JP2001289988A - 原子炉圧力容器の支持装置および原子炉 - Google Patents
原子炉圧力容器の支持装置および原子炉Info
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- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 原子炉圧力容器の支持装置の部品点数を削減
し、現地での据付け作業を容易にし、運転中の原子炉圧
力容器の熱膨張を拘束しないで吸収し、運転中および停
止状態の原子炉圧力容器の耐震性を一定に確保し、地震
時の水平力を十分に支持できる原子炉圧力容器の支持装
置を提供する。 【解決手段】 原子炉圧力容器１の外面にブラケット１
１を固定し、ブラケット１１にサポート１２を固定す
る。原子炉遮蔽壁２にサポート１６を固定する。サポー
ト１３とサポート１２とを噛み合わせた後に、シム２１
により、サポート１２の斜面１９とサポート１３の斜面
２０との面間のギャップ２２を確保するように、サポー
ト１３を取付ける。原子炉圧力容器１側のサポート１２
の斜面１９および原子炉遮蔽壁２側のサポート１３の斜
面２０に、原子炉圧力容器１側の直径方向および円筒軸
方向の熱膨張による変位が自在になるように勾配を形成
する。
し、現地での据付け作業を容易にし、運転中の原子炉圧
力容器の熱膨張を拘束しないで吸収し、運転中および停
止状態の原子炉圧力容器の耐震性を一定に確保し、地震
時の水平力を十分に支持できる原子炉圧力容器の支持装
置を提供する。 【解決手段】 原子炉圧力容器１の外面にブラケット１
１を固定し、ブラケット１１にサポート１２を固定す
る。原子炉遮蔽壁２にサポート１６を固定する。サポー
ト１３とサポート１２とを噛み合わせた後に、シム２１
により、サポート１２の斜面１９とサポート１３の斜面
２０との面間のギャップ２２を確保するように、サポー
ト１３を取付ける。原子炉圧力容器１側のサポート１２
の斜面１９および原子炉遮蔽壁２側のサポート１３の斜
面２０に、原子炉圧力容器１側の直径方向および円筒軸
方向の熱膨張による変位が自在になるように勾配を形成
する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉圧力容器の
支持装置およびこの支持装置を採用した原子炉に係り、
特に、運転時の熱膨張を拘束しないで吸収する一方、地
震時には地震の水平力を吸収する制振機構に関する。
支持装置およびこの支持装置を採用した原子炉に係り、
特に、運転時の熱膨張を拘束しないで吸収する一方、地
震時には地震の水平力を吸収する制振機構に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉圧力容器１は、核燃料を装架した
炉心を収容する円筒容器であり、図８に示すように、原
子炉格納容器７内のペデスタル原子炉本体基礎８上に立
てて設置される。
炉心を収容する円筒容器であり、図８に示すように、原
子炉格納容器７内のペデスタル原子炉本体基礎８上に立
てて設置される。
【０００３】原子炉格納容器７は、コンクリート製の生
体遮蔽壁６で覆われて、原子炉建家基礎９上に設置され
る。原子炉圧力容器１の周りに設置された原子炉遮蔽壁
２の上端では、トッププレート４が原子炉格納容器７の
内面と連結され、剛性を確保している。
体遮蔽壁６で覆われて、原子炉建家基礎９上に設置され
る。原子炉圧力容器１の周りに設置された原子炉遮蔽壁
２の上端では、トッププレート４が原子炉格納容器７の
内面と連結され、剛性を確保している。
【０００４】従来の原子炉圧力容器１の支持装置は、図
９および図１０に示すように、原子炉圧力容器１の外周
に沿って設けられた複数のスタビライザ(制振装置)５で
構成されている。各スタビライザ５は、ブラケット５
Ａ，５Ｂ，５Ｃと、ロッド５Ｄと、ナット５Ｅと、スリ
ーブ５Ｆと、ワッシャ５Ｇと、ヨーク５Ｈと、皿ばね５
Ｊとからなる。スタビライザ５は、原子炉圧力容器１の
外周の等間隔位置に複数個備えられて、あらゆる方向の
地震に対処できるとされている。
９および図１０に示すように、原子炉圧力容器１の外周
