JP2008145239A - 原子炉圧力容器の支持構造 - Google Patents

Abstract

【課題】支持構造部に発生する応力を有効に低減できる原子力圧力容器の支持構造を提供する。
【解決手段】支持構造部5を介して原子炉圧力容器4の胴体部6を原子炉建屋の基礎部に設けられた支持部3に支持する構造において、支持構造部5が、胴体部6の外周に突設されたサポート7と、サポート7と支持部3の間に介在された中間支持部材を備え、中間支持部材10,13が、胴体部6の半径方向への膨張、収縮に伴って回動する回動機能を有することを特徴とする。
【選択図】図２

Description

本発明は、高温高圧で運転される原子炉圧力容器の支持構造に係り、特に圧力容器の起動時、停止時、運転時及び地震時などに発生する応力を低減するのに好適な原子炉圧力容器の支持構造に関する。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）は近年、安全性、経済性の向上等を目的として数々の高度な技術改良が行われており、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）として安全に運用されている。

先ず、この改良型沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器（ＲＰＶ：Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｖｅｓｓｅｌ）の配置状態を図９に示す。同図は、従来の原子力発電所の主要部を示す縦断面図である。

原子炉圧力容器（ＲＰＶ）４は、原子炉建屋１内に格納されている。原子炉建屋１の内側に円筒状をした原子炉遮蔽壁２が設置され、原子炉遮蔽壁２の内壁に円環状突部からなるぺデスタル３が設けられ、ぺデスタル３上に支持装置５を介してＲＰＶ４が支持されている。

ＲＰＶ４の上部にベイスンシールスカート６７と称されるシール部材やスタビライザ６５が設置されている。スタビライザ６５は、地震時にＲＰＶ４に発生するＲＰＶ４の水平方向の荷重を支持する機能を有している。

支持装置５の従来例を図９〜図１１に示す。図１０はＲＰＶ４の支持構造を示す縦断面図、図１１は図１０Ａ部の詳細図である。

図１０に示すようにＲＰＶ４は、主として円筒胴６と、円筒胴６の上部に設けられたフランジ付の上鏡板部１００と、円筒胴６の下部に設けられた下鏡板部１０１とから構成されている。円筒胴６は製作性等の観点から、上部円筒胴４３と下部円筒胴４０とを円周方向の溶接部４７により接続したものである。

図１１に示すように、下部円筒胴４０の外周部にスカート４１が設けられて外形が切頭円錐（円錐台）状をしており、スカートフランジ４２及びベースプレート５０を介して前記ぺデスタル３上に配置されている。スカートフランジ４２及びベースプレート５０にはぺデスタル３に埋め込まれた基礎ボルト５１が貫通して、ナット５３とワッシャー５２で締め付け固定されている。

スカート４１は、下部円筒胴４０の外周に突出させて切り出し等で形成した突起部４９に溶接部４８で接続され、突起部４９を含む逆Ｙ字断面形状の下部円筒胴４０を形成している。下部円筒胴４０の上端は溶接部４７で上部円筒胴４３の下端に接続され、下部円筒胴４０の下端は溶接部４６で下鏡板部１０１の上部に形成された円筒胴４５に接続されている。

図１１に示すように、ＲＰＶ４を高温高圧で運転する場合、円筒胴４３、４０，４５は破線で示すように熱膨張により半径方向に膨れる。この場合、スカート４１はスカートフランジ４２が基礎ボルト５１によりぺデスタル３に固定されており、しかもスカートフランジ４２と円筒胴４３、４０，４５との温度差が大きいことから（例えばスカートフランジ４２で５０℃、円筒胴４０で２９０℃となり、温度差は２４０℃）、スカートフランジ４２を拘束点として変形し、スカート４１と円筒胴４０との溶接部４８、及びスカート４１とスカートフランジ４２との接続部に大きな曲げ応力が生じる。

この曲げ応力を許容値以下とするためには、スカート４１の長さＬを長くする必要がある。また地震時の上下方向の荷重によりスカート４１が座屈することを防止するために、スカート４１の厚さＴを厚くすることで、機械的強度を確保する必要があった。このようなことからぺデスタル３の径Ｄ（図１０参照）を大きくし、かつＲＰＶ４を収納している原子炉遮蔽壁２の内径Ｗを大きくする必要があった。

