JP2004333195A - 原子炉圧力容器の支持装置 - Google Patents

Abstract

【課題】部品点数が少なく、簡単な構造で小型化でき、ＲＰＶの運転時における径方向及び軸方向の熱膨張が吸収できる原子炉圧力容器の支持装置を提供する。
【解決手段】原子炉遮蔽壁２側に固着されたベースサポート１０と、ベースサポート１０の先端部に連結された調整サポート１１と、調整サポートの先端部に連結された遮蔽壁側斜面サポート１２を有し、原子炉圧力容器１側に遮蔽壁側斜面サポート１２と対向する容器側斜面サポート１３が設けられ、遮蔽壁側斜面サポート１２と容器側斜面サポート１３の互いの対向面が、原子炉圧力容器１の軸方向に沿って傾斜した斜面１４，１５となっており、両斜面１４，１５の間に所定のギャップＹが設けられている。
【選択図】 図３

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は，原子力発電所に設置される原子炉圧力容器の支持装置係り、特に熱膨張を拘束しないで吸収し、かつ地震時の水平力を吸収するのに好適な原子炉圧力容器の支持装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと略す。）の支持装置を図５に示す。ＲＰＶ１は内部に核燃料を内蔵した炉心部を収容する容器で、原子炉格納容器７内のペデスタル原子炉本体基礎８上に中空円筒を縦に立てた形で設置される。
【０００３】
原子炉格納容器７は、コンクリート壁で形成された生体遮蔽壁６で覆われて、原子炉建家基礎９上に設置される。ＲＰＶ１の周囲に原子炉遮蔽壁２が形成され、原子炉遮蔽壁２の上端に設けられたトッププレート４が原子炉格納容器７の内面と連結して剛性を確保している。
【０００４】
ＲＰＶ１の耐震支持装置として、図６に示すようにスタビライザ（制振機構）４０がＲＰＶ１の外周に沿って等間隔に複数設けられている。
【０００５】
スタビライザ４０は、トッププレート４上に固定したソールプレート４１と、その上に重ねて溶着されたブラケット４２と、ブラケット４２に対向するように設けられた２つのブラケット４３と、その２つのブラケット４３の内側に所定の間隔をおいて配置されて、ブラケット４３に溶着された２つのブラケット４４を有している。
【０００６】
このブラケット４４の間に、ヨーク４５が両ブラケット４４と若干の隙間をおいて挿入されている。ヨーク４５の中央部に挿通穴４７が形成され、ＲＰＶ１から突出されたスタビライザブラケット４６の先端部が挿通されている。
【０００７】
２本のロッド４８が前記ブラケット４４の外側からヨーク４５側に向けて挿入され、各ロッド４８の先端部が前記ヨーク４５の両端部に螺着されることにより、２本のロッド４８がヨーク４５と一体に連結されている。
【０００８】
ロッド４８の途中位置に挿通された環体４９とブラケット４４の間には皿ばね５０とワッシャー５１が介在されている。ロッド４８に螺着したナット５２を適度に締め付けることにより、スタビライザ４０を介してＲＰＶ１が原子炉遮蔽壁２に保持され、地震時にＲＰＶ１の水平振動を抑制している。このスタビライザ５は図６に示すように、ＲＰＶ１の外周に等間隔に配置され、あらゆる水平方向の地震に対処することができる。
【０００９】
地震における水平震度の制振機構を図９に簡素化して模式的に示す。図中ＲＰＶ１から突出したスタビライザブラケット４６の両側が前記皿ばね５０，５０によって支持されている。図中の矢印は地震の方向を示している。
【００１０】
また、図１０〜図１３に示すように、複数のラバーベアリング（制振機構）３０を、原子炉遮蔽壁２とＲＰＶ１の間に設けた構成が下記特許文献１に開示されている。
【００１１】