に沿って設けられた複数のスタビライザ(制振装置)５で
構成されている。各スタビライザ５は、ブラケット５
Ａ，５Ｂ，５Ｃと、ロッド５Ｄと、ナット５Ｅと、スリ
ーブ５Ｆと、ワッシャ５Ｇと、ヨーク５Ｈと、皿ばね５
Ｊとからなる。スタビライザ５は、原子炉圧力容器１の
外周の等間隔位置に複数個備えられて、あらゆる方向の
地震に対処できるとされている。
【０００５】ブラケット５Ｃは、原子炉遮蔽壁２のトッ
ププレート４上に固定したソールプレート４Ａに溶着さ
れ、原子炉圧力容器１の外面に突出させて設けたスタビ
ライザブラケット３を挟み込み、周方向に積層した皿ば
ね５Ｊを介してスタビライザブラケット３を締め付け、
地震時に、原子炉圧力容器１の水平振動を抑制する。
ププレート４上に固定したソールプレート４Ａに溶着さ
れ、原子炉圧力容器１の外面に突出させて設けたスタビ
ライザブラケット３を挟み込み、周方向に積層した皿ば
ね５Ｊを介してスタビライザブラケット３を締め付け、
地震時に、原子炉圧力容器１の水平振動を抑制する。
【０００６】二つのブラケット５Ｂは、ブラケット５Ｃ
の下端面に対向して溶着され、二つのブラケット５Ａ
は、二つのブラケット５Ｂ間の両端に溶着される。二つ
のブラケット５Ａの間には、ヨーク５Ｈが配置され、ス
タビライザブラケット３を挿し通す孔を形成してある。
ブラケット５Ａとスリーブ５Ｆとの間には、二つのワツ
シヤ５Ｇを介して、複数の皿ばね５Ｊが積層して収納さ
れている。
の下端面に対向して溶着され、二つのブラケット５Ａ
は、二つのブラケット５Ｂ間の両端に溶着される。二つ
のブラケット５Ａの間には、ヨーク５Ｈが配置され、ス
タビライザブラケット３を挿し通す孔を形成してある。
ブラケット５Ａとスリーブ５Ｆとの間には、二つのワツ
シヤ５Ｇを介して、複数の皿ばね５Ｊが積層して収納さ
れている。
【０００７】このような構成のスタビライザ５は、図１
１に力学的モデルとして模式的に示すように、矢印で表
現した地震時の水平振動をばね３５の制振機構により抑
制する。
１に力学的モデルとして模式的に示すように、矢印で表
現した地震時の水平振動をばね３５の制振機構により抑
制する。
【０００８】特開昭59−075188号公報は、図１２および
図１３に示すように、原子炉遮蔽壁２の内面と原子炉圧
力容器１の外面との間に、制振機構として複数のラバー
ベアリング３６を設けた構成を記載している。ラバーベ
アリング３６は、金属板３８と硬質ゴム３７とを交互に
積層し、その一端をソールプレート４０に溶着した構造
である。原子炉圧力容器１の外面と原子炉遮蔽壁２の内
面との間には、ギャップ４３があり、このギャップ４３
内において、原子炉遮蔽壁２の内面上部に台座３９を突
出させて設け、台座３９にソールプレート４０を固定し
てある。ラバーベアリング３６は、その積層構造の方向
が、原子炉圧力容器１の直径方向の外方に向き、先端面
４２が原子炉圧力容器１の外面に僅かなギャップ４４を
介して対向している。
図１３に示すように、原子炉遮蔽壁２の内面と原子炉圧
力容器１の外面との間に、制振機構として複数のラバー
ベアリング３６を設けた構成を記載している。ラバーベ
アリング３６は、金属板３８と硬質ゴム３７とを交互に
積層し、その一端をソールプレート４０に溶着した構造
である。原子炉圧力容器１の外面と原子炉遮蔽壁２の内
面との間には、ギャップ４３があり、このギャップ４３
内において、原子炉遮蔽壁２の内面上部に台座３９を突
出させて設け、台座３９にソールプレート４０を固定し
てある。ラバーベアリング３６は、その積層構造の方向
が、原子炉圧力容器１の直径方向の外方に向き、先端面
４２が原子炉圧力容器１の外面に僅かなギャップ４４を
介して対向している。
【０００９】ラバーベアリング３６は、原子炉圧力容器
１の周方向に等間隔に複数個配置され、原子炉圧力容器
１の耐震支持装置となっている。このような構成の耐震
支持装置のラバーベアリング３６は、図１４に力学的モ
デルとして模式的に示すように、ばね４５に相当する。
１の周方向に等間隔に複数個配置され、原子炉圧力容器
１の耐震支持装置となっている。このような構成の耐震
支持装置のラバーベアリング３６は、図１４に力学的モ