図１２及び図１３は実開平１−１６０３９６号公報に記載されている支持装置５を説明するための図で、図１２は図９Ｂ部の詳細図、図１３は図１２Ｃ−Ｃ視図である。

円筒胴６の外周にリング５６を一体に設け、リング５６の外周に凹凸の係合部５７を周方向に所定の間隔をおいて多数設ける。一方、ＲＰＶ４を支持するぺデスタル３上に、前記係合部５７と嵌合する嵌合部５８を周方向に所定の間隔をおいて多数設ける。各嵌合部５８は、ボルト６０でぺデスタル３上に固定されている。図１２に示すように前記係合部５７に対応する前記リング５６とぺデスタル３との間にスライドプレート６４を設け、前記係合部５７はＲＰＶ４の半径方向に沿ってスライド可能になっている。

嵌合部５８とその中央部に嵌合された係合部５７とでリング押さえ部材５９が構成され（図１２参照）、地震によるＲＰＶ４の上向きの荷重を抑える構造になっている。

しかし、ＲＰＶ４を高温高圧で運転する場合、熱膨張により円筒胴６は半径方向に膨れるから、リング５６とスライドプレート６４の間でスライド現象が発生する。ＲＰＶ４内には内部構造物や燃料等が収納され、それらの質量を加えたＲＰＶ４全体の質量は非常に重く、リング５６とスライドプレート６４に大きな面圧が生じる。また、リング５６には円周方向に変形が生じることから、スライドプレート６４のＲＰＶ４面内には均一の面圧ではなく局所的に過大な面圧が作用する。このためＲＰＶ４の起動時及び停止時において常にスライドが発生し、この現象に伴い局所的に磨耗するという問題がある。

前記実開平１−１６０３９６号公報に記載されている別の支持装置５を図１４及び図１５とともに説明する。図１４は図９Ｂ部の詳細図、図１５は図１４Ｄ−Ｄ視図である。

円筒胴６の外周にリング６1を設け、リング６１の外周に凸部６２を周方向に所定の間隔をおいて多数設ける。一方、ぺデスタル３上に支持スカート６３を固定し、支持スカート６３の上部には前記凸部６２が嵌合する凹部５５がそれぞれ設けられ、図１４に示すように凹部５５の下方内側には内フランジ６０が形成されている。

凸部６２を凹部５５に嵌合して、内フランジ６０上に載置することにより、リング６1と支持スカート６３を介してＲＰＶ４をぺデスタル３で支持することができる。

図１４に示すように支持スカート６３の上端にリング押さえ部材６４が取り付けられ、リング押さえ部材６４と内フランジ６０により凸部６２が挟まれて、地震時のＲＰＶ４の上向きの荷重を押さえている。

この構造においてもＲＰＶ４の起動時及び停止時にリング６1と内フランジ６０との間でスライドが生じ、接触部での磨耗が問題となる。

図１６と図１７は米国特許明細書第５，９３０，３２０号に記載されている別の支持装置を説明するための図で、図１７は図１６Ｅ−Ｅ視図である。この支持装置は、スカートタイプの支持構造に替えてラブタイプの支持構造になっている。

円筒胴６の外周には、所定の間隔をおいて多数の凸部サポート７が突設されている。一方、原子炉遮蔽壁２の前記凸部サポート７側の下方に向けて延設されたぺデスタル３２上にサポート２６、２７、２８が設けられている。サポート２６、２７は一体構造になっており、図１７に示すようにサポート２７の両端部はサポート２８に嵌合して、サポート２８はボルト３３とナット３５でぺデスタル３２上に固定されて、サポート２７とぺデスタル３２の間はスライド可能な構造になっている。凸部サポート７と最上部のサポート２６は、ボルト３３とナット３５で連結されている。

この構造においてもＲＰＶ４の起動時及び停止時にサポート２７とぺデスタル３２との間でスライドが生じ、接触部での磨耗が問題となる。
実開平１−１６０３９６号公報 米国特許明細書第５，９３０，３２０号

