JP4641584B2 - 原子炉の地震荷重抑圧装置および地震荷重抑圧装置を有する原子炉 - Google Patents
原子炉の地震荷重抑圧装置および地震荷重抑圧装置を有する原子炉 Download PDFInfo
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
この発明は全般的に原子炉、更に具体的に言えば、地震絶縁装置及び変位制限装置を含む地震荷重抑圧装置に関する。
【０００２】
【発明の背景】
少なくともある公知の原子炉発電所では、原子炉容器が実質的に剛性の台座によって支持されている。この台座が、地下にあって、岩床の上に乗っかっているかもしれない原子炉建屋の基礎（ベースマット）によって支持されている。こういう配置の結果、原子炉及び原子炉台座を含む集成体の基本振動数は約４ヘルツ（Ｈｚ）である。４Ｈｚの基本振動数は、地震の励振の強い振動数領域内にあり、集成体が地震の運動に感じ易くなる。発電所の設計パラメータである安全運転停止地震（ＳＳＥ）は、標準的な原子力発電所では、典型的には０．３ｇ、即ち重力加速度（ｇ＝９．８１メートル／毎秒毎秒）の０．３倍の値を持っている。ＳＳＥが０．３ｇに等しいとき、発電所が０．３ｇの力に出会っても、安全性に関連する装置を運転停止にして、無事に生き残ることが出来る。０．３ｇを越える力が予想される地点では、その地震の力が一層強いことに対処して、標準的な発電所の設計を修正する必要がある。発電所の設計で取上げなければならない１つの問題は、燃料を含む原子炉の内部部品の地震入力に対する応答が、一般的に拡大されることである。例えば、０．３ｇの地震入力により、原子炉内の燃料の応答が０．９ｇになることがある。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
強い地震の励振をフィルタリングして、標準的な発電所の地点に無関係にすることが出来ると共に、燃料を含めた内部部品の応答を低くすることが望ましい。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
上記並びにその他の目的は、原子炉並びに燃料を含めた原子炉の内部部品に対する地震入力を減らす原子炉用の地震荷重抑圧装置によって達成することが出来る。1実施態様では、地震荷重抑圧装置は、複数個の地震絶縁装置と、複数個の変位制限装置とを含む。地震絶縁装置は、原子炉台座と原子炉建屋の基礎の上に乗っかっている下側台座の間に円周方向に位置ぎめされる。変位制限装置は下側台座の裾部に結合され、原子炉台座の近くに位置ぎめされる。
【０００５】
地震絶縁装置は、弾性材料及び鋼板を交互に接着した複数個の層を含む。地震絶縁装置は任意の直径であってよいが、典型的には各々の地震絶縁装置が約４００ミリ乃至約１メートルの直径を持つ。更に、弾性材料は典型的にはゴム又はネオプレンである。
【０００６】
各々の変位制限装置が片持ち梁を含む。梁(beam)が一端で下側台座の裾部に取付けられると共に、原子炉台座の下端の近くの位置まで伸びている。梁が梁芯(beam core) と、梁芯の向い合った外面の上に積層された２つの鋼板とを含む。鋼板は、梁芯よりも降伏強さが弱い炭素鋼で作られる。例えば、梁芯は、少なくとも約６００００ポンド／平方吋の降伏強さを持つ高強度鋼で作ることが出来る。
【０００７】
動作について説明すると、複数個の地震絶縁装置が、地震絶縁装置によって支持された構造に対する地震入力を減衰させる。この減衰は、弾性材料及び鋼板の層を交互に接着した独特の構造に由るものである。しかし、地震絶縁装置の水平方向の剛性が比較的低い為、変位制限装置を使って、地震入力によって起こされる大きな横方向の変位を防止する。変位制限装置の片持ち梁の面を覆う板の塑性変形によって減衰効果が発生する。更に上側台座部分の接点と変位制限装置の片持ち梁の上面との間の摩擦を通じて、エネルギが散逸される。
