JP2015102394A - 原子炉容器の支持装置 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉容器の支持装置において、原子炉容器の容器を適正に支持することで耐震性の向上を図る。【解決手段】原子炉容器６１の上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａから原子炉容器６１の下部の外壁面６１ａに向けて延出する第１支持部材１１１を周方向に所定間隔で複数固定する。【選択図】図１

Description

本発明は、コンクリート構造物に原子炉容器を支持する原子炉容器の支持装置に関するものである。

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を備える原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。

このような加圧水型原子炉にて、炉心槽は、原子炉容器の内部に収納され、この炉心槽は、上部がこの原子炉容器本体の上部に吊り下げ支持され、下部が複数のラジアルサポートを介して原子炉容器本体の内面に支持されている。そして、この原子炉容器は、入口管台と出口管台を介してコンクリート構造物に吊り下げ支持されている。

この原子炉容器にて、複数のラジアルサポートは、原子炉容器と炉心槽との間に入口ノズルに連通するダウンカマー部を形成することで、軽水の良好な流入を確保している。しかし、地震などが発生して原子炉容器が揺れると、ラジアルサポートに応力が作用することから、原子炉容器の耐震性をさらに向上することが望まれている。なお、原子炉容器の耐震支持装置としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。

特公平０３−０３４８３４号公報

上述した従来の原子炉容器の耐震支持装置は、原子炉容器の下部外周に複数のオイルダンパを配置しており、構造が複雑で装置が大掛かりなものとなり、施工コストが増加してしまう。また、既設の原子炉容器に対して配置することが困難である。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性の向上を図る原子炉容器の支持装置を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の原子炉容器の支持装置は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器の支持装置において、前記コンクリート構造物の内壁面から前記原子炉容器の下部外面に向けて延出するように前記コンクリート構造物の内壁面に周方向に所定間隔で固定される複数の第１支持部材を有する、ことを特徴とするものである。

従って、原子炉容器は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持され、下部の外周面がコンクリート構造物の内壁面から延出する複数の第１支持部材により支持されることで、地震発生時に原子炉容器における水平方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記コンクリート構造物から前記原子炉容器の管台に連結される配管に向けて延出するように前記コンクリート構造物に固定される第２支持部材を有することを特徴としている。

従って、原子炉容器は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持され、管台に連結される配管がコンクリート構造物から延出する第２支持部材により支持されることで、地震発生時に原子炉容器における鉛直方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記原子炉容器は、原子炉容器本体の上部に原子炉容器蓋が締結されて構成され、前記コンクリート構造物から前記原子炉容器蓋に向けて延出するように前記コンクリート構造物に周方向に所定間隔で固定される第３支持部材を有することを特徴としている。

従って、原子炉容器は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持され、原子炉容器蓋がコンクリート構造物の内壁面から延出する第３支持部材により支持されることで、地震発生時に原子炉容器における水平方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第１支持部材は、前記原子炉容器の下部外面と所定隙間をあけて前記コンクリート構造物の内壁面に固定されることを特徴としている。

従って、原子炉容器は、第１支持部材と所定隙間をあけて支持されることで、原子炉容器の熱膨張が所定隙間により吸収されることとなり、第１支持部材からの応力集中を抑制することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記原子炉容器は、内部に円筒形状をなす炉心槽が吊り下げ支持され、前記原子炉容器と前記炉心槽の下部との間にラジアルサポートが周方向に所定間隔で複数配置され、前記第１支持部材は、前記ラジアルサポートに対向して配置されることを特徴としている。

従って、第１支持部材をラジアルサポートと対向して配置することで、第１支持部材は、原子炉容器及びラジアルサポート介して炉心槽を適正に支持することとなり、炉心槽の揺れを効果的に抑制することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記原子炉容器は、円筒形状をなす胴部の下部に半球形状をなす鏡部が連結されて構成され、前記第１支持部材は、前記胴部と前記鏡部との連結部を支持可能であることを特徴としている。

従って、第１支持部材が胴部と鏡部との連結部を支持しており、既設の原子力容器に対して、コンクリート構造物の内壁面に第１支持部材を容易に固定することができ、施工性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第１支持部材は、前記コンクリート構造物の内壁面と前記原子炉容器の外面との間に介装されるブロック部材と、前記ブロック部材の下部に連結される取付部材とを有し、前記取付部材が前記コンクリート構造物の内壁面に固定されることを特徴としている。

従って、取付部材によりブロック部材をコンクリート構造物の内壁面と原子炉容器の外面との間に適正に挿入し、適正位置に固定することができ、施工性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記ブロック部材は、前記原子炉容器の外面と対向する支持面が前記原子炉容器の外面の曲率に合わせた湾曲形状をなすことを特徴としている。

従って、ブロック部材の支持面と原子炉容器の外面が同じ曲率に合わせた湾曲形状をなすことで、ブロック部材により原子炉容器を適正に支持することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記コンクリート構造物は、水平方向に貫通する貫通孔が形成され、前記貫通孔の上方に第１フランジが設けられて下方に第２フランジが設けられ、前記原子炉容器は、前記管台が前記第２フランジに吊下げ支持され、外部から前記貫通孔を貫通した前記配管が連結され、前記第２支持部材は、基端部が前記第１フランジに固定され、下方に延出する先端部が前記配管を支持可能であることを特徴としている。