デルとして模式的に示すように、ばね４５に相当する。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】しかし、上記従来技術
においては、スタビライザを構成する部品の形状および
数が多い。また、スタビライザブラケットを挟む構造を
採用しているので、スタビライザおよびその周辺の部品
が大型となっている。したがって、現地での据付け作業
が複雑となる。スタビライザブラケットに印加された荷
重は、モーメントとして作用し、高応力を発生するおそ
れがあるが、スタビライザブラケット等の強度に関して
十分な配慮がなされているとはいえなかった。
においては、スタビライザを構成する部品の形状および
数が多い。また、スタビライザブラケットを挟む構造を
採用しているので、スタビライザおよびその周辺の部品
が大型となっている。したがって、現地での据付け作業
が複雑となる。スタビライザブラケットに印加された荷
重は、モーメントとして作用し、高応力を発生するおそ
れがあるが、スタビライザブラケット等の強度に関して
十分な配慮がなされているとはいえなかった。
【００１１】一方、制振機構として複数のラバーベアリ
ングを設けた構造を採用した場合、原子炉圧力容器が運
転中と停止状態とでは、熱膨張により、原子炉圧力容器
の外面とラバーベアリングの先端面とのギャップが異な
ることになる。すなわち、運転中のギャップは、停止状
態のギャップより小さくなり、停止状態から運転中とな
り再び停止状態に戻るまでの全期間を通じて、一定のギ
ャップを保持できず、耐震性を一定に確保することが困
難であった。
ングを設けた構造を採用した場合、原子炉圧力容器が運
転中と停止状態とでは、熱膨張により、原子炉圧力容器
の外面とラバーベアリングの先端面とのギャップが異な
ることになる。すなわち、運転中のギャップは、停止状
態のギャップより小さくなり、停止状態から運転中とな
り再び停止状態に戻るまでの全期間を通じて、一定のギ
ャップを保持できず、耐震性を一定に確保することが困
難であった。
【００１２】本発明の目的は、原子炉圧力容器の支持装
置の部品点数を削減し、現地での据付け作業を容易に
し、運転中の原子炉圧力容器の熱膨張を拘束しないで吸
収し、運転中および停止状態の原子炉圧力容器の耐震性
を一定に確保し、地震時の水平力を十分に支持できる原
子炉圧力容器の支持装置およびこの支持装置を採用した
原子炉を提供することである。
置の部品点数を削減し、現地での据付け作業を容易に
し、運転中の原子炉圧力容器の熱膨張を拘束しないで吸
収し、運転中および停止状態の原子炉圧力容器の耐震性
を一定に確保し、地震時の水平力を十分に支持できる原
子炉圧力容器の支持装置およびこの支持装置を採用した
原子炉を提供することである。
【００１３】
【課題を解決するための手段】本発明は、上記目的を達
成するために、原子炉圧力容器と原子炉圧力容器の周囲
を覆う原子炉遮蔽壁との間に周方向に所定間隔で配置さ
れた複数の制振機構からなる原子炉圧力容器の支持装置
において、各制振機構が、原子炉圧力容器の直径方向の
圧縮力に対する制振機能を有する弾性体サポートを原子
炉圧力容器側および原子炉遮蔽壁側に分割して備え、所
定のギャップを介して対向する原子炉圧力容器側サポー
トの面および原子炉遮蔽壁側サポートの面が、原子炉圧
力容器の熱膨張による直径方向の変位△Ｒと円筒軸方向
の変位△Ｖとの比△Ｒ／△Ｖに等しい勾配Ｂをもつ斜面
に形成されている原子炉圧力容器の支持装置を提案す
る。
成するために、原子炉圧力容器と原子炉圧力容器の周囲
を覆う原子炉遮蔽壁との間に周方向に所定間隔で配置さ
れた複数の制振機構からなる原子炉圧力容器の支持装置
において、各制振機構が、原子炉圧力容器の直径方向の
圧縮力に対する制振機能を有する弾性体サポートを原子
炉圧力容器側および原子炉遮蔽壁側に分割して備え、所
定のギャップを介して対向する原子炉圧力容器側サポー
トの面および原子炉遮蔽壁側サポートの面が、原子炉圧
力容器の熱膨張による直径方向の変位△Ｒと円筒軸方向
の変位△Ｖとの比△Ｒ／△Ｖに等しい勾配Ｂをもつ斜面
に形成されている原子炉圧力容器の支持装置を提案す
