JPS5945957B2 - 金属保温材による熱漏洩防止装置 - Google Patents

金属保温材による熱漏洩防止装置

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JPS5945957B2
JPS5945957B2 JP55006824A JP682480A JPS5945957B2 JP S5945957 B2 JPS5945957 B2 JP S5945957B2 JP 55006824 A JP55006824 A JP 55006824A JP 682480 A JP682480 A JP 682480A JP S5945957 B2 JPS5945957 B2 JP S5945957B2
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JP
Japan
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insulating material
heat insulating
heat
pressure vessel
reactor pressure
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JP55006824A
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JPS56104287A (en
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英世 斉藤
弘明 河島
幸一 菊池
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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    • 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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  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は火力・原子力プラント等に使用される金属保温
材による熱漏洩防止装置に関する。
金属保温材は耐久性、耐水性などの点で、他の保温材、
例えばアスベスト、カポサイトに比べて非常にすぐれて
おり、ほこクも発生しないこととが相俟ち、火力・原子
力プラントに多数使用されている。しかし金属保温材は
金属性であることから、フレキシビリテイが問題となる
場合が多い。
例えば原子炉圧力容器保温材において、原子炉圧力容器
の温度が300℃程度まで上昇した際、原子炉圧力容器
が熱膨張し、これにより原子炉圧力容器と保温材間にす
きまが生じ、このすきまから熱風が洩れ、保温効率が低
下することがあつた。かかる金属保温材に、例えば原子
炉圧力容器の熱膨張を吸収する程度のフリキシピリテイ
があれば、このすきまの発生を防止することができるが
、通常の金属保温材にはステンレス板とアルミ箔とを積
層一体化されたものを使用しており、ある程度剛性をも
つたものであるため、熱膨張に追従することができず、
すきまが生じる。
第1図は原子炉圧力容器と金属保温材とO従来の取り回
しを示すもので、原子炉圧力容器1、該原子炉圧力容器
1を支持するペデスタル2、ペイスンシールスカート3
、原子炉圧力容器およびベイスンシールスカート3の熱
膨張を吸収するための燃料交換ベロー4、原子炉圧力容
器胴部保温材5、原子炉圧力容器上鏡保温材6とを備え
ており、原子炉圧力容器胴部保温材5と原子炉容器上鏡
保温材6には金属保温材が使用されている。
原子炉圧力容器1は運転時、300℃程度の高温となる
ため、熱膨張により各部が熱移動する。
第2図は原子炉圧力容器p熱膨張により、保温材のすき
まの増加が問題となるペイスンシールスカート部分の詳
細を示すもので、常温での状態を破線、熱移動後の状態
を実線で示している。保温材目体は運転中もほとんど熱
膨張しないが、原子炉圧力容器1は温度上昇に従つて、
高さ方向に HXaXJT 半径方向に RXα×ΔT ただし H・・・原子炉圧力容器高さ R・・・原子炉圧力容器半径 α・・・原子炉圧力容器材熱膨張率 ΔT・・・原子炉圧力容器上昇温度 だけ熱移動する。
そこでベイスンシールスカート部分の保温材は、例えば
ベイスンシールスカート3に直接取)付ける構造とすれ
ばすきまがなくなジ、熱漏洩はなくなるが、ベイスンシ
ールスカート3が熱移動することから、ベイスンシール
スカートと保温材は接続をさけなければならず、しかも
ベイスンシールスカート3が半径、高さ両方向に熱移動
するため、ずきまの発生を防ぐ購造とすることがむずか
しい。
このため従来構造では、常温ですきまσが微少としても
、熱彰張により大きなすきまが生じ、例えば原子炉圧力
容器1の第2図中A点は出力1100MWe級の場合、
半径方向12〜13關,高さ方向59〜60mm程度移
動することになク、このすきまからの熱風の漏洩が避ら
れなかつた。なお第2図のA点は、熱移動によ′!)N
点に移るが、このA−Nの移動軌跡の傾斜角βは言い換
えれば、A点の熱移動軌跡の傾斜角βはA点の高さ半径
の比によることになる。
本発明の目的は被保温構造物の熱膨張によるすきまの発
生、増大を防止しうる金属保温材による熱漏洩防止装置
を提供することにある。
そして本発明の特徴は金属保温材で形成された固定保温
材と可動保温材とを備え、前記固定保温材は被保温物の
外側の任意位置に固定されかつ可動保温材と対峙する部
分に、被保温構造物の略高さ比の傾斜面を有してお9、
前記可動保温材は半径前記傾斜面に沿う形状に形成され
かつ被保温構造物に固着された部材に取9付けられてい
るところに存し、この構成によシ原子炉圧力容器等の被
保温構造物の熱膨張によるすきまの発生、増大を防止し
うる金属保温材による熱漏洩防止装置を得たものである
。
以下本発明を図面に基づいて説明する。
第3図は本発明を原子炉圧力容器に適用した一実施例を
示すもので、原子炉圧力容器1の周クにはベイスンシー
ルスカート3,原子炉圧力容器1とベイスンシールスカ