従って、第２支持部材の先端部が上方から配管を支持することで、原子炉容器の浮き上がりを防止することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第２支持部材は、先端部が前記配管の外面と所定隙間をあけて前記第１フランジに固定されることを特徴としている。

従って、原子炉容器の配管は、第２支持部材の先端部と所定隙間をあけて支持されることで、原子炉容器の熱膨張が所定隙間により吸収されることとなり、第２支持部材からの応力集中を抑制することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第２支持部材の先端部は、前記配管の外面と対向する支持面が前記配管の外面の曲率に合わせた湾曲形状をなすことを特徴としている。

従って、第２支持部材の支持面と配管の外面が同じ曲率に合わせた湾曲形状をなすことで、第２支持部材により配管を適正に支持することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第２支持部材は、基端部がＬ字形状をなし、前記第１フランジに対して鉛直方向及び水平方向に沿う複数の締結部材により固定されることを特徴としている。

従って、第２支持部材が第１フランジに鉛直方向及び水平方向に沿う複数の締結部材により固定されることで、配管からの反力を適正に受け止めて原子炉容器の上下動を適正に抑制することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第３支持部材は、基端部がコンクリート構造物の内壁面に固定され、水平方向に延出する先端部が前記原子炉容器蓋の外周面を支持可能であることを特徴としている。

従って、第３支持部材の先端部が側方から原子炉容器蓋を支持することで、原子炉容器蓋の水平移動を適正に抑制することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第３支持部材は、先端部が前記原子炉容器蓋の外周面と所定隙間をあけて前記コンクリート構造物の内壁面に固定されることを特徴としている。

従って、原子炉容器蓋は、第３支持部材と所定隙間をあけて支持されることで、原子炉容器蓋の熱膨張が所定隙間により吸収されることとなり、第３支持部材からの応力集中を抑制することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置では、前記第３支持部材の先端部は、前記原子炉容器蓋の外周面と対向する支持面が前記原子炉容器蓋の外周面の曲率に合わせた湾曲形状をなすことを特徴としている。

従って、第３支持部材の支持面と原子炉容器蓋の外周面が同じ曲率に合わせた湾曲形状をなすことで、第３支持部材により原子炉容器蓋を適正に支持することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器の支持装置において、前記コンクリート構造物から前記原子炉容器の管台に連結される配管に向けて延出するように前記コンクリート構造物に固定される第２支持部材を有する、ことを特徴とするものである。

従って、原子炉容器は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持され、管台に連結される配管がコンクリート構造物から延出する第２支持部材により支持されることで、地震発生時に原子炉容器における鉛直方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器の支持装置において、前記原子炉容器は、原子炉容器本体の上部に原子炉容器蓋が締結されて構成され、前記コンクリート構造物から前記原子炉容器蓋に向けて延出するように前記コンクリート構造物に周方向に所定間隔で固定される複数の第３支持部材を有する、ことを特徴とするものである。

従って、原子炉容器は、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持され、原子炉容器蓋がコンクリート構造物の内壁面から延出する第３支持部材により支持されることで、地震発生時に原子炉容器における水平方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

本発明の原子炉容器の支持装置によれば、上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器にて、コンクリート構造物から原子炉容器に向けて延出する第１支持部材（第２支持部材、第３支持部材）を設けるので、地震発生時に原子炉容器における揺れが抑制されることとなり、原子炉容器を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

図１は、第１実施形態の原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す縦断面図である。 図２は、原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す水平断面図である。 図３は、容器本体支持部材を表す斜視図である。 図４は、原子力発電プラントの概略構成図である。 図５は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。 図６は、図５のVI−VI断面図である。 図７は、第２実施形態の原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す縦断面図である。 図８は、図７のVIII−VIII断面図である。 図９は、第３実施形態の原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す縦断面図である。 図１０は、原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す平面図である。

以下に添付図面を参照して、本発明に係る原子炉容器の支持装置の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。

［第１実施形態］
図４は、原子力発電プラントの概略構成図、図５は、加圧水型原子炉を表す縦断面図、図６は、図５のVI−VI断面図である。

本実施形態の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

本実施形態の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図４に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、高温側送給配管１４に加圧器１６が設けられ、低温側送給配管１５に一次冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。

従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は低温側送給配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、加熱された二次冷却水、つまり、蒸気を送給する配管３１を介して蒸気タービン３２と連結されており、この配管３１に主蒸気隔離弁３３が設けられている。蒸気タービン３２は、高圧タービン３４と低圧タービン３５を有すると共に、発電機（発電装置）３６が接続されている。また、高圧タービン３４と低圧タービン３５は、その間に湿分分離加熱器３７が設けられており、配管３１から分岐した冷却水分岐配管３８が湿分分離加熱器３７に連結される一方、高圧タービン３４と湿分分離加熱器３７は低温再熱管３９により連結され、湿分分離加熱器３７と低圧タービン３５は高温再熱管４０により連結されている。