る。
【００１４】前記各制振機構は、両斜面をあり形ほぞの
先端およびあり形溝の底面とするあり形構造に形成さ
れ、あり形の接触面で原子炉圧力容器の直径方向の引っ
張り力を支持することが望ましい。
先端およびあり形溝の底面とするあり形構造に形成さ
れ、あり形の接触面で原子炉圧力容器の直径方向の引っ
張り力を支持することが望ましい。
【００１５】本発明は、さらに、いずれかの原子炉圧力
容器の支持装置を原子炉遮蔽壁上端付近の周方向に所定
間隔でかつ直径方向に対向するように複数個配置した原
子炉を提案する。
容器の支持装置を原子炉遮蔽壁上端付近の周方向に所定
間隔でかつ直径方向に対向するように複数個配置した原
子炉を提案する。
【００１６】
【発明の実施の形態】次に、図１〜図７を参照して、本
発明による原子炉圧力容器の支持装置の実施形態を説明
する。
発明による原子炉圧力容器の支持装置の実施形態を説明
する。
【００１７】図１は、本発明による原子炉圧力容器の支
持装置を採用した原子炉の全体構造を示す断面図であ
る。本実施形態の原子炉圧力容器１は、核燃料を装架し
た炉心を収容する円筒容器であり、原子炉格納容器７内
のペデスタル原子炉本体基礎８上に立てて設置される。
持装置を採用した原子炉の全体構造を示す断面図であ
る。本実施形態の原子炉圧力容器１は、核燃料を装架し
た炉心を収容する円筒容器であり、原子炉格納容器７内
のペデスタル原子炉本体基礎８上に立てて設置される。
【００１８】原子炉格納容器７は、コンクリート製の生
体遮蔽壁６で覆われて、原子炉建家基礎９上に設置され
る。原子炉圧力容器１の周りに設置された原子炉遮蔽壁
２の上端では、トッププレート４が原子炉格納容器７の
内面と連結され、剛性を確保している。
体遮蔽壁６で覆われて、原子炉建家基礎９上に設置され
る。原子炉圧力容器１の周りに設置された原子炉遮蔽壁
２の上端では、トッププレート４が原子炉格納容器７の
内面と連結され、剛性を確保している。
【００１９】本実施形態の原子炉圧力容器の支持装置に
おいては、原子炉圧力容器１の外面と原子炉遮蔽壁２の
内面との間に、周方向に所定の間隔で介在させた複数の
制振機構１０からなる。
おいては、原子炉圧力容器１の外面と原子炉遮蔽壁２の
内面との間に、周方向に所定の間隔で介在させた複数の
制振機構１０からなる。
【００２０】図２は、制振機構１０の構造を示す平断面
図、図３は、図２のＡ−Ａ断面に沿った制振機構１０の
構造を示す図である。各制振機構１０は、所定のばね定
数を有するサポート１２およびサポート１３の主要部品
と、これらのサポート１２，１３を取付けるブラケット
１１と、サポート１６と、取付けボルト１４とを含んで
いる。
図、図３は、図２のＡ−Ａ断面に沿った制振機構１０の
構造を示す図である。各制振機構１０は、所定のばね定
数を有するサポート１２およびサポート１３の主要部品
と、これらのサポート１２，１３を取付けるブラケット
１１と、サポート１６と、取付けボルト１４とを含んで
いる。
【００２１】サポート１２およびサポート１３は、それ
ぞれ皿ばねやラバーベアリングなどを採用して、圧縮力
に対する制振機能を発揮する弾性体を含んでいる。
ぞれ皿ばねやラバーベアリングなどを採用して、圧縮力
に対する制振機能を発揮する弾性体を含んでいる。
【００２２】原子炉圧力容器１の外面にブラケット１１
を固定し、取付けボルト１４でブラケット１１にサポー
ト１２を固定する。原子炉遮蔽壁２側では、取付けボル
ト１７およびナット１８で原子炉遮蔽壁２にサポート１
６を固定する。サポート１３とサポート１２とを噛み合
わせた後、シム２１により、サポート１２の斜面１９と
サポート１３の斜面２０との間に所定のギャップ２２を
確保するように、取付けボルト１５でサポート１６にサ
ポート１３を取付ける。
を固定し、取付けボルト１４でブラケット１１にサポー
ト１２を固定する。原子炉遮蔽壁２側では、取付けボル
ト１７およびナット１８で原子炉遮蔽壁２にサポート１
６を固定する。サポート１３とサポート１２とを噛み合
わせた後、シム２１により、サポート１２の斜面１９と
サポート１３の斜面２０との間に所定のギャップ２２を