【０００８】
上に述べた地震絶縁装置及び変位制限装置が、強い地震の励振をフィルタリングし、これが燃料を含めた原子炉の内部部品の応答を弱める。原子炉及び原子炉内部部品の地震入力に対する応答を弱めることにより、標準とする発電所を地点に無関係な設計にすることが出来る。
【０００９】
【発明の実施の形態】
図１は、この発明の１実施例による原子炉１０の一部分の部分的に切欠いた側面断面図である。原子炉１０が、原子炉台座１４によって支持される原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１２を含む。ＲＰＶ１２が原子炉裾部１６によって原子炉台座１４に結合される。原子炉台座１４が上側原子炉台座部分１８及び下側原子炉台座部分２０を含む。下側部分２０が、地下にあって、岩床に乗っかっているかもしれない原子炉建屋の基礎（図に示していない）によって支持される。台座の裾部２２が下側台座部分２０の外側２４から上向きに伸びる。原子炉１０が、図１には示していないこの他の部品を含むことに注意されたい。例えば、原子炉１０は燃料集成体、シュラウド、蒸気分離器、乾燥器及び制御棒（それら全ては示していない）をも含む。
【００１０】
原子炉１０が地震荷重抑圧装置２６を含む。地震荷重抑圧装置２６が、原子炉台座１４の周りに円周方向に配置された複数個の地震絶縁装置２８と、台座の裾部２２の周りに円周方向に配置されていて、この裾部に結合された複数個の変位制限装置３０とを含む。特に、地震絶縁装置２８は、下側原子炉台座部分２０及び上側台座部分１８の間に位置ぎめされる。各々の地震絶縁装置２８の第１の端３２が下側台座部分２０の上面３４に結合され、各々の地震絶縁装置２８の第２の端３６が上側台座部分１８の下面３８に結合される。
【００１１】
図２について説明すると、各々の地震絶縁装置２８が、弾性材料４０及び鋼板４２の交互に接着された層を含む。地震絶縁装置２８は任意の直径であってよいが、典型的には、各々の地震絶縁装置２８は約４００ミリ乃至約１メートルの直径を持つ。更に、この直径、交互の層の厚さ及び層の数に基づいて、各々の地震絶縁装置２８は水平方向の剛性を持っている。例えば、典型的な水平方向の剛性は、１センチ当り１．２５トンの力（ｔｏｎｆ／ｃｍ）であることがある。これは、地震絶縁装置２８を水平方向に１センチ変位させるには、１．２５トンの力が必要であることを意味する。各々の地震絶縁装置が垂直方向の剛性をも持っている。垂直方向の剛性の典型的な値は約２０００ｔｏｎｆ／ｃｍである。更に、各々の鋼板４２及び各々の弾性材料の層４０の厚さは約１乃至約３ミリである。弾性材料の層４０は任意の適当な弾性材料であってよい。弾性材料の層４０がゴム又はネオプレンであることが好ましい。
【００１２】
各々の変位制限装置３０が片持ち梁４４を持っている。片持ち梁４４が梁芯４６と、梁芯４６の向い合った外面５２、５４に夫々積層した２枚の鋼板４８及び５０を含む。鋼板４８及び５０は、梁芯４６を作るのに使われた鋼よりも降伏強さが弱い炭素鋼で作る。１実施例では、梁芯４６は、少なくとも約６００００ポンド／平方吋（ｐｓｉ）の降伏強さを持つ高強度鋼で作る。１実施例では、鋼板４８及び５０が３６０００ｐｓｉの降伏強さを持つＡ−３６炭素鋼で作られ、梁芯４６は６００００ｐｓｉの降伏強さを持つＡ−５７２級高強度鋼で作られる。
【００１３】
変位制限装置３０は第１の端５６で台座の裾部２２に結合される。特に台座の裾部２２が接続部分５８を含む。１実施例では、接続部分５８はＩ形鋼であり、台座の裾部２２は補強コンクリートで作られる。別の実施例では、台座の裾部２２を鋼で作り、接続部分５８は鋼製の台座の裾部２２の一体の一部分である。変位制限装置４０は接続部分５８に溶接にし又はボルト止めすることが出来る。変位制限装置３０が、接続部分５８からある角度で伸びるように位置ぎめされて、第２の端６０が上側原子炉台座１８の下面３８の近くに位置ぎめされるようにする。
