対して径方向に所定の間 隔を置いて外嵌し原子炉格納容器のコンクリート壁に埋設された套管をアンカー プレート間に設けてＰＣＶスリーブ本体と前記套管との間の空間を加圧可能に形 成することにより、簡単に局部漏洩試験をなし得られ、しかも原子炉格納容器の コンクリート壁に与える配管の熱影響を軽減し得るコンクリート製原子炉格納容 器貫通部の構造を提供することを目的としてなしたものである。
【０００８】
本考案は、コンクリート壁の両側壁面に固設されたアンカープレートと、配管 延設方向へ前記アンカープレートを貫通し該アンカープレートに固着されたＰＣ Ｖスリーブ本体と、該ＰＣＶスリーブ本体の原子炉格納容器本体外側の端部に嵌 設され且つＰＣＶスリーブ本体を貫通する配管を支持する端板とよりなるＰＣＶ スリーブを備えたコンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造において、ＰＣＶ スリーブ本体に対して径方向に所定の間隔を置いて外嵌し且つアンカープレート 間のコンクリート壁に埋設された套管を設け、該套管と前記ＰＣＶスリーブ本体 との間に加圧可能な空間を形成し、一方のアンカープレートに前記空間へ連通す る開閉可能な透孔を設けた構成としている。
【０００９】
従って、本考案では、透孔から空間内へ加圧空気を送給することにより、ＰＣ Ｖスリーブの局部漏洩試験を簡単に実施でき、また、前記空間が配管とコンクリ ート壁とを隔絶して熱影響を遮断し、さらに熱影響によって配管が伸縮するため に生じる荷重のコンクリート壁に対する影響を低減する。
【００１０】
以下、本考案の実施例を図面を参照しつつ説明する。
【００１１】 図１は本考案のコンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造の概略を表す断面 図であり、図中、図２および図３と同じものには同じ符号を付すことにより説明 を省略する。
【００１２】 本実施例では、ＰＣＶスリーブ本体９に対して径方向に所定の間隔を置いて同 芯的に外嵌し、且つアンカープレート８ａとアンカープレート８ｂとの間のコン クリート壁１ａに埋設された套管１２を設け、該套管１２と前記ＰＣＶスリーブ 本体９との間に加圧可能な空間１３を形成している。
【００１３】 さらに、原子炉格納容器本体１のコンクリート壁１ａの外側に設けたアンカー プレート８ｂに前記空間１３へ連通する透孔１４を設け、該透孔１４にプラグ１ ５を着脱自在に螺合している。
【００１４】 而して、供用中に局部漏洩試験を実施する場合は、透孔１４に設けたプラグ１ ５を外したのち、図示していないコンプレッサから送給される圧縮空気を該透孔 １４を介して空間１３内へ注入し、漏洩箇所の有無をチェックする。
【００１５】 本実施例によれば、アンカープレート８ａとアンカープレート８ｂとの間のＰ ＣＶスリーブ本体９に所定の直径を有する套管１２を外嵌し、該套管１２と前記 ＰＣＶスリーブ本体９との間に加圧可能な空間１３を設け、該空間１３に連通す る透孔１４を設け、該透孔１４にプラグ１５を着脱自在に設けたので、プラグ１ ５を取り外した透孔１４を介して空間１３内へ加圧空気を送給することができ、 簡単容易にＰＣＶスリーブ７の局部漏洩試験を実施することができる。
【００１６】 また、前記套管１２および空間１３が配管６とコンクリート壁１ａとを隔絶し て熱影響を遮断し得るので、コンクリート壁１ａに伝わる熱を低く（９０℃以下 ）押さえることが可能となる。
【００１７】 さらに、配管６中を流通する蒸気などの熱影響によって配管６が伸縮するため に生じる荷重の原子炉格納容器本体１のコンクリート壁１ａに対する影響を低減 し得る。
【００１８】 またさらに、前記套管１２は圧力バウンダリではないのでコンクリート壁１ａ 内の鉄筋などを直接溶接することが可能となり原子炉格納容器の鉄筋設計・製作 が容易になる。
【００１９】 なお、本考案は前述の実施例にのみ限定されるものではなく、本考案の要旨を 逸脱しない範囲内において種々変更を加え得ることは勿論である。
【００２０】
本考案のコンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造によれば、下記のごとき 種々の優れた効果を奏し得る。
【００２１】 Ｉ）アンカープレート間のＰＣＶスリーブ本体に所定の直径を有する套管を外 嵌し、該套管と前記ＰＣＶスリーブ本体との間に加圧可能な空間を設け、該空間 に連通する開閉可能な透孔を設けたので、開放したのちの透孔を介して前記空間 内へ加圧空気を送給することができ、簡単容易にＰＣＶスリーブの局部漏洩試験 を実施することができる。
【００２２】 ＩＩ）套管および空間が配管とコンクリート壁とを隔絶して熱影響を遮断し得 るので、コンクリート壁に伝わる熱を低く押さえることが可能となる。
【００２３】 ＩＩＩ）ＰＣＶスリーブ本体がコンクリート壁に直接接触していないので、配 管中を流通する蒸気などの熱影響によって配管が伸縮するために生じる荷重の原 子炉格納容器本体のコンクリート壁に対する影響を低減し得る。
【００２４】 ＩＶ）套管は圧力バウンダリではないのでコンクリート壁内の鉄筋などを直接 溶接することが可能となり原子炉格納容器の鉄筋設計・製作が容易になる。
【図１】本考案のコンクリート製原子炉格納容器貫通部
の構造の概略を表す断面図である。
の構造の概略を表す断面図である。
【図２】従来のコンクリート製原子炉格納容器の一例の