更に、蒸気タービン３２の低圧タービン３５は、復水器４１を有しており、この復水器４１は、配管３１からバイパス弁４２を有するタービンバイパス配管４３が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管４４及び排水管４５が連結されている。この取水管４４は、循環水ポンプ４６を有し、排水管４５と共に他端部が海中に配置されている。

そして、この復水器４１は、配管４７が接続されており、復水ポンプ４８、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、復水ブースタポンプ５１、低圧給水加熱器５２が接続されている。また、配管４７は、脱気器５３が連結されると共に、主給水ポンプ５４、高圧給水加熱器５５、主給水制御弁５６が設けられている。

従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管３１を通して蒸気タービン３２（高圧タービン３４から低圧タービン３５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン３２を駆動して発電機３６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン３４を駆動した後、湿分分離加熱器３７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン３５を駆動する。そして、蒸気タービン３２を駆動した蒸気は、復水器４１で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、低圧給水加熱器５２、脱気器５３、高圧給水加熱器５５などを通して蒸気発生器１３に戻される。

このように構成された加圧水型原子炉１２において、図５に示すように、原子炉容器６１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体６２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）６３により構成されており、この原子炉容器本体６２に対して原子炉容器蓋６３が複数のスタッドボルト６４及びナット６５により開閉可能に固定されている。

この原子炉容器本体６２は、原子炉容器蓋６３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡６６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体６２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）６７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）６８が形成されている。また、原子炉容器本体６２は、２ループのプラントの場合、入口ノズル６７及び出口ノズル６８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。

原子炉容器本体６２は、内部にて、入口ノズル６７及び出口ノズル６８より上方に上部炉心支持板６９が固定される一方、下方の下鏡６６の近傍に位置して下部炉心支持板７０が支持されている。この上部炉心支持板６９及び下部炉心支持板７０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板６９は、複数の炉心支持ロッド７１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結されている。

原子炉容器本体６２は、内部における入口ノズル６７及び出口ノズル６８より下方に、円筒形状をなす炉心槽７３が内壁面と所定の隙間をもって配置されている。この炉心槽７３は、上部に円板形状をなして多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結され、下部に円板形状をなして多数の連通孔が形成された下部炉心板７４が連結されている。そして、この下部炉心板７４は、下部炉心支持板７０に支持されている。即ち、炉心槽７３は、原子炉容器本体６２の上部炉心支持板６９に吊り下げ支持されている。

また、炉心槽７３は、下部に連結された下部炉心支持板７０の外周面にラジアルキー（図示略）が周方向に所定間隔で複数固定される一方、原子炉容器本体６２の内壁面にラジアルサポート７５が周方向に所定間隔で複数固定されている。そのため、炉心槽７３は、ラジアルキーを介して各ラジアルサポート７５により原子炉容器本体６２に位置決め保持されている。

炉心は、上部炉心板７２と炉心槽７３と下部炉心板７４により区画された領域に多数の燃料集合体７６が配置されて構成されている。この燃料集合体７６は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。また、炉心（燃料集合体７６）は、内部に多数の制御棒７７が配置されている。この多数の制御棒７７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ７８となり、燃料集合体７６内に挿入可能となっている。上部炉心支持板６９は、この上部炉心支持板６９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管７９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管７９は、下端部が燃料集合体７６内の制御棒クラスタ７８まで延出されている。

原子炉容器６１を構成する原子炉容器蓋６３は、上部が半球形状をなして磁気式ジャッキの制御棒駆動装置８０が設けられており、原子炉容器蓋６３と一体をなすハウジング８１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管７９は、上端部が制御棒駆動装置８０まで延出され、この制御棒駆動装置８０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸８２が、制御棒クラスタ案内管７９内を通って燃料集合体７６まで延出され、制御棒クラスタ７８を把持可能となっている。

この制御棒駆動装置８０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ７８に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸８２を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。

また、原子炉容器本体６２は、下鏡６６を貫通する多数の計装管台８３が設けられ、この各計装管台８３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管８４が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ８５が連結されている。各炉内計装案内管８４は、上端部が下部炉心支持板７０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板８６，８７が取付けられている。シンブルチューブ８８は、中性子束を計測可能な中性子束検出器（図示略）が装着されており、コンジットチューブ８５から計装管台８３及び炉内計装案内管８４を通り、下部炉心板７４を貫通して燃料集合体７６まで挿入可能となっている。

従って、制御棒駆動装置８０により制御棒クラスタ駆動軸８２を移動して燃料集合体７６から制御棒７７を所定量引き抜くことで、炉心内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器６１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル６８から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体７６を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒７７を燃料集合体７６に挿入することで、炉心内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒７７を燃料集合体７６に全て挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。