ート3の熱膨張を吸収するための熱料交換ペロ一4,原
子炉圧力容器胴部保温材たる固定保温材7および可動保
温材8とが配備されている。
前記固定保温材7は金属保温材で形成され、被保温構造
物たる前記原子炉圧力容器1の外側に一定の間隔を存し
て位置固定されている。
また固定保温材7の上端部たる可動保温たる可動保温材
8に対峙する部分には、上方に向うに従い直径を漸増す
る傾斜面9が設けられており、該傾斜面9はベイスンシ
ールスカートBの内端部のA点の熱移動軌跡と平行に形
成されている。すなわち前記A点は原子炉圧力容器1が
第3図に破線で示される常温での形態から温度上昇につ
れて実線で示される形態に熱膨張し、ベイスンシールス
カート3が同じく破線で示される形態から実線で示され
る形態に熱.移動するに伴い、前記A点が八点に熱移動
する。
而して前述の第2図について説明した通D、前記A点は
原子炉圧力容器高さH,同半径Rの比でA−Nの直線的
軌跡を描いて熱移動するので、固定保温材7の傾斜面9
は前記A点の熱移動軌跡の傾斜角βに合せて形成されて
いる。
一方可動保温材8は金属保温材で形成され、前記ベイス
ンシールスカート3の下面に固着され、該ベィスンシー
ルシカート3が熱移動するに追従して移動しうるように
取り付けられている。
また可動保温材8における固定保温材7の傾斜面9に対
向する面は、前記傾斜面9と同じ傾斜角βの傾斜面10
に形成されている。前記固定保温材7の傾斜面9と、可
動保温材8の傾斜面10とは互いに接触するように形成
してもよいが、熱移動軌跡の誤差を考慮し、両傾斜面9
,10間に10m1程度のギヤツブGを設けておくのか
安全である。
なおこのギヤツプGをさらに微少にしたいときは、実際
に熱移動軌跡を記録し、これに従つて傾斜角βを決定す
ることによジ、2〜5m1程度にすることも可能である
。前述構成の熱漏洩防止装置においては、原子炉圧力容
器1の温度上昇に伴うベイスンシールスカート3の熱移
動に追従して可動保温材8が移動し、その際可動保温材
8の傾斜面10が固定保温材7の傾斜面9に沿つて移動
するため、両傾斜面9,10間に最初に設定されたギヤ
ツプGが維持される,ので、固定保温材7とベイスンシ
ールヌG2ト3に取9付けられた可動保温材8間θすき
まの、原子炉圧力容器1の熱膨張による増大が防止され
、該すきまからの熱風の漏洩が最少限に抑制される。
なお本発明は図示実施例の原子炉圧力容器1とその周辺
部材の保温措置に限らず、被保温構造物一般に適用でき
るものである。本発明は以上説明した構成、作用のもの
であつて、本発明によれば被保温構造物の熱膨張に追従
して熱移動する部材と保温材間のすきまの発生6増大を
防止できるので、かかるすきまからの熱風の漏洩を防ぎ
うる結果、保温効率を著しく向上させうる効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の原子炉圧力容器周)の各部材と保温材の
取9回しの説明図、第2図は同ベイスンシールスカート
と保温材0一部拡大断面図、第3図は本発明を原子炉圧
力容器周Dの保温に適用した一実施例の拡大断面図であ
る。 1・・・・・・被保温構造物たる原子炉圧力容器、3・
・・・・・熱移動する部材たるベイスンシールスカート
、7・・・・・・金属保温材で形成された固定保温材、
8・・・同可動保温材、9・・・・・・固定保温材の傾
斜面、10・・・・・・可動保温材の傾斜面、β・・・
・・・傾斜面の傾斜角、H・・・・・・被保温構造物の
高さ、R・・・・・・同半径。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 金属保温材で形成された固定保温材と可動保温材と
    を備え、前記固定保温材は被保温構造物の外側の任意位
    置に固定されかつ可動保温材と対峙する部分に、被保温
    構造物の略(高さ)/(半径)比の傾斜面を有しており
    、前記可動保温材は前記傾斜面に沿う形状に形成されか
    つ被保温構造物に固着された部材に取り付けられている
    ことを特徴とする金属保温材による熱漏洩防止装置。
JP55006824A 1980-01-25 1980-01-25 金属保温材による熱漏洩防止装置 Expired JPS5945957B2 (ja)

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JP55006824A JPS5945957B2 (ja) 1980-01-25 1980-01-25 金属保温材による熱漏洩防止装置

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JP55006824A JPS5945957B2 (ja) 1980-01-25 1980-01-25 金属保温材による熱漏洩防止装置

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Publication Number Publication Date
JPS56104287A JPS56104287A (en) 1981-08-19
JPS5945957B2 true JPS5945957B2 (ja) 1984-11-09

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ID=11648961

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JP55006824A Expired JPS5945957B2 (ja) 1980-01-25 1980-01-25 金属保温材による熱漏洩防止装置

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JPS5868556A (ja) * 1981-10-21 1983-04-23 Hitachi Ltd 保温熱漏洩防止装置

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JPS56104287A (en) 1981-08-19

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