確保するように、取付けボルト１５でサポート１６にサ
ポート１３を取付ける。
【００２３】原子炉圧力容器１側のサポート１２の斜面
１９および原子炉遮蔽壁２側のサポート１３の斜面２０
には、原子炉圧力容器１側の直径方向および円筒軸方向
の熱膨張による変位が自在になるように、直径方向の変
位△Ｒと円筒軸方向の変位△Ｖとの比△Ｒ／△Ｖに等し
い勾配Ｂを形成し、所定のばね定数を備えたものとす
る。接触面２３Ａ，２３Ｂは、いわゆるあり形構造の接
触面となっており、サポート１２，１３を引っ張り方向
の水平力が印加されたときに、その水平力への耐震機能
を果たす。
１９および原子炉遮蔽壁２側のサポート１３の斜面２０
には、原子炉圧力容器１側の直径方向および円筒軸方向
の熱膨張による変位が自在になるように、直径方向の変
位△Ｒと円筒軸方向の変位△Ｖとの比△Ｒ／△Ｖに等し
い勾配Ｂを形成し、所定のばね定数を備えたものとす
る。接触面２３Ａ，２３Ｂは、いわゆるあり形構造の接
触面となっており、サポート１２，１３を引っ張り方向
の水平力が印加されたときに、その水平力への耐震機能
を果たす。
【００２４】図４は、原子炉圧力容器１が熱膨張する前
のサポート１２とサポート１３との位置関係を示す図、
図５は、原子炉圧力容器１が熱膨張した状態のサポート
１２とサポート１３との位置関係を示す図である。
のサポート１２とサポート１３との位置関係を示す図、
図５は、原子炉圧力容器１が熱膨張した状態のサポート
１２とサポート１３との位置関係を示す図である。
【００２５】本実施形態の熱膨張に対処する動作を説明
する。原子炉が、停止状態から運転に入ると、熱膨張に
より、原子炉圧力容器１が直径方向および円筒軸方向に
伸びる。本実施形態においては、ギャップ２２を形成し
てあるので、サポート１２は、予め設定してある勾配Ｂ
に沿って、図４に示した状態から図５に示した状態に移
行する。したがって、制振機構は、据付け時から運転中
を通して、常に原子炉圧力容器１の熱膨張を拘束するこ
となく、自由な変位を許容することになる。
する。原子炉が、停止状態から運転に入ると、熱膨張に
より、原子炉圧力容器１が直径方向および円筒軸方向に
伸びる。本実施形態においては、ギャップ２２を形成し
てあるので、サポート１２は、予め設定してある勾配Ｂ
に沿って、図４に示した状態から図５に示した状態に移
行する。したがって、制振機構は、据付け時から運転中
を通して、常に原子炉圧力容器１の熱膨張を拘束するこ
となく、自由な変位を許容することになる。
【００２６】図６は、本実施形態における原子炉圧力容
器１の支持装置の構造を簡素化して示す図である。実線
は、原子炉圧力容器１の据付け時または停止時の状態を
示しており、破線は、運転時の状態を示している。本実
施形態においては、熱膨張による荷重が、複数の制振機
構からなる支持装置には作用しないので、支持装置の強
度や健全性は、全く影響を受けない。
器１の支持装置の構造を簡素化して示す図である。実線
は、原子炉圧力容器１の据付け時または停止時の状態を
示しており、破線は、運転時の状態を示している。本実
施形態においては、熱膨張による荷重が、複数の制振機
構からなる支持装置には作用しないので、支持装置の強
度や健全性は、全く影響を受けない。
【００２７】次に、本実施形態の地震に対処する動作を
説明する。地震時、原子炉圧力容器１に急激な水平荷重
が作用して、原子炉圧力容器１が水平方向で左側に移動
した場合に、その移動荷重は、ブラケット１１を介して
サポート１２に伝わり、サポート１２の斜面１９がサポ
ート１３の斜面２０に接して荷重を吸収し、制振機構１
０が、耐震機能を発揮する。
説明する。地震時、原子炉圧力容器１に急激な水平荷重
が作用して、原子炉圧力容器１が水平方向で左側に移動
した場合に、その移動荷重は、ブラケット１１を介して
サポート１２に伝わり、サポート１２の斜面１９がサポ
ート１３の斜面２０に接して荷重を吸収し、制振機構１
０が、耐震機能を発揮する。
【００２８】図７は、制振機構１０の設置状況を力学的
モデルとして示す模式図である。一つの制振機構１０の
サポート１２の斜面１９がサポート１３の斜面２０に接
して荷重を吸収している時、原子炉圧力容器１の直径方