ラバーベアリング３０は、硬質ゴム３１と金属板３２とを複数枚交互に積層し、その一端をソールプレート２９に溶着している。図１２に示すようにＲＰＶ１と原子炉遮蔽壁２の間に間隔３５があり、この間隔３５内において、原子炉遮蔽壁２の内面上部に台座２８を突設し、台座２８に前記ソールプレート２９が締着されている。ラバーベアリング３０は、硬質ゴム３１と金属板３２の積層方向がＲＰＶ１の径方向を向き、ラバーベアリング３０の先端面３３がＲＰＶ１の外面に僅かなギャップ３４を介して対向している。
【００１２】
このように構成されたラバーベアリング３０の複数個がＲＰＶ１の周方向に等間隔に配置され、ＲＰＶ１の耐震支持装置となっている。この耐震支持装置を図１３に簡素化して模式的に示す。図中の矢印は地震の方向を示している。
【００１３】
また、図１４と図１５に示すような制振機構が下記特許文献２に開示されている。この制振機構６０もＲＰＶ１と原子炉遮蔽壁２の間に、ＲＰＶ１の周方向に沿って等間隔に配置されている。
【００１４】
制振機構６０は、原子炉遮蔽壁２の内面にアンカーボルト６１とナット６２によりソールプレート６３を固定する。ロッド６４の一端部をソールプレート６３に固着し、そのロッド６４に複数枚の皿ばね６５を挿通・積層し、皿ばね６５を押さえるスリーブ６６を介してナット６７を螺着する。
【００１５】
このスリーブ６６にシム６８を介して遮蔽壁側斜面サポート６９を取り付ける。斜面サポート６９の外側面には図１５に示すように、ＲＰＶ１の軸方向に沿って傾斜した斜面７０が形成されている。
【００１６】
ＲＰＶ１の外面で遮蔽壁側斜面サポート６９と対向する位置に、容器側斜面サポート７２が固着され、容器側斜面サポート７２の外側面に前記斜面７０とほぼ平行な斜面７２が形成され、両サポート６９、７１の間にギャツプ７３が形成されている。
【００１７】
この制振機構６０の基本的な原理と機構は前記の図１０〜図１３に示す制振機構と同様であり、それに加えてＲＰＶ１の運転時における熱膨張量を吸収できる構造となっている。すなわち、ＲＰＶ１の径方向及び軸方向の熱膨張が吸収できる構造となっている。
【００１８】
【特許文献１】
特開昭５９−７５１８８号公報
【００１９】
【特許文献２】
特開平１１−１２５６８５号公報
【００２０】
【発明が解決しようとする課題】
しかし従来の原子炉圧力容器の支持装置は、制振機構を構成する部品の数が多く、構造が複雑で、大型化している。
【００２１】
具体的には図６〜図８の構造は部品点数が多く、構造が複雑で大型化し易い。このため現地での据付作業が煩雑で、また地震時にスタビライザブラケット４６に加わった荷重はモーメントとして作用し、そのため高応力を発生する恐れがあり、スタビライザブラケット４６等に強度上の配慮がされていなかった。
【００２２】
図１０〜図１３の構造は、ＲＰＶ１が運転中と停止状態とでは、ＲＰＶ１の外周面とラバーベアリング３０の先端面３３とのギャップ３４が異なることがある。すなわち、運転中のギャップ３４は停止状態のそれより小となり、停止状態〜運転中〜停止状態のサイクルを通じ一貫として一定のギャップ３４を保持することが出来ない恐れがあり、耐震性を一定に確保する点について、配慮されていなかった。
【００２３】
図１４、図１５の構造は、図６〜図８の構造と比較して構造は小型化され、さらに図１０〜図１３の構造で配慮されていなかったＲＰＶ１の運転時における径方向及び軸方向の熱膨張が吸収できる構造となっている。しかし、この構造も図６〜図８の構造と同様に制振構造を構成する部品が多く、構造が複雑で大型になる。また、現地での据付に調整作業を要する。具体的には、ナット６７の締付けによる皿ばね６５の調整、さらに斜面サポート６９の設置、調整作業を要するという問題があった。
【００２４】
本発明の目的は、従来技術の欠点を解消し、部品点数が少なく、簡単な構造で小型化でき、しかもＲＰＶの運転時における径方向及び軸方向の熱膨張が吸収できる原子炉圧力容器の支持装置を提供することにある。