【００１４】
図３は原子炉圧力容器１２を上から見た断面図であって、原子炉台座１４の周りに円周方向に配置された１６個の地震絶縁装置２８と、台座の裾部２２に沿って円周方向に、そして原子炉台座１４に隣接して配置された１６個の変位制限装置３０を示している。勿論、他の実施例では、１６個より多い又は少ない地震絶縁装置２８及び変位制限装置３０を用いることが出来る。
【００１５】
変位制限装置３０は、地震があった場合、大きな横方向の変位を防止する。鋼板４８及び５０の塑性変形によるエネルギの散逸により、減衰効果が得られる。原子炉台座１４の横方向の変位が、変位制限装置３０に係合する程大きいとき、上側原子炉台座１８と、片持ち梁４４の鋼板４８との接触による摩擦を通じて、更にエネルギが散逸される。変位制限装置３０は、原子炉台座１４と各々の変位制限装置３０の間に予定の隙間６４（図２参照）があるように構成される。隙間６４は、台座１４の撓みが、地震絶縁装置２８によって支持されていない原子炉１０の部分のそれ以下に制限するような寸法である。例えば、強さの弱い地震の力によって起こる小さな地震荷重は、生ずる横方向の変位が小さく、これは原子炉台座１４を変位制限装置３０に係合させる程ではない。これと対照的に、強い地震荷重は、台座１４を１つ又は更に多くの変位制限装置３０と係合させる程の台座１４の横方向の変位を生ずる。係合する変位制限装置の数が多くなれば、原子炉容器１２の動きが減少する。変位制限装置３０がないと、原子炉容器１２に接続された配管は、原子炉圧力容器１２が地震絶縁装置２８によって支持されているときに、原子炉容器のノズル（図に示していない）を通じて加えられた変位を受けることがある。
【００１６】
地震絶縁装置１８が原子炉容器１２及び原子炉の内部（図に示していない）に対する地震入力を減衰させる。例えば、ピークで０．３ｇの地面の加速度という地震入力は、原子炉容器１２を支持する地震絶縁装置２８がなく、原子炉容器１２、原子炉の裾部１６及び上側原子炉台座１４の合計の重量が約２０００トンであると仮定すれば、典型的には、原子炉容器１２内の燃料に約０．９ｇの応答を生ずる。しかし、原子炉絶縁装置が上側原子炉台座１４を支持しているとき、燃料の応答は約０．２９ｇに減少し、これは許容し得る原子炉設計パラメータの範囲内である。
【００１７】
地震絶縁装置２８及び変位制限装置３０を含む上に述べた地震荷重抑圧装置２６は、強い地震の励振をフィルタリングし、それが燃料を含めた原子炉１０の内部部品の応答を小さくする。原子炉１０及び原子炉内部部品の地震入力に対する応答を弱くすることにより、地点に無関係な標準とする発電所の設計を開発することが出来る。
【００１８】
この発明を種々の実施例について上に述べたところから、この発明の目的が達成されたことは明らかである。この発明を詳しく説明して、図面に示したが、こは例であって、例に過ぎず、この発明を制約するものと解してはならないことをはっきりと承知されたい。従って、この発明の範囲は、特許請求の範囲によって限定されるべきである。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明の１実施例による原子炉の一部分の部分的に切欠いた側面断面図。
【図２】図１に示す原子炉部分の一部分Ａの拡大図。
【図３】図１に示した原子炉部分を上から見た断面図。
【符号の説明】
１０ 原子炉
１２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１４ 原子炉台座
１６ 原子炉の裾部
１８ 上側原子炉台座部分
２０ 下側原子炉台座部分
２２ 台座の裾部
２４ 下側台座部分の外側
２６ 地震荷重抑圧装置
２８ 地震絶縁装置
３０ 変位制限装置
３２ 地震絶縁装置の第１の端
３４ 下側台座部分の上面
３６ 地震絶縁装置の第２の端
３８ 上側台座部分の上面