向で反対側に設置された制振機構１０においては、地震
時の荷重がサポート１２，サポート１３のあり形構造の
接触面２３Ａ，２３Ｂに引っ張り力として作用するの
で、この反対側の制振機構１０も耐震機能を発揮する。
モデルとして示す模式図である。一つの制振機構１０の
サポート１２の斜面１９がサポート１３の斜面２０に接
して荷重を吸収している時、原子炉圧力容器１の直径方
向で反対側に設置された制振機構１０においては、地震
時の荷重がサポート１２，サポート１３のあり形構造の
接触面２３Ａ，２３Ｂに引っ張り力として作用するの
で、この反対側の制振機構１０も耐震機能を発揮する。
【００２９】本実施形態によれば、制振機構のサポート
部の対向面を勾配構造にしたことにより、直径方向およ
び円筒軸方向の原子炉圧力容器の熱膨張が変位自在とな
る。
部の対向面を勾配構造にしたことにより、直径方向およ
び円筒軸方向の原子炉圧力容器の熱膨張が変位自在とな
る。
【００３０】また、原子炉圧力容器の停止から運転の全
期間を通じて、斜面サポート部のギャップを一定に維持
できるので、停止状態および運転中のいずれにおいて
も、原子炉圧力容器の耐震性を確保でき、信頼性を高め
られる。
期間を通じて、斜面サポート部のギャップを一定に維持
できるので、停止状態および運転中のいずれにおいて
も、原子炉圧力容器の耐震性を確保でき、信頼性を高め
られる。
【００３１】さらに、従来よりも制振機構の構造を小型
化して簡素化でき、原子炉圧力容器１と原子炉遮蔽壁２
との間の限定されたスペースにおいても、供用期間中の
検査や定期検査時の作業をし易くなる。
化して簡素化でき、原子炉圧力容器１と原子炉遮蔽壁２
との間の限定されたスペースにおいても、供用期間中の
検査や定期検査時の作業をし易くなる。
【００３２】
【発明の効果】本発明によれば、制振機構のサポート部
の対向面を勾配にしたことにより、直径方向および円筒
軸方向の熱膨張が変位自在となる。また、従来技術と比
較して制振機構を小型化し簡素化しながら、停止時およ
び運転中の原子炉圧力容器の耐震性を確保でき、信頼性
を高められる。さらに、供用期間中の検査の作業や定期
検査時の作業をし易くなる。
の対向面を勾配にしたことにより、直径方向および円筒
軸方向の熱膨張が変位自在となる。また、従来技術と比
較して制振機構を小型化し簡素化しながら、停止時およ
び運転中の原子炉圧力容器の耐震性を確保でき、信頼性
を高められる。さらに、供用期間中の検査の作業や定期
検査時の作業をし易くなる。
【図１】本発明による原子炉圧力容器の支持装置を採用
した原子炉の全体構造を示す断面図である。
した原子炉の全体構造を示す断面図である。
【図２】図１の実施形態における制振機構１０の構造を
示す平断面図である。
示す平断面図である。
【図３】図２のＡ−Ａ断面に沿った制振機構１０の構造
を示す図である。
を示す図である。
【図４】原子炉圧力容器１が熱膨張する前のサポート１
２とサポート１３との位置関係を示す図である。
２とサポート１３との位置関係を示す図である。
【図５】原子炉圧力容器１が熱膨張した状態のサポート
１２とサポート１３との位置関係を示す図である。
１２とサポート１３との位置関係を示す図である。
【図６】本実施形態における原子炉圧力容器１の支持装
置の構造を簡素化して示す図である。
置の構造を簡素化して示す図である。
【図７】制振機構１０の設置状況を力学的モデルとして
示す模式図である。
示す模式図である。
【図８】従来の原子炉圧力容器の支持装置を採用した原
子炉の全体構造を示す断面図である。
子炉の全体構造を示す断面図である。
【図９】図８のＣ−Ｃ断面に沿った制振機構の構造を示
す図である。
す図である。
【図１０】図９Ｄ部の制振機構の構造を拡大して示す図
である。
である。
【図１１】図９の制振機構を力学的モデルとして模式的
に示す図である。
に示す図である。
【図１２】ラバーベアリングを採用した従来の原子炉の
全体構造を示す断面図である。
全体構造を示す断面図である。
【図１３】図１２Ｆ部の制振機構の構造を拡大して示す
図である。
図である。
【図１４】ラバーベアリング３６の設置状況を力学的モ