従来のスカートタイプの支持構造は、運転時、起動時、停止時及び地震時などにスカートに発生する応力が大きく、それに対応するためにスカートを長くする必要があり、ぺデスタルの径が大きくなり、さらに原子力圧力容器を収納している原子炉遮蔽壁の内径が大きくなるという問題がある。

また、スカートと円筒胴との溶接部を運転開始後の検査で点検する際（ＵＴ等）、作業時間が長くかかり、検査員の被爆線量が多くなる。

さらに、スカートタイプ以外の支持構造（ブラケット構造）は、原子力圧力容器の運転時、停止時に熱膨張、熱収縮が生じ、構成部品どうしの摺動で摩擦が発生し、その摩擦力で構成部品に過大な応力が発生する恐れがあり、構造強度の健全性が低下する。

本発明の目的は、支持構造部に発生する応力を有効に低減できる原子力圧力容器の支持構造を提供することにある。

前記目的を達成するため本発明の第1の手段は、例えば後述の支持装置などの支持構造部を介して原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋の基礎部に設けられた例えば後述のペデスタルなどの支持部に支持する原子炉圧力容器の支持構造において、
前記支持構造部が、前記胴体部の外周に突設された例えば後述の凸部サポートなどのサポートと、そのサポートと前記支持部との間に介在された中間支持部材を備え、
前記中間支持部材が、前記胴体部の半径方向への膨張、収縮に伴って回動する回動機能を有することを特徴とするものである。

本発明の第２の手段は前記第1の手段において、前記中間支持部材に、前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面が形成されていることを特徴とするものである。

本発明の第３の手段は前記第1または第２の手段において、前記中間支持部材が、追従サポート部材と、その追従サポート部材を載置する台座を有し、
前記追従サポート部材の上部が前記胴体部の外周に突設されたサポートと回動可能に係合され、前記追従サポート部材の下部が前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面を有し、
前記追従サポート部材が前記台座上に前記胴体部の半径方向に回動可能にかつ前記胴体部の半径方向にずれないように載置されていることを特徴とするものである。

本発明の第４の手段は前記第３の手段において、前記台座の上面に前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面が形成され、その台座の曲面の曲率半径が前記追従サポート部材の下面の曲率半径よりも大きいことを特徴とするものである。

本発明の第５の手段は前記第３または第４の手段において、前記追従サポート部材の下部のほぼ中央部に下方へ向けて開口した凹部が形成され、前記台座の上部の前記追従サポート部材の凹部と対向する位置に上方へ向けて開口した凹部が形成されて、
前記追従サポート部材の凹部から前記台座の凹部にかけてずれ防止用のストッパーが挿入されて、前記追従サポート部材ならびに台座の凹部と前記ストッパーの間に、前記追従サポート部材の回動を許容するための隙間が設けられていることを特徴とするものである。

本発明の第６の手段は前記第５の手段において、前記追従サポート部材ならびに台座の凹部と前記ストッパーの組が、前記追従サポート部材の前記胴体部の半径方向と直交する方向に所定の間隔をおいて複数組設けられていることを特徴とするものである。

本発明の第７の手段は前記第1または第２の手段において、前記中間支持部材が、前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面を下面に有する例えば後述のベアリングサポートなどの滑り部材と、その滑り部材の下に敷設された例えば後述の干渉部材などの下敷部材とを有し、
前記胴体部の半径方向への膨張、収縮に伴って前記滑り部材が前記下敷部材上を滑りながら前記曲面に沿って回動することを特徴とするものである。

本発明の第８の手段は前記第７の手段において、前記下敷部材が前記滑り部材よりも硬質の材料で構成されていることを特徴とするものである。

本発明は前述のような構成になっており、支持構造部に発生する応力を有効に低減できる。

次に本発明の実施形態を図とともに説明する。第１実施形態に係る改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の構造を図１〜６を用いて説明する。図１はＡＢＷＲ内のＲＰＶの配置状態を示す図、図２は図１Ｆ部の詳細図、図３は図２Ｇ−Ｇ線上の断面図、図４は図２Ｈ−Ｈ線上の断面図、図５は図２Ｉ−Ｉ線上の断面図、図６は追従サポート部材の動きを説明するための図である。