４０ 弾性材料
４２ 地震絶縁装置の鋼板
４４ 片持ち梁
４６ 梁芯
４８ 鋼板
５０ 鋼板
５２ 梁芯の外面
５４ 梁芯の外面
５６ 台座の裾部の第１の端
５８ 接続部分
６０ 台座の裾部の第２の端
６２ 隙間
【発明の属する技術分野】
この発明は全般的に原子炉、更に具体的に言えば、地震絶縁装置及び変位制限装置を含む地震荷重抑圧装置に関する。
【０００２】
【発明の背景】
少なくともある公知の原子炉発電所では、原子炉容器が実質的に剛性の台座によって支持されている。この台座が、地下にあって、岩床の上に乗っかっているかもしれない原子炉建屋の基礎（ベースマット）によって支持されている。こういう配置の結果、原子炉及び原子炉台座を含む集成体の基本振動数は約４ヘルツ（Ｈｚ）である。４Ｈｚの基本振動数は、地震の励振の強い振動数領域内にあり、集成体が地震の運動に感じ易くなる。発電所の設計パラメータである安全運転停止地震（ＳＳＥ）は、標準的な原子力発電所では、典型的には０．３ｇ、即ち重力加速度（ｇ＝９．８１メートル／毎秒毎秒）の０．３倍の値を持っている。ＳＳＥが０．３ｇに等しいとき、発電所が０．３ｇの力に出会っても、安全性に関連する装置を運転停止にして、無事に生き残ることが出来る。０．３ｇを越える力が予想される地点では、その地震の力が一層強いことに対処して、標準的な発電所の設計を修正する必要がある。発電所の設計で取上げなければならない１つの問題は、燃料を含む原子炉の内部部品の地震入力に対する応答が、一般的に拡大されることである。例えば、０．３ｇの地震入力により、原子炉内の燃料の応答が０．９ｇになることがある。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
強い地震の励振をフィルタリングして、標準的な発電所の地点に無関係にすることが出来ると共に、燃料を含めた内部部品の応答を低くすることが望ましい。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
上記並びにその他の目的は、原子炉並びに燃料を含めた原子炉の内部部品に対する地震入力を減らす原子炉用の地震荷重抑圧装置によって達成することが出来る。1実施態様では、地震荷重抑圧装置は、複数個の地震絶縁装置と、複数個の変位制限装置とを含む。地震絶縁装置は、原子炉台座と原子炉建屋の基礎の上に乗っかっている下側台座の間に円周方向に位置ぎめされる。変位制限装置は下側台座の裾部に結合され、原子炉台座の近くに位置ぎめされる。
【０００５】
地震絶縁装置は、弾性材料及び鋼板を交互に接着した複数個の層を含む。地震絶縁装置は任意の直径であってよいが、典型的には各々の地震絶縁装置が約４００ミリ乃至約１メートルの直径を持つ。更に、弾性材料は典型的にはゴム又はネオプレンである。
【０００６】
各々の変位制限装置が片持ち梁を含む。梁(beam)が一端で下側台座の裾部に取付けられると共に、原子炉台座の下端の近くの位置まで伸びている。梁が梁芯(beam core) と、梁芯の向い合った外面の上に積層された２つの鋼板とを含む。鋼板は、梁芯よりも降伏強さが弱い炭素鋼で作られる。例えば、梁芯は、少なくとも約６００００ポンド／平方吋の降伏強さを持つ高強度鋼で作ることが出来る。
【０００７】
動作について説明すると、複数個の地震絶縁装置が、地震絶縁装置によって支持された構造に対する地震入力を減衰させる。この減衰は、弾性材料及び鋼板の層を交互に接着した独特の構造に由るものである。しかし、地震絶縁装置の水平方向の剛性が比較的低い為、変位制限装置を使って、地震入力によって起こされる大きな横方向の変位を防止する。変位制限装置の片持ち梁の面を覆う板の塑性変形によって減衰効果が発生する。更に上側台座部分の接点と変位制限装置の片持ち梁の上面との間の摩擦を通じて、エネルギが散逸される。
【０００８】