概略を表す断面図である。
概略を表す断面図である。
【図３】図２に関連するコンクリート製原子炉格納容器
貫通部の構造の一例の概略を表す断面図である。
貫通部の構造の一例の概略を表す断面図である。
１ 原子炉格納容器本体 １ａ コンクリート壁 ６ 配管 ７ ＰＣＶスリーブ ８ａ アンカープレート ８ｂ アンカープレート ９ ＰＣＶスリーブ本体 １０ 端板 １２ 套管 １４ 透孔 １５ プラグ
Claims (1)
- 【請求項１】 コンクリート壁の両側壁面に固設された
アンカープレートと、配管延設方向へ前記アンカープレ
ートを貫通し該アンカープレートに固着されたＰＣＶス
リーブ本体と、該ＰＣＶスリーブ本体の原子炉格納容器
本体外側の端部に嵌設され且つＰＣＶスリーブ本体を貫
通する配管を支持する端板とよりなるＰＣＶスリーブを
備えたコンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造にお
いて、ＰＣＶスリーブ本体に対して径方向に所定の間隔
を置いて外嵌し且つアンカープレート間のコンクリート
壁に埋設された套管を設け、該套管と前記ＰＣＶスリー
ブ本体との間に加圧可能な空間を形成し、一方のアンカ
ープレートに前記空間へ連通する開閉可能な透孔を設け
たことを特徴とするコンクリート製原子炉格納容器貫通
部の構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP053190U JPH067100U (ja) | 1992-07-06 | 1992-07-06 | コンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP053190U JPH067100U (ja) | 1992-07-06 | 1992-07-06 | コンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH067100U true JPH067100U (ja) | 1994-01-28 |
Family
ID=12935963
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP053190U Pending JPH067100U (ja) | 1992-07-06 | 1992-07-06 | コンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH067100U (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5562503U (ja) * | 1978-09-18 | 1980-04-28 |
-
1992
- 1992-07-06 JP JP053190U patent/JPH067100U/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5562503U (ja) * | 1978-09-18 | 1980-04-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6133478B2 (ja) | ||
| JPH067100U (ja) | コンクリート製原子炉格納容器貫通部の構造 | |
| JPH0116400B2 (ja) | ||
| KR100366901B1 (ko) | 누출을 제한하는 환형 지지 구조체를 구비하는 플로팅 풀 밀봉 조립체 | |
| JP3005234B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の主蒸気管プラグおよびそれを用いた主蒸気隔離弁漏洩試験方法 | |
| JPH0726603A (ja) | 排水配管装置 | |
| JPS6054637B2 (ja) | 閉塞装置 | |
| CN110080225A (zh) | 用于超长超大钢护筒的回收方法 | |
| JPS6030624Y2 (ja) | 円柱型熱交換器 | |
| JPH0225796A (ja) | 下部炉心構造物用支持構造体 | |
| JPS58223785A (ja) | 閉塞装置 | |
| JPH0752000B2 (ja) | メンブレン式タンクの検査ガス封入方法 | |
| JPH0339653Y2 (ja) | ||
| JPH01133677A (ja) | 水中溶接装置用チャンバ | |
| JPS59613Y2 (ja) | フランジ取付部の漏れ試験装置 | |
| JPH10250712A (ja) | ドラムの加圧密栓方法及び装置 | |
| JPH095477A (ja) | 水保有容器内壁面の遮水装置 | |
| JP2002195498A (ja) | 低温二重殻貯槽 | |
| JPS643104Y2 (ja) | ||
| JPS5842920Y2 (ja) | 容器の耐圧試験装置 | |
| JP4085456B2 (ja) | 底部ライナの接合構造 | |
| AU577980B2 (en) | Thermal probe for tank fluid-tightness test apparatus | |
| JPS59171829A (ja) | シリンダヘツドの水圧試験装置 | |
| JPS6346834Y2 (ja) | ||
| JPS6160396B2 (ja) |