また、原子炉容器６１は、炉心に対して、その上方に出口ノズル６８に連通する上部プレナム８９が形成されると共に、下方に下部プレナム９０が形成されている。そして、原子炉容器６１と炉心槽７３との間に入口ノズル６７及び下部プレナム９０に連通するダウンカマー部９１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル６７から原子炉容器本体６２内に流入し、ダウンカマー部９１を下向きに流れ落ちて下部プレナム９０に至り、この下部プレナム９０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板７０及び下部炉心板７４を通過した後、炉心に流入する。この炉心に流入した軽水は、炉心を構成する燃料集合体７６から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体７６を冷却する一方、高温となって上部炉心板７２を通過して上部プレナム８９まで上昇し、出口ノズル６８を通って排出される。

ところで、このような加圧水型原子炉１２にて、図５及び図６に示すように、炉心槽７３は、原子炉容器６１の内部に収納され、この炉心槽７３は、上部がこの原子炉容器本体６２の上部に吊り下げ支持され、下部が複数のラジアルサポート７５を介して原子炉容器本体６２の内面に支持されている。そして、この原子炉容器６１は、上部が入口ノズル（入口管台）６７及び出口ノズル（出口管台）６８を介してコンクリート構造物１０１に吊り下げ支持され、下部がコンクリート構造物１０１に固定された複数の第１支持部材１１１により支持されている。

即ち、コンクリート構造物１０１は、原子炉容器６１の外径より大きい収容部１０２が鉛直方向に沿って形成されており、収容部１０２の内壁面、つまり、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａと原子炉容器６１の外壁面６１ａとの間にリング形状をなす空間部１０３が確保されている。また、コンクリート構造物１０１は、フランジ部１０４が形成されており、原子炉容器６１は、入口ノズル（入口管台）６７及び出口ノズル（出口管台）６８がこのフランジ部１０４に載置されることで、コンクリート構造物１０１に吊り下げ支持されている。なお、この入口ノズル６７と出口ノズル６８は、外部からコンクリート構造物１０１を貫通した給水管１０５と配水管１０６がそれぞれ連結されている。

また、原子炉容器６１は、下部の外壁面６１ａがコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定された複数（本実施形態では、４個）の第１支持部材１１１により支持されている。原子炉容器６１は、複数（本実施形態では、４個）のラジアルサポート７５を介して炉心槽７３の下部を支持している。このラジアルサポート７５は、周方向に所定間隔（好ましくは、等間隔）で配置されている。各第１支持部材１１１は、各ラジアルサポート７５の外側に対向して配置されている。即ち、各第１支持部材１１１は、各ラジアルサポート７５の外側であって、原子炉容器６１の周方向及び高さ方向において、このラジアルサポート７５とほぼ同位置に配置されている。

具体的に、原子炉容器本体６２は、円筒形状をなす胴部の下部に半球形状をなす鏡部（下鏡６６）が溶接により連結されて構成されている。コンクリート構造物１０１に固定された各第１支持部材１１１は、原子炉容器本体６２における胴部と鏡部との連結部（溶接線）６１ｂ（図１参照）の周辺を支持している。

以下、第１支持部材ついて詳細に説明する。図１は、第１実施形態の原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す縦断面図、図２は、原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す水平断面図、図３は、容器本体支持部材を表す斜視図である。

図１から図３に示すように、各第１支持部材１１１は、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａから原子炉容器６１における下部の外壁面６１ａに向けて延出するように、このコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定されている。そして、各第１支持部材１１１は、原子炉容器６１の下部の外壁面６１ａと所定隙間Ｓ１をあけてコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定されている。

各第１支持部材１１１は、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａと原子炉容器６１の外壁面６１ａとの間に介装されるブロック部材１１２と、このブロック部材１１２の下部に連結される取付部材１１３とを有している。ブロック部材１１２は、ほぼ直方体形状をなし、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａと原子炉容器６１の外壁面６１ａとの隙間の距離よりも短い厚さに設定され、取付面１１２ａがコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａの曲率に合わせた湾曲形状をなし、支持面１１２ｂが原子炉容器６１の外壁面６１ａの曲率に合わせた湾曲形状をなしており、支持面１１２ｂは、原子炉容器６１の外壁面６１ａと対向し、所定隙間Ｓ１が確保されている。

取付部材１１３は、ブロック部材１１２より薄い板形状をなし、このブロック部材１１２の下端部に溶接により連結されている。この場合、ブロック部材１１２と取付部材１１３は、ブロック部材１１２の取付面１１２ａと取付部材１１３の取付面１１３ａが段差なく連結される。そして、ブロック部材１１２と取付部材１１３は、複数（本実施形態では、２個）のステイ１１４により連結されることで、補強されている。また、取付部材１１３は、複数（本実施形態では、４個）の取付孔１１３ｂが形成されている。そのため、取付部材１１３は、複数の締結ボルト１１５が各取付孔１１３ｂを貫通してコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに螺合することで、取付部材１１３、つまり、ブロック部材１１２がコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定されることとなる。

このように構成された第１支持部材１１１をコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定する場合、作業者は、原子炉容器６１の下方の収容部１０２に入り、第１支持部材１１１のブロック部材１１２を空間部１０３に挿入し、この状態で、複数の締結ボルト１１５を用いて取付部材１１３をコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定する。