上に述べた地震絶縁装置及び変位制限装置が、強い地震の励振をフィルタリングし、これが燃料を含めた原子炉の内部部品の応答を弱める。原子炉及び原子炉内部部品の地震入力に対する応答を弱めることにより、標準とする発電所を地点に無関係な設計にすることが出来る。
【０００９】
【発明の実施の形態】
図１は、この発明の１実施例による原子炉１０の一部分の部分的に切欠いた側面断面図である。原子炉１０が、原子炉台座１４によって支持される原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１２を含む。ＲＰＶ１２が原子炉裾部１６によって原子炉台座１４に結合される。原子炉台座１４が上側原子炉台座部分１８及び下側原子炉台座部分２０を含む。下側部分２０が、地下にあって、岩床に乗っかっているかもしれない原子炉建屋の基礎（図に示していない）によって支持される。台座の裾部２２が下側台座部分２０の外側２４から上向きに伸びる。原子炉１０が、図１には示していないこの他の部品を含むことに注意されたい。例えば、原子炉１０は燃料集成体、シュラウド、蒸気分離器、乾燥器及び制御棒（それら全ては示していない）をも含む。
【００１０】
原子炉１０が地震荷重抑圧装置２６を含む。地震荷重抑圧装置２６が、原子炉台座１４の周りに円周方向に配置された複数個の地震絶縁装置２８と、台座の裾部２２の周りに円周方向に配置されていて、この裾部に結合された複数個の変位制限装置３０とを含む。特に、地震絶縁装置２８は、下側原子炉台座部分２０及び上側台座部分１８の間に位置ぎめされる。各々の地震絶縁装置２８の第１の端３２が下側台座部分２０の上面３４に結合され、各々の地震絶縁装置２８の第２の端３６が上側台座部分１８の下面３８に結合される。
【００１１】
図２について説明すると、各々の地震絶縁装置２８が、弾性材料４０及び鋼板４２の交互に接着された層を含む。地震絶縁装置２８は任意の直径であってよいが、典型的には、各々の地震絶縁装置２８は約４００ミリ乃至約１メートルの直径を持つ。更に、この直径、交互の層の厚さ及び層の数に基づいて、各々の地震絶縁装置２８は水平方向の剛性を持っている。例えば、典型的な水平方向の剛性は、１センチ当り１．２５トンの力（ｔｏｎｆ／ｃｍ）であることがある。これは、地震絶縁装置２８を水平方向に１センチ変位させるには、１．２５トンの力が必要であることを意味する。各々の地震絶縁装置が垂直方向の剛性をも持っている。垂直方向の剛性の典型的な値は約２０００ｔｏｎｆ／ｃｍである。更に、各々の鋼板４２及び各々の弾性材料の層４０の厚さは約１乃至約３ミリである。弾性材料の層４０は任意の適当な弾性材料であってよい。弾性材料の層４０がゴム又はネオプレンであることが好ましい。
【００１２】
各々の変位制限装置３０が片持ち梁４４を持っている。片持ち梁４４が梁芯４６と、梁芯４６の向い合った外面５２、５４に夫々積層した２枚の鋼板４８及び５０を含む。鋼板４８及び５０は、梁芯４６を作るのに使われた鋼よりも降伏強さが弱い炭素鋼で作る。１実施例では、梁芯４６は、少なくとも約６００００ポンド／平方吋（ｐｓｉ）の降伏強さを持つ高強度鋼で作る。１実施例では、鋼板４８及び５０が３６０００ｐｓｉの降伏強さを持つＡ−３６炭素鋼で作られ、梁芯４６は６００００ｐｓｉの降伏強さを持つＡ−５７２級高強度鋼で作られる。
【００１３】
変位制限装置３０は第１の端５６で台座の裾部２２に結合される。特に台座の裾部２２が接続部分５８を含む。１実施例では、接続部分５８はＩ形鋼であり、台座の裾部２２は補強コンクリートで作られる。別の実施例では、台座の裾部２２を鋼で作り、接続部分５８は鋼製の台座の裾部２２の一体の一部分である。変位制限装置４０は接続部分５８に溶接にし又はボルト止めすることが出来る。変位制限装置３０が、接続部分５８からある角度で伸びるように位置ぎめされて、第２の端６０が上側原子炉台座１８の下面３８の近くに位置ぎめされるようにする。
【００１４】