図１に示すようにＲＰＶ４は、それの円筒胴６の下部に支持装置５を介してぺデスタル３上に立設され、図示しない配管類を介して高温高圧の流体を内蔵及び流通する。

図２に示すように支持装置５は、円筒胴６の下部外周に突設した円環状の凸部サポート７と、その凸部サポート７を介して円筒胴６の荷重を支持すると共に円筒胴６の径方向の熱膨張、収縮を回動により追従（吸収）する追従サポート部材１０と、追従サポート部材１０を回動可能に支持する台座１３と、凸部サポート７の外周側に離間して配置され、円筒胴６の径方向の移動を抑制すると共に、凸部サポート７の上方向の移動を抑制する移動防止サポート部材１７を備えている。

追従サポート部材１０、台座１３ならびに移動防止サポート部材１７は、図５に示すように円環状の凸部サポート７の周方向に等間隔に配置されている。

図２に示すようにぺデスタル３上に台座１３が載置され、台座１３の外周部上に移動防止サポート部材１７が重ねられ、台座１３と移動防止サポート部材１７はボルト２０とナット２１でぺデスタル３に固定されている。

凸部サポート７と台座１３の内周部の間に、側面形状がほぼむすび型の追従サポート部材１０が介在されている。

凸部サポート７の追従サポート部材１０と対向する下面に断面形状が上側に向けて凸に湾曲した溝状の支圧面８が形成され、追従サポート部材１０の上端部に断面形状が上側に向けて凸に湾曲した半円柱状の支圧面９が形成されて、支圧面９が支圧面８に挿入され、追従サポート部材１０が横方向に回動する際の摺動面となっている。支圧面８と支圧面９の曲率半径はほぼ同じか、支圧面８の曲率半径の方が若干大きくなっている。

追従サポート部材１０の下面に下側に向けて凸に湾曲した支圧面１１が形成され、台座１３の追従サポート部材１０が載置されている位置に下側に向けて凸に湾曲した溝状の支圧面１４が形成され、支圧面１１が支圧面１４内に挿入されている。図２と図６に示すように、支圧面１４の曲率半径の方が支圧面１１よりも若干大きく設計されている。

図２に示すように、支圧面１１、１４の曲率半径は支圧面８、９の曲率半径よりも大きくなっている。また支圧面８、９、１１、１４は、胴体部６の半径方向に向けて反った曲面となっている。本実施形態では支圧面１４を曲面としたが、胴体部６の半径方向に沿ってフラット面であっても構わない。

図２に示すように、追従サポート部材１０の支圧面１１のほぼ中央部に下方に向けて開口した凹部１２が、台座１３の支圧面１４のほぼ中央部に上方に向けて開口した凹部１５が、それぞれ形成されている。凹部１２から凹部１５にかけて柱状のストッパー１６が挿入され、ストッパー１６と凹部１２、１５の間に追従サポート部材１０の回動を許容するに必要な最小限の隙間が形成されている。

このストッパー１６で追従サポート部材１０が台座１３に回動可能に位置決めされて、支圧面１１、１４の回動中心位置（図６の黒点）が確保され、追従サポート部材１０は支圧面１４上を滑ることなく回動できる。

追従サポート部材１０の回動中心が溝状支圧面１４の中心位置とほぼ一致しているため、円筒胴６の膨張、収縮による移動量が円筒胴６の半径方向に偏ることなく全体としてほぼ均等に膨張、収縮できる。

図３に示すように凹部１２、１５とストッパー１６の組は、追従サポート部材１０の長手方向、すなわち円筒胴６の半径方向と直交する方向に沿って複数組（本実施形態では２組）設けられている。

図２に示すように、移動防止サポート部材１７の上端部は凸部サポート７側に向けて突出して、その突出部が凸部サポート７の外周部上に掛合している。突出部と凸部サポート７の外周部の間に、取り付けにおけるギャップ調整用のシム１９が介在され、シム１９はボルト２２で前記突出部の内周面に取り付けられている。台座１３と移動防止サポート部材１７の重合面にもシム８が介在され、ボルト２０により締め付け固定されている。