そのため、原子炉容器６１は、上部がコンクリート構造物１０１のフランジ部１０４に吊下げ支持され、下部の外壁面６１ａがコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａから延出する複数の第１支持部材１１１により支持されることとなる。その結果、地震発生時に原子炉容器６１が水平方向に揺れると、原子炉容器６１は、外壁面６１ａが複数の第１支持部材１１１における各ブロック部材１１２の支持面１１２ｂに接触して支持されることとなり、この水平方向の揺れが抑制される。

このように第１実施形態の原子炉容器の支持装置にあっては、原子炉容器６１の上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａから原子炉容器６１の下部の外壁面６１ａに向けて延出する第１支持部材１１１を周方向に所定間隔で複数固定している。

従って、原子炉容器６１は、上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、下部の外壁面６１ａがコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａから延出する複数の第１支持部材１１１により支持されることで、地震発生時に原子炉容器６１における水平方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器６１を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

第１実施形態の原子炉容器の支持装置では、第１支持部材１１１を原子炉容器６１の下部の外壁面６１ａと所定隙間Ｓ１をあけてコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定している。従って、原子炉容器６１は、第１支持部材１１１と所定隙間Ｓ１をあけて支持されることで、原子炉容器６１の熱膨張が所定隙間Ｓ１により吸収されることとなり、第１支持部材１１１からの応力集中を抑制することができる。

第１実施形態の原子炉容器の支持装置では、原子炉容器６１の内部に円筒形状をなす炉心槽７３を吊り下げ支持し、原子炉容器６１と炉心槽７３の下部との間にラジアルサポート７５を周方向に所定間隔で複数配置し、第１支持部材１１１をラジアルサポート７５に対向して配置している。従って、第１支持部材１１１をラジアルサポート７５と対向して配置することで、第１支持部材１１１は、原子炉容器６１及びラジアルサポート７５介して炉心槽７３を適正に支持することとなり、炉心槽７３の揺れを効果的に抑制することができる。

第１実施形態の原子炉容器の支持装置では、原子炉容器６１を、円筒形状をなす胴部の下部に半球形状をなす鏡部を連結して構成し、第１支持部材１１１が胴部と鏡部との連結部６１ｂを支持可能としている。従って、既設の原子力容器６１に対して、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに第１支持部材１１１を容易に固定することができ、施工性を向上することができる。

第１実施形態の原子炉容器の支持装置では、第１支持部材１１１として、コンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａと原子炉容器６１の外壁面６１ａとの間に介装されるブロック部材１１２と、ブロック部材１１２の下部に連結される取付部材１１３とを設け、取付部材１１３をコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定している。従って、取付部材１１３によりブロック部材１１２をコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａと原子炉容器６１の外壁面６１ａとの間に適正に挿入し、適正位置に固定することができ、施工性を向上することができる。

第１実施形態の原子炉容器の支持装置では、ブロック部材１１２における原子炉容器６１の外壁面６１ａと対向する支持面１１２ｂを原子炉容器６１の外壁面６１ａの曲率に合わせた湾曲形状としている。従って、ブロック部材１１２の支持面１１２ｂと原子炉容器６１の外壁面６１ａを同じ曲率に合わせた湾曲形状とすることで、ブロック部材１１２により原子炉容器６１を適正に支持することができる。

［第２実施形態］
図７は、第２実施形態の原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す縦断面図、図８は、図７のVIII−VIII断面図である。なお、上述した実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。

第２実施形態にて、図７及び図８に示すように、原子炉容器６１は、上部が入口ノズル（入口管台）６７及び出口ノズル（出口管台／図示略）を介してコンクリート構造物１０１に吊り下げ支持されると共に、入口ノズル６７に連結される給水管（配管）１０５がコンクリート構造物１０１に固定された第２支持部材１３１により支持されている。なお、図示しないが、出口ノズルに連結される配管もコンクリート構造物１０１に固定された第２持部材１３１により支持されている。

即ち、コンクリート構造物１０１は、水平方向に貫通する貫通孔１２１が形成され、この貫通孔１２１の上方に第１フランジ１２２が設けられ、下方に第２フランジ１２３が設けられている。原子炉容器６１は、入口ノズル（入口管台）６７が第２フランジ１２３に載置されることで、コンクリート構造物１０１に吊下げ支持されている。そして、原子炉容器６１は、入口ノズル（入口管台）６７に外部から貫通孔１２１を貫通した給水管１０５の端部が溶接により連結されている。