デルとして示す模式図である。
デルとして示す模式図である。
１ 原子炉圧力容器 ２ 原子炉遮蔽壁 ３ スタビライザ・ブラケット ４ トッププレート ５ スタビライザ ６ 生体遮蔽壁 ７ 原子炉格納容器 ８ 原子炉本体基礎 ９ 原子炉建家基礎 １０ 制振機構 ５Ａ ブラケット ５Ｂ ブラケット ５Ｃ ブラケット ５Ｄ ロッド ５Ｅ ナット ５Ｆ スリーブ ５Ｇ ワッシャ ５Ｈ ヨーク ５Ｊ 皿ばね ６ 生体遮蔽壁 ７ 原子炉格納容器 ８ 原子炉本体基礎 ９ 原子炉建家基礎 １０ 制振機構 １１ ブラケット １２ サポート １３ サポート １４ 取付けボルト １５ 取付けボルト １６ サポート １７ 取付けボルト １８ ナット １９ 斜面 ２０ 斜面 ２１ シム ２２ ギャップ ２３Ａ 接触面 ２３Ｂ 接触面 ２４ ばね ２５ ばね ３５ ばね ３６ ラバーベアリング ３７ 硬質ゴム ３８ 金属板 ３９ 台座 ４０ ソールプレート ４１ 取付けボルト ４３ ギャップ ４４ ギャップ ４５ ばね
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器の
周囲を覆う原子炉遮蔽壁との間に周方向に所定間隔で配
置された複数の制振機構からなる原子炉圧力容器の支持
装置において、 前記各制振機構が、前記原子炉圧力容器の直径方向の圧
縮力に対する制振機能を有する弾性体サポートを原子炉
圧力容器側および原子炉遮蔽壁側に分割して備え、 所定のギャップを介して対向する前記原子炉圧力容器側
サポートの面および原子炉遮蔽壁側サポートの面が、前
記原子炉圧力容器の熱膨張による直径方向の変位△Ｒと
円筒軸方向の変位△Ｖとの比△Ｒ／△Ｖに等しい勾配Ｂ
をもつ斜面に形成されていることを特徴とする原子炉圧
力容器の支持装置。 - 【請求項２】 請求項１に記載の原子炉圧力容器の支持
装置において、 前記各制振機構が、前記両斜面をあり形ほぞの先端およ
びあり形溝の底面とするあり形構造に形成され、 前記あり形の接触面で前記原子炉圧力容器の直径方向の
引っ張り力を支持することを特徴とする原子炉圧力容器
の支持装置。 - 【請求項３】 請求項１または２に記載の原子炉圧力容
器の支持装置を前記原子炉遮蔽壁上端付近の周方向に所
定間隔でかつ直径方向に対向するように複数個配置した
原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000102991A JP2001289988A (ja) | 2000-04-05 | 2000-04-05 | 原子炉圧力容器の支持装置および原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000102991A JP2001289988A (ja) | 2000-04-05 | 2000-04-05 | 原子炉圧力容器の支持装置および原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001289988A true JP2001289988A (ja) | 2001-10-19 |
Family
ID=18616764
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000102991A Pending JP2001289988A (ja) | 2000-04-05 | 2000-04-05 | 原子炉圧力容器の支持装置および原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2001289988A (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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-
2000
- 2000-04-05 JP JP2000102991A patent/JP2001289988A/ja active Pending
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