ＲＰＶ４の自重及び地震時における下方向の荷重は、円筒胴６の下部に設けた凸部サポート７の各支圧面８で受け、この荷重は追従サポート部材１０と台座１３を介してぺデスタル３で受け止められる。

移動防止サポート部材１７と凸部サポート７の間に、ＲＰＶ４の停止状態から運転状態に移る際の熱膨張を許容する隙間が設けているが、運転時は円周方向で移動防止サポート部材１７と凸部サポート７は接触して、地震時の横揺れに対してはほとんど動かず固定された状態となっている。この際の横揺れは、図１に示すＲＰＶ４の上部と原子炉遮蔽壁２の間に設置したスタビライザ６５で防止できる。

図６において実線で示す追従サポート部材１０はＲＰＶ４の停止時の状態、破線で示す追従サポート部材１０はＲＰＶ４の運転時の状態を示している。ＲＰＶ４の停止状態から運転状態に移る際の熱膨張による水平方向の膨らみ（変位）２３は、追従サポート部材１０の回動機構で吸収できる。ＲＰＶ４が運転から停止状態に移ると、追従サポート部材１０は破線の位置から実線の位置に戻る。

すなわち図６に示すように、追従サポート部材１０の下部の支圧面１１はストッパー１６にで支持されているから、追従サポート部材１０の水平方向（ＲＰＶ４の半径方向）の移動（ずれ）は阻止されている。そして追従サポート部材１０の上部で生じた円筒胴６の半径方向の熱膨張（変位）時、追従サポート部材１０はそれの下部の支圧面１１を基点として図６に示す矢印２５方向に回動し、その回動機構で円筒胴６の半径方向の熱膨張量２３が吸収できる。図中の２４は追従サポート部材１０の回動角度を示しており、熱膨張量２３に対応している。

前記ストッパー１６は、追従サポート部材１０の半径方向の移動を防止して、追従サポート部材１０の回動機能を確実に発揮する。

本実施形態では図５に示すように円筒胴６の外周に連続した円環状の凸部サポート７を設けたが、円筒胴６の外周に所定の間隔をおいて突設した多数の凸部サポートを設けても構わない。

本実施形態では追従サポート部材１０の下部を回動基点としたが、反対に追従サポート部材１０の上部を回動基点とすることも可能である。

図７ならびに図８は本発明の第２実施形態に係る支持装置を説明するための図で、図７は支持装置の断面図、図８は図７Ｊ−Ｊ視図である。

円筒胴６の外周には、連続した円環状の凸部サポート７または所定の間隔をおいて突設した多数の凸部サポート７が設けられている。一方、原子炉遮蔽壁２の前記凸部サポート７側の下方に向けて延設されたぺデスタル３上にはサポート２６、２７、２８が設置されている。サポート２６とサポート２７は一体物であるが、サポート２８はこれらとは別体となっている。最上部のサポート２６は凸部サポート７の下側に配置され、両者はボルト３６とナット３７で連結されている。

図８に示すようにサポート２７はぺデスタル３上に接しているが、ぺデスタル３のサポート２７と対向する位置に溝４４が設けられ、その溝４４内に上方から干渉部材２９、ベアリングサポート３０、干渉部材３１が重ねて介挿されている。

図８に示すようにサポート２７の両端部に水平方向に延びた突出部５４が設けられ、突出部５４にサポート２８が嵌合され、サポート２８はボルト３３、ワッシャー３４、ナット３５でぺデスタル３２上に固定されている。

前記ベアリングサポート３０は、上面がフラットでサポート２７の下面と対向しており（図８参照）、下面が下側に向かって凸で円筒胴６の半径方向に向けて反った曲面になっており（図７参照）、円筒胴６の水平方向の熱膨張に対してベアリングサポート３０が回動することにより凸部サポート７の移動量を確保(吸収)する。