第２支持部材１３１は、コンクリート構造物１０１から原子炉容器６１の入口ノズル（入口管台）６７に連結された給水管１０５に向けて延出している。この第２支持部材１３１は、取付部１３２と支持ロッド１３３とがＬ字形状をなすように一体に連結されて固定されている。そして、取付部（基端部）１３２は、水平方向に沿った状態で第１フランジ１２２の上面に密着し、複数の締結ボルト（締結部材）１３４により固定されている。支持ロッド１３３は、第１フランジ１２２の貫通孔１２４を挿通して下方に延出し、下端部（先端部）が給水管１０５を支持可能であり、鉛直方向に沿った状態で貫通孔１２４の内面に密着し、複数の締結ボルト（締結部材）１３５により固定されている。この場合、第２支持部材１３１は、Ｌ字形状をなし、第１フランジ１２２に対して鉛直方向に沿う複数の締結ボルト１３４により固定されると共に、第１フランジ１２２の貫通孔１２４に対して水平方向に沿う複数の締結ボルト１３５により固定されている。

また、第２支持部材１３１は、支持ロッド１３３の下端部にＵ字形状をなす支持部１３６が一体に固定されている。この支持部１３６は、給水管１０５の上方側の外周面１０５ａと対向する支持面１３６ａが給水管１０５の外周面１０５ａの曲率に合わせた湾曲形状をなしている。そして、第２支持部材１３１は、支持部１３６の支持面１３６ａが給水管１０５の外周面１０５ａと所定隙間Ｓ２をあけて第１フランジ１２２に固定されている。

このように構成された第２支持部材１３１をコンクリート構造物１０１の第１フランジ１２２に固定する場合、作業者は、原子炉容器本体６２の上方に入り、第２支持部材１３１の支持ロッド１３３を第１フランジ１２２の貫通孔１２４に挿入し、この状態で、複数の締結ボルト１３４，１３５を用いて取付部１３２と支持ロッド１３３をコンクリート構造物１０１の第１フランジ１２２に固定する。

そのため、原子炉容器６１は、上部がコンクリート構造物１０１の第２フランジ１２３に吊下げ支持され、給水管１０５の外周面１０５ａがコンクリート構造物１０１の第１フランジ１２２から延出する第２支持部材１３１により支持されることとなる。その結果、地震発生時に原子炉容器６１が鉛直方向に揺れると、原子炉容器６１は、給水管１０５（排水管）の外周面１０５ａが複数の第２支持部材１３１における各支持部１３６の支持面１３６ａに接触して支持されることとなり、この鉛直方向の揺れが抑制される。

このように第２実施形態の原子炉容器の支持装置にあっては、原子炉容器６１の上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、コンクリート構造物１０１から原子炉容器６１の入口ノズル（入口管台）６７に連結される給水管１０５に向けて延出する第２支持部材１３１を固定している。

従って、原子炉容器６１は、上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、入口ノズル（入口管台）６７に連結される給水管１０５がコンクリート構造物１０１から延出する第２支持部材１３１により支持されることで、地震発生時に原子炉容器６１における鉛直方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器６１を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

第２実施形態の原子炉容器の支持装置では、コンクリート構造物１０１に水平方向に貫通する貫通孔１２１を形成し、貫通孔１２１の上方に第１フランジ１２２が設けられて下方に第２フランジ１２３が設けられ、原子炉容器６１は、入口ノズル（入口管台）６７が第２フランジ１２３に吊下げ支持され、給水管１０５が連結されており、第２支持部材１３１は、基端部が第１フランジ１２２に固定され、下方に延出する先端部が給水管１０５を支持可能としている。従って、第２支持部材１３１の先端部が上方から給水管１０５を支持することで、原子炉容器６１の浮き上がりを防止することができる。

第２実施形態の原子炉容器の支持装置では、第２支持部材１３１は、支持部１３６が給水管１０５の外周面１０５ａと所定隙間Ｓ２をあけて第１フランジ１２２に固定されている。従って、原子炉容器６１の給水管１０５は、第２支持部材１３１の支持部１３６と所定隙間Ｓ２をあけて支持されることで、原子炉容器６１の熱膨張が所定隙間Ｓ２により吸収されることとなり、第２支持部材１３１からの応力集中を抑制することができる。

第２実施形態の原子炉容器の支持装置では、第２支持部材１３１における給水管１０５の外周面１０５ａと対向する支持部１３６の支持面１３６ａを給水管１０５の外周面１０５ａの曲率に合わせた湾曲形状としている。従って、第２支持部材１３１の支持面１３６ａと給水管１０５の外周面１０５ａが同じ曲率に合わせた湾曲形状をなすことで、第２支持部材１３１により給水管１０５を適正に支持することができる。

第２実施形態の原子炉容器の支持装置では、第２支持部材１３１をＬ字形状とし、第１フランジ１２２に対して鉛直方向及び水平方向に沿う複数の締結ボルト１３４，１３５により固定している。従って、第２支持部材１３１が第１フランジ１２２に鉛直方向及び水平方向に沿う複数の締結ボルト１３４，１３５により固定されることで、給水管１０５からの反力を適正に受け止めて原子炉容器６１の上下動を適正に抑制することができる。

［第３実施形態］
図９は、第３実施形態の原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す縦断面図、図１０は、原子炉容器の支持装置における原子炉容器の支持構造を表す平面図である。なお、上述した実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。