【００２５】
【課題を解決するための手段】
前記目的を達成するため本発明の第１の手段は、原子炉圧力容器と，その原子炉圧力容器の周りを覆う原子炉遮蔽壁の間に、原子炉遮蔽壁の周方向に沿って所定の間隔をおいて複数の制振機構を設置した原子炉圧力容器の支持装置において，
前記制振機構は、前記原子炉遮蔽壁側に固着されたベースサポートと、そのベースサポートの先端部に連結された調整サポートと、その調整サポートの先端部に連結された遮蔽壁側斜面サポートとを有して、
前記原子炉圧力容器側に前記遮蔽壁側斜面サポートと対向する容器側斜面サポートが設けられ、
前記遮蔽壁側斜面サポートと容器側斜面サポートの互いの対向面が、前記原子炉圧力容器の軸方向に沿って傾斜した斜面となっており、両斜面の間に所定のギャップが設けられていることを特徴とするものである。
【００２６】
第２の手段は前記第１の手段において、前記ベースサポートと調整サポートと遮蔽壁側斜面サポートが、所定のばね定数を有する弾性体で構成されていることを特徴とするものである。
【００２７】
第３の手段は前記第１の手段において、前記調整サポートが、前記遮蔽壁側斜面サポートと容器側斜面サポートの互いに対向する斜面の間のギャップ長を調整する機能を有していることを特徴とするものである。
【００２８】
第４の手段は前記第３の手段において、前記調整サポートとベースサポートがねじ部を介して連結され、ベースサポートに対して調整サポートを回転することにより、前記ギャップ長が調整できる構成になっていることを特徴とするものである。
【００２９】
【発明の実施の形態】
本発明の実施形態を図１〜図４により説明する。図１は本発明の実施形態に係る原子力発電所の主要部を示す縦断面図、図２はその原子力発電所に設置した制振機構の据付け状態を示す横断面図、図３は図２のＡ−Ａ線矢視図、図４はその制振機構の模式図である。
【００３０】
図１に示されているようにＲＰＶ１は、原子炉格納容器７内のペデスタル原子炉本体基礎８上に中空円筒を縦に立てた形で設置される。原子炉格納容器７は、コンクリート壁で形成された生体遮蔽壁６で覆われ、原子炉建家基礎９上に設置されている。ＲＰＶ１の周囲に原子炉遮蔽壁２が形成され、原子炉遮蔽壁２の上端に設けられたトッププレート４が原子炉格納容器７の内面と連結して剛性を確保している。
【００３１】
図１に示すように、ＲＰＶ１の外面と、その周りを覆う原子炉遮蔽壁２の内面との間に、複数の制振機構３を周方向に所定の間隔をおいて設置されている。
【００３２】
制振機構３は、原子炉遮蔽壁２側にＲＰＶ１の径方向に沿って連結した金属又は非金属からなる複数本の弾性体、すなわちベースサポート１０、調整サポート１１及び遮蔽壁側斜面サポート１２を備えている。一方、ＲＰＶ１側には、前記遮蔽壁側斜面サポート１２と対向する容器側斜面サポート１３が設けられている。
【００３３】
遮蔽壁側斜面サポート１２と容器側斜面サポート１３の対向する面に、ＲＰＶ１側の径方向の熱膨張量ΔＲと軸方向の熱膨張量ΔＶ（図４参照）による変位が許容できるように、これら変位ΔＲ、ΔＶの比ΔＲ／ΔＶよりなる勾配Ｘを有し、両者間に所定のギャップＹを形成する斜面１４，１５を有する。
【００３４】
前記ベースサポート１０、調整サポート１１及び遮蔽壁側斜面サポート１２は所定のばね定数を有しており、これらの合成ばね定数Ｋは、次式で求められる（記号は図２参照）。
【００３５】
１／Ｋ ＝ １／Ｋ_Ａ ＋ １／Ｋ_Ｂ ＋ １／Ｋ_Ｃ
ここで、Ｋ_Ａ ：ベースサポート１０のばね定数＝（Ａ_Ａ×Ｅ_Ａ）／Ｌ_Ａ
Ｋ_Ｂ ：調整サポート１１のばね定数＝（Ａ_Ｂ×Ｅ_Ｂ）／Ｌ_Ｂ
Ｋ_Ｃ ：斜面サポート１２のばね定数＝（Ａ_Ｃ×Ｅ_Ｃ）／Ｌ_Ｃ