前記ワッシャー３４は少なくともサポート２８またはぺデスタル３側が曲面の球面ワッシャーとなっており、ベアリングサポート３０の回動に伴ってサポート２８を回動させることにより、ベアリングサポート３０の回動を阻害しないようになっている。なお図示していないが、サポート２８は回動可能なように、サポート２８に形成された各ボルト挿入穴とボルト３３との間に隙間が設けられ、しかもサポート２８は回動できる程度に締め付けられている。

前記干渉部材３１は図７に示すようにベアリングサポート３０の下面の曲面とほぼ同じ曲面とすることで、ベアリングサポート３０の回動動作をスムーズに行う。また、干渉部材３１と当接するぺデスタル３の上面は干渉部材３１の曲率に合わせて曲面状に切削してもよいし、フラットでもよい。

ベアリングサポート３０の回動動作に伴ってサポート２８も回動するため、サポート２７とサポート２８の嵌合部にも干渉部材３８が介在され、それによりベアリングサポート３０の回動をより円滑に行える。

干渉部材２９、３１、３８の材質は特に限定されないが、干渉部材２９、３１に関してはベアリングサポート３０との間で回動を阻害しないようにベアリングサポート３０とは異なる材質の金属を選択することが望ましい。一般に接触面の摩擦係数は、同種の材質よりも異種材の方が低い傾向にある。従って具体的には、干渉部材２９、３１はベアリングサポート３０よりも硬質あるいは軟質の異種材の方が望ましい。

本実施形態は第１実施形態よりも構造が簡素化され、ベアリングサポート３０の回動による凸部サポート７の移動距離が比較的短い。このため干渉部材２９、３１をベアリングサポート３０の上下面に当接して設け、ベアリングサポート３０を干渉部材２９、３１の間で滑らせる。

すなわちベアリングサポート３０が下面の曲率に沿って回動しながら干渉部材２９、３１間を移動することで、ＲＰＶ４の運転中、起動時、停止時の円筒胴６の半径方向の熱膨張が吸収できる。

サポート２７とサポート２８は干渉部材３８、３９を介して当接しており、地震時の横揺れに対しては殆ど動かず、固定された状態となっている。地震時のＲＰＶ４の横揺れに対しては、図１に示すＲＰＶ４の上部と原子炉遮蔽壁２の間に設置されているスタビライザ６５で防止する。

本発明によれば、胴体部に設けた凸部のサポート７はＲＰＶ４の運転時に胴体部とともに半径方向に熱膨張するが、凸部のサポートとぺデスタル側の間に設けた追従サポート部材１０やベアリングサポート３０を中心とした中間支持部材の回動による移動の確保が可能であり、ＲＰＶ４の半径方向の熱膨張、収縮が拘束されない状態となる。すなわち、半径方向の熱膨張、収縮が吸収できる構造であるから、熱膨張、収縮に起因した応力は発生せず、支持構造材の強度健全性の向上が図れ、装置の安全性及び信頼性に繋がる。

また、支持部材の上方向への移動又は円周方向への移動を一定量以下に抑えることから、地震時のＲＰＶ４の移動を効果的に防止できる。

また、スカートタイプの支持構造からブラケットタイプの支持構造となることから、ＲＰＶ４の運転・保守管理における溶接部の検査が不要となり、保守管理の経済性の向上が図れる。

さらに、支持部材が小型化できるから、ぺデスタル３の径を小さくでき、これに伴いＲＰＶ４を収納しているコンクリート製原子炉遮蔽壁２の内径も小さくなり、建設コストの低減が図れる。

本発明の第1実施形態に係る改良型沸騰水型原子炉内の原子炉圧力容器の配置状態を示す図である。 図１Ｆ部の詳細図である。 図２Ｇ−Ｇ線上の断面図である。 図２Ｈ−Ｈ線上の断面図である。 図２Ｉ−Ｉ線上の断面図である。 追従サポート部材の動きを説明するための図である。 本発明の第２実施形態に係る支持装置の断面図である。 図７Ｊ−Ｊ視図である。 従来の改良型沸騰水型原子炉内の原子炉圧力容器の配置状態を示す図である。 その原子炉圧力容器の支持構造を示す縦断面図である。 図１０Ａ部の詳細図である。 図９Ｂ部の詳細図である。 図１２Ｃ−Ｃ視図である。 他の従来技術による図９Ｂ部の詳細図である。 図１４Ｄ−Ｄ視図である。 さらに他の従来技術による図９Ｂ部の詳細図である。 図１６Ｅ−Ｅ視図である。