第３実施形態にて、図９及び図１０に示すように、原子炉容器６１は、上部が入口ノズル（入口管台）６７及び出口ノズル（出口管台）６８を介してコンクリート構造物１０１に吊り下げ支持されると共に、原子炉容器本体６２の上部に原子炉容器蓋６３が締結されて構成され、コンクリート構造物１０１から原子炉容器蓋６３に向けて延出する第３支持部材１４１（１４１ａ，１４１ｂ，１４１ｃ，１４１ｄ，１４１ｅ，１４１ｆ，１４１ｇ）が周方向に所定間隔で複数固定されている。

即ち、原子炉容器６１にて、原子炉容器本体６２は、上部に原子炉容器蓋６３が載置され、複数のスタッドボルト６４にナット６５が螺合することで固定されている。第３支持部材１４１は、基端部がコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定され、水平方向に延出する先端部が原子炉容器蓋６３の外周面６３ａを支持可能となっている。この第３支持部材１４１は、取付部１４２と支持ロッド１４３とがＬ字形状をなすように一体に連結されて固定されている。そして、取付部（基端部）１４２は、鉛直方向に沿った状態でコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに密着し、複数の締結ボルト（締結部材）１４４により固定されている。支持ロッド１４３は、水平方向に延出し、先端部が原子炉容器蓋６３の外周面６３ａを支持可能である。

また、第３支持部材１４１にて、支持ロッド１４３の先端部は、原子炉容器蓋６３の外周面６３ａと対向する支持面１４３ａが原子炉容器蓋６３の外周面６３ａの曲率に合わせた湾曲形状をなしている。そして、第３支持部材１４１は、ロッド１４３の支持面１４３ａが原子炉容器蓋６３の外周面６３ａと所定隙間Ｓ３をあけてコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定されている。

このように構成された第３支持部材１４１をコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定する場合、作業者は、原子炉容器６１の上方に入り、第３支持部材１４１の取付部１４２をコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに密着し、この状態で、複数の締結ボルト１４４を用いてコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定する。

そのため、原子炉容器６１は、上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、原子炉容器蓋６３の外周面６３ａがコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａから延出する第３支持部材１４１により支持されることとなる。その結果、地震発生時に原子炉容器６１が水平方向に揺れると、原子炉容器６１は、原子炉容器蓋６３の外周面６３ａが複数の第３支持部材１４１における各支持ロッド１４３の支持面１４３ａに接触して支持されることとなり、この水平方向の揺れが抑制される。

このように第３実施形態の原子炉容器の支持装置にあっては、原子炉容器６１の上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、コンクリート構造物１０１から原子炉容器蓋６３に向けて延出する第３支持部材１４１が周方向に所定間隔で複数固定されている。

従って、原子炉容器６１は、上部がコンクリート構造物１０１に吊下げ支持され、原子炉容器蓋６３がコンクリート構造物１０１から延出する第３支持部材１４１により支持されることで、地震発生時に原子炉容器６１における水平方向の揺れが抑制されることとなり、原子炉容器６１を適正に支持することで耐震性を向上することができる。

第３実施形態の原子炉容器の支持装置では、第３支持部材１４１の取付部１４２がコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定され、水平方向に延出する支持ロッド１４３が原子炉容器蓋６３の外周面６３ａを支持可能としている。従って、第３支持部材１４１の支持ロッド１４３の先端部が側方から原子炉容器蓋６３を支持することで、原子炉容器６１の水平移動を適正に抑制することができる。

第３実施形態の原子炉容器の支持装置では、第３支持部材１４１の先端部が原子炉容器蓋６３の外周面６３ａと所定隙間Ｓ３をあけてコンクリート構造物１０１の内壁面１０１ａに固定されている。従って、原子炉容器蓋６３は、第３支持部材１４１と所定隙間Ｓ３をあけて支持されることで、原子炉容器蓋６３の熱膨張が所定隙間Ｓ３により吸収されることとなり、第３支持部材１４１からの応力集中を抑制することができる。

第３実施形態の原子炉容器の支持装置では、第３支持部材１４１における原子炉容器蓋６３の外周面６３ａと対向する支持面１４３ａを原子炉容器蓋６３の外周面６３ａの曲率に合わせた湾曲形状としている。従って、第３支持部材１４１の支持面１４３ａと原子炉容器蓋６３の外周面６３ａが同じ曲率に合わせた湾曲形状をなすことで、第３支持部材１４１により原子炉容器蓋６３を適正に支持することができる。

なお、本発明の原子炉容器の支持装置を、加圧水型原子炉１２の原子炉容器６１に適用して説明したが、沸騰水型原子炉に適用してもよい。

６１ 原子炉容器
６１ａ 外壁面
６２ 原子炉容器本体
６３ 原子炉容器蓋
６３ａ 外周面
６７ 入口ノズル（入口管台）
６８ 出口ノズル（出口管台）
７３ 炉心槽
７５ ラジアルサポート
１０１ コンクリート構造物
１０１ａ 内壁面
１０２ 収容部
１０５ 給水管
１０５ａ 外周面
１０６ 排水管
１１１ 第１支持部材
１１２ ブロック部材
１１２ｂ 支持面
１１３ 取付部材
１１５ 締結ボルト（締結部材）
１３１ 第２支持部材
１３２ 取付部
１３３ 支持ロッド
１３４，１３５ 締結ボルト（締結部材）
１３６ 支持部
１３６ａ 支持面
１４１ 第３支持部材
１４２ 取付部
１４３ 支持ロッド
１４３ａ 支持面
Ｓ１，Ｓ２，Ｓ３ 所定隙間