図３は原子炉圧力容器１２を上から見た断面図であって、原子炉台座１４の周りに円周方向に配置された１６個の地震絶縁装置２８と、台座の裾部２２に沿って円周方向に、そして原子炉台座１４に隣接して配置された１６個の変位制限装置３０を示している。勿論、他の実施例では、１６個より多い又は少ない地震絶縁装置２８及び変位制限装置３０を用いることが出来る。
【００１５】
変位制限装置３０は、地震があった場合、大きな横方向の変位を防止する。鋼板４８及び５０の塑性変形によるエネルギの散逸により、減衰効果が得られる。原子炉台座１４の横方向の変位が、変位制限装置３０に係合する程大きいとき、上側原子炉台座１８と、片持ち梁４４の鋼板４８との接触による摩擦を通じて、更にエネルギが散逸される。変位制限装置３０は、原子炉台座１４と各々の変位制限装置３０の間に予定の隙間６４（図２参照）があるように構成される。隙間６４は、台座１４の撓みが、地震絶縁装置２８によって支持されていない原子炉１０の部分のそれ以下に制限するような寸法である。例えば、強さの弱い地震の力によって起こる小さな地震荷重は、生ずる横方向の変位が小さく、これは原子炉台座１４を変位制限装置３０に係合させる程ではない。これと対照的に、強い地震荷重は、台座１４を１つ又は更に多くの変位制限装置３０と係合させる程の台座１４の横方向の変位を生ずる。係合する変位制限装置の数が多くなれば、原子炉容器１２の動きが減少する。変位制限装置３０がないと、原子炉容器１２に接続された配管は、原子炉圧力容器１２が地震絶縁装置２８によって支持されているときに、原子炉容器のノズル（図に示していない）を通じて加えられた変位を受けることがある。
【００１６】
地震絶縁装置１８が原子炉容器１２及び原子炉の内部（図に示していない）に対する地震入力を減衰させる。例えば、ピークで０．３ｇの地面の加速度という地震入力は、原子炉容器１２を支持する地震絶縁装置２８がなく、原子炉容器１２、原子炉の裾部１６及び上側原子炉台座１４の合計の重量が約２０００トンであると仮定すれば、典型的には、原子炉容器１２内の燃料に約０．９ｇの応答を生ずる。しかし、原子炉絶縁装置が上側原子炉台座１４を支持しているとき、燃料の応答は約０．２９ｇに減少し、これは許容し得る原子炉設計パラメータの範囲内である。
【００１７】
地震絶縁装置２８及び変位制限装置３０を含む上に述べた地震荷重抑圧装置２６は、強い地震の励振をフィルタリングし、それが燃料を含めた原子炉１０の内部部品の応答を小さくする。原子炉１０及び原子炉内部部品の地震入力に対する応答を弱くすることにより、地点に無関係な標準とする発電所の設計を開発することが出来る。
【００１８】
この発明を種々の実施例について上に述べたところから、この発明の目的が達成されたことは明らかである。この発明を詳しく説明して、図面に示したが、こは例であって、例に過ぎず、この発明を制約するものと解してはならないことをはっきりと承知されたい。従って、この発明の範囲は、特許請求の範囲によって限定されるべきである。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明の１実施例による原子炉の一部分の部分的に切欠いた側面断面図。
【図２】図１に示す原子炉部分の一部分Ａの拡大図。
【図３】図１に示した原子炉部分を上から見た断面図。
【符号の説明】
１０ 原子炉
１２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１４ 原子炉台座
１６ 原子炉の裾部
１８ 上側原子炉台座部分
２０ 下側原子炉台座部分
２２ 台座の裾部
２４ 下側台座部分の外側
２６ 地震荷重抑圧装置
２８ 地震絶縁装置
３０ 変位制限装置
３２ 地震絶縁装置の第１の端
３４ 下側台座部分の上面
３６ 地震絶縁装置の第２の端
３８ 上側台座部分の上面
４０ 弾性材料
４２ 地震絶縁装置の鋼板
４４ 片持ち梁
４６ 梁芯
４８ 鋼板
５０ 鋼板
５２