符号の説明

１：原子炉建屋、２：原子炉遮蔽壁、３：ペデスタル、４：原子炉圧力容器、５：支持装置、６：円筒胴、７：凸部サポート、８：支圧面、９：支圧面、１０：追従サポート部材、１１：支圧面、１２：凹部、１３：台座、１４：支圧面、１５：凹部、１６：ストッパー、１７：移動防止サポート部材、１８：シム、１９：シム、２０：ボルト、２１：ナット、２２：ボルト、２３：熱膨張量、２４：回動角度、２５：回動方向、２６：サポート、２７：サポート、２８：サポート、２９：干渉部材、３０：ベアリングサポート、３１：干渉部材、３２：ペデスタル、３３：ボルト、３４：ワッシャー、３５：ナット、３６：ボルト、３７：ナット、３８：干渉部材、４０：下部円筒胴、４１：スカート、４２：スカートフランジ、４３：上部円筒胴、４４：溝部、４５：円筒胴、４６：溶接部、４７：溶接部、４８：溶接部、４９：突起部、５０：ベースプレート、５１：基礎ボルト、５２：ワッシャー、５３：ナット、５４：突出部、５５：凹部、５６：リング、５７：係合部、５８：嵌合部、５９：リング押さえ部材、６０：内フランジ、６１：リング、６２：凸部、６３：支持スカート、６４：押さえ部材、６５：スタビライザ、６７：ベイスンシールスカート。

Claims (8)

1. 支持構造部を介して原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋の基礎部に設けられた支持部に支持する原子炉圧力容器の支持構造において、
   前記支持構造部が、前記胴体部の外周に突設されたサポートと、そのサポートと前記支持部との間に介在された中間支持部材を備え、
   前記中間支持部材が、前記胴体部の半径方向への膨張、収縮に伴って回動する回動機能を有することを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
2. 請求項１記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記中間支持部材に、前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面が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構造。
3. 請求項１または２記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記中間支持部材が、追従サポート部材と、その追従サポート部材を載置する台座を有し、
   前記追従サポート部材の上部が前記胴体部の外周に突設されたサポートと回動可能に係合され、前記追従サポート部材の下部が前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面を有し、
   前記追従サポート部材が前記台座上に前記胴体部の半径方向に回動可能にかつ前記胴体部の半径方向にずれないように載置されていることを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
4. 請求項３記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記台座の上面に前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面が形成され、その台座の曲面の曲率半径が前記追従サポート部材の下面の曲率半径よりも大きいことを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
5. 請求項３または４記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記追従サポート部材の下部のほぼ中央部に下方へ向けて開口した凹部が形成され、前記台座の上部の前記追従サポート部材の凹部と対向する位置に上方へ向けて開口した凹部が形成されて、
   前記追従サポート部材の凹部から前記台座の凹部にかけてずれ防止用のストッパーが挿入されて、前記追従サポート部材ならびに台座の凹部と前記ストッパーの間に、前記追従サポート部材の回動を許容するための隙間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構造。
6. 請求項５記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記追従サポート部材ならびに台座の凹部と前記ストッパーの組が、前記追従サポート部材の前記胴体部の半径方向と直交する方向に所定の間隔をおいて複数組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構造。
7. 請求項１または２記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記中間支持部材が、前記胴体部の半径方向に向けて反った曲面を下面に有する滑り部材と、その滑り部材の下に敷設された下敷部材とを有し、
   前記胴体部の半径方向への膨張、収縮に伴って前記滑り部材が前記下敷部材上を滑りながら前記曲面に沿って回動することを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
8. 請求項７記載の原子炉圧力容器の支持構造において、前記下敷部材が前記滑り部材よりも硬質の材料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構造。

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