Claims (17)

1. 上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器の支持装置において、
   前記コンクリート構造物の内壁面から前記原子炉容器の下部外面に向けて延出するように前記コンクリート構造物の内壁面に周方向に所定間隔で固定される複数の第１支持部材を有する、
   ことを特徴とする原子炉容器の支持装置。
2. 前記コンクリート構造物から前記原子炉容器の管台に連結される配管に向けて延出するように前記コンクリート構造物に固定される第２支持部材を有することを特徴とする請求項１に記載の原子炉容器の支持装置。
3. 前記原子炉容器は、原子炉容器本体の上部に原子炉容器蓋が締結されて構成され、前記コンクリート構造物から前記原子炉容器蓋に向けて延出するように前記コンクリート構造物に周方向に所定間隔で固定される複数の第３支持部材を有することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉容器の支持装置。
4. 前記第１支持部材は、前記原子炉容器の下部外面と所定隙間をあけて前記コンクリート構造物の内壁面に固定されることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
5. 前記原子炉容器は、内部に円筒形状をなす炉心槽が吊り下げ支持され、前記原子炉容器と前記炉心槽の下部との間にラジアルサポートが周方向に所定間隔で複数配置され、前記第１支持部材は、前記ラジアルサポートに対向して配置されることを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
6. 前記原子炉容器は、円筒形状をなす胴部の下部に半球形状をなす鏡部が連結されて構成され、前記第１支持部材は、前記胴部と前記鏡部との連結部を支持可能であることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
7. 前記第１支持部材は、前記コンクリート構造物の内壁面と前記原子炉容器の外面との間に介装されるブロック部材と、前記ブロック部材の下部に連結される取付部材とを有し、前記取付部材が前記コンクリート構造物の内壁面に固定されることを特徴とする請求項１から請求項６のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
8. 前記ブロック部材は、前記原子炉容器の外面と対向する支持面が前記原子炉容器の外面の曲率に合わせた湾曲形状をなすことを特徴とする請求項７に記載の原子炉容器の支持装置。
9. 前記コンクリート構造物は、水平方向に貫通する貫通孔が形成され、前記貫通孔の上方に第１フランジが設けられて下方に第２フランジが設けられ、前記原子炉容器は、前記管台が前記第２フランジに吊下げ支持され、外部から前記貫通孔を貫通した前記配管が連結され、前記第２支持部材は、基端部が前記第１フランジに固定され、下方に延出する先端部が前記配管を支持可能であることを特徴とする請求項２から請求項８のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
10. 前記第２支持部材は、先端部が前記配管の外面と所定隙間をあけて前記第１フランジに固定されることを特徴とする請求項９に記載の原子炉容器の支持装置。
11. 前記第２支持部材の先端部は、前記配管の外面と対向する支持面が前記配管の外面の曲率に合わせた湾曲形状をなすことを特徴とする請求項９または請求項１０に記載の原子炉容器の支持装置。
12. 前記第２支持部材は、基端部がＬ字形状をなし、前記第１フランジに対して鉛直方向及び水平方向に沿う複数の締結部材により固定されることを特徴とする請求項９から請求項１１のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
13. 前記第３支持部材は、基端部がコンクリート構造物の内壁面に固定され、水平方向に延出する先端部が前記原子炉容器蓋の外周面を支持可能であることを特徴とする請求項３から請求項１１のいずれか一項に記載の原子炉容器の支持装置。
14. 前記第３支持部材は、先端部が前記原子炉容器蓋の外周面と所定隙間をあけて前記コンクリート構造物の内壁面に固定されることを特徴とする請求項１３に記載の原子炉容器の支持装置。
15. 前記第３支持部材の先端部は、前記原子炉容器蓋の外周面と対向する支持面が前記原子炉容器蓋の外周面の曲率に合わせた湾曲形状をなすことを特徴とする請求項１３または請求項１４に記載の原子炉容器の支持装置。
16. 上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器の支持装置において、
    前記コンクリート構造物から前記原子炉容器の管台に連結される配管に向けて延出するように前記コンクリート構造物に固定される第２支持部材を有する、
    ことを特徴とする原子炉容器の支持装置。
17. 上部がコンクリート構造物に吊下げ支持される原子炉容器の支持装置において、
    前記原子炉容器は、原子炉容器本体の上部に原子炉容器蓋が締結されて構成され、前記コンクリート構造物から前記原子炉容器蓋に向けて延出するように前記コンクリート構造物に周方向に所定間隔で複数固定される第３支持部材を有する、
    ことを特徴とする原子炉容器の支持装置。

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