Ａ_Ａ ：ベースサポート１０の断面積
Ａ_Ｂ ：調整ポート１１の断面積
Ａ_Ｃ ：斜面サポート１２の断面積
Ｅ_Ａ ：ベースサポート１０の縦弾性係数
Ｅ_Ｂ ：調整サポート１１の縦弾性係数
Ｅ_Ｃ ：斜面サポート１２の縦弾性係数
Ｌ_Ａ ：ベースサポート１０の軸方向の長さ
Ｌ_Ｂ ：調整サポート１１の軸方向の長さ
Ｌ_Ｃ ：斜面サポート１２の軸方向の長さ
従って各サポート１０〜１２のそれぞれの断面積、縦弾性係数並びに軸方向の長さを設定することにより、ＲＰＶ１の耐震設計上必要とする所定のばね定数を得ることができる。
【００３６】
容器側斜面サポート１３はＲＰＶ１と同一材料で構成し、予めＲＰＶ１の外面に溶接等で固着するか一体成型し、ＲＰＶ１とともに熱処理後にその外面に所定の勾配Ｘを有する斜面１５を加工形成する。前記遮蔽壁側斜面サポート１２も同じ勾配Ｘを有する斜面１４を加工形成する。
【００３７】
次に制振機構３の組み立て、据付けを以下に述べる。原子炉遮蔽壁２に固着するソールプレート１６とベースサポート１０を溶着して一体化する。遮蔽壁側斜面サポート１２を調整サポート１１と合体させ、斜面サポート１２に設けた挿入孔１７から調整サポート１１に設けた挿入孔１８にかけて通しロッド１９を挿入する。
【００３８】
調整サポート１１とベースサポート１０はねじ部２０で螺合接続して、制振機構３が原子炉遮蔽壁２と容器側斜面サポート１３のスペースＬＬ内に据付（挿入）が可能となるように、図２に示す長さＬ（＝Ｌ_Ａ＋Ｌ_Ｂ＋Ｌ_Ｃ）をねじ部２０で調整する。
【００３９】
その後、ソールプレート１６を原子炉遮蔽壁２に設けたアンカーボルト２１とナット２２で取り付ける。次に調整サポート１１に調整レンチ２３を着脱可能に取り付け、調整サポート１１を回転させて遮蔽壁側斜面サポート１２と容器側斜面サポート１３の間に所定のギャップＹを確保する。
【００４０】
このギャップＹを設定した後に調整レンチ２３を外し、調整サポート１１に設けた挿入孔２４およびねじ部２５により固定ボルト２６を取り付けて、固定ボルト２６の先端部で前記通しロッド１９を圧着固定する。この固定により遮蔽壁側斜面サポート１２と容器側斜面サポート１３の間のギャップＹが完全に確保される。さらに、ＲＰＶ１の運転中に制振機構３が回転するのを防止するため、ベースサポート１０と調整サポート１１、調整サポート１１と斜面サポート１２の各接続部を回り止め溶接をする。
【００４１】
次に制振機構３の熱膨張に対する動作を説明する。ＲＰＶ１が停止状態より運転に入り、熱膨張によりＲＰＶ１が径方向及び軸方向に伸びる。予めギャップＹを設けており、前述の伸びは予め設定してある勾配Ｘに沿って伸びることになり、制振機構３は据付時より運転中を通して常にＲＰＶ１の熱膨張を拘束しないで変位自在である。
【００４２】
図４は、この状態を簡素化して示す図である。実線はＲＰＶ１の据付時又は停止時の状態を示し、破線は運転時の状態を示す。図中のばね２７は制振機構３のベースサポート１０、調整サポート１１及び斜面サポート１２の合成ばね（前記した合成ばね定数Ｋに対応）に相当する。従って、熱膨張による荷重が複数の制振機構３よりなる支持装置に作用しないため、支持装置の強度健全性に全く影響を受けない。
【００４３】
次に制振機構３の地震に対する動作を述べる。地震時、ＲＰＶ１に急激な水平荷重が発生してＲＰＶ１が例えば図２ならびに図３において左側に水平方向移動した場合、その移動（荷重）は、ベースサポート１０を介して調整サポート１１に伝わり、最終的に斜面サポート１２に伝達される。そして、ＲＰＶ１に設けた斜面サポート１３と平面で接触することにより、制振機構１０が耐震機能を発揮する。
【００４４】
【発明の効果】
本発明によれば、耐震機構の簡素化が図れる。また、ＲＰＶの停止状態から運転中を通して、一貫して斜面サポート部のギャップを一定に維持できることから、停止状態及び運転中においても、ＲＰＶの耐震性を確保することができ、信頼性が向上できる。
【００４５】
また、従来より小型化が可能となり、原子炉ＲＰＶと原子炉遮蔽壁との間の限定されたスペースの環境下において、供用期間中の検査作業性や定期検査時の作業性も向上する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施形態に係る原子力発電所の主要部を示す縦断面図である。
【図２】その原子力発電所に設置した制振機構の据付け状態を示す横断面図である。
【図３】図２のＡ−Ａ線矢視図である。
【図４】本発明の実施形態に係る制振機構の模式図である。
【図５】第１の従来例に係る原子力発電所の主要部を示す縦断面図である。
【図６】図５のＢ−Ｂ線矢視図である。
【図７】図６Ｃ部の一部を断面にした拡大図である。
【図８】図７のＤ−Ｄ線矢視図である。
【図９】図６に示す制振機構の模式図である。
【図１０】第２の従来例に係る原子力発電所の主要部を示す縦断面図である。
【図１１】図１０Ｅ部の一部を断面にした拡大図である。
【図１２】図１１のＦ−Ｆ線矢視図である。
【図１３】図１０に示す制振機構の模式図である。
【図１４】第３の従来例における制振機構の縦断面図である。
【図１５】図１４のＧ−Ｇ線矢視図である。
【符号の説明】
１：圧力容器（ＲＰＶ）、２：原子炉遮断壁、３：制振機構、４：トッププレート、６：生体遮断壁、７：原子炉格納容器、８：ペデスタル原子炉本体基礎、９：原子炉建屋基礎、１０：ベースサポート、１１：調整サポート、１２：遮断壁側斜面サポート、１３：容器側斜面サポート、１４，１５：斜面、１６：ソールプレート、１７，１８：挿入孔、１９：通しロッド、２０：ねじ部、２１：アンカーボルト、２２：ナット、２３：調整レンチ、２４：挿入孔、２５：ねじ部、２６：固定ボルト、２７：ばね、Ｘ：斜面の勾配、Ｙ：遮断壁側斜面サポートと容器側斜面サポートのギャップ。

Claims (4)

1. 原子炉圧力容器と、その原子炉圧力容器の周りを覆う原子炉遮蔽壁の間に、原子炉遮蔽壁の周方向に沿って所定の間隔をおいて複数の制振機構を設置した原子炉圧力容器の支持装置において，
   前記制振機構は、前記原子炉遮蔽壁側に固着されたベースサポートと、そのベースサポートの先端部に連結された調整サポートと、その調整サポートの先端部に連結された遮蔽壁側斜面サポートとを有して、
   前記原子炉圧力容器側に前記遮蔽壁側斜面サポートと対向する容器側斜面サポートが設けられ、
   前記遮蔽壁側斜面サポートと容器側斜面サポートの互いの対向面が、前記原子炉圧力容器の軸方向に沿って傾斜した斜面となっており、両斜面の間に所定のギャップが設けられていることを特徴とする原子炉圧力容器の支持装置。
2. 請求項１記載の原子炉圧力容器の支持装置において、前記ベースサポートと調整サポートと遮蔽壁側斜面サポートが、所定のばね定数を有する弾性体で構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。
3. 請求項１記載の原子炉圧力容器の支持装置において、前記調整サポートが、前記遮蔽壁側斜面サポートと容器側斜面サポートの互いに対向する斜面の間のギャップ長を調整する機能を有していることを特徴とする原子炉圧力容器の支持装置。
4. 請求項３記載の原子炉圧力容器の支持装置において、前記調整サポートとベースサポートがねじ部を介して連結され、ベースサポートに対して調整サポートを回転することにより、前記ギャップ長が調整できる構成になっていることを特徴とする原子炉圧力容器の支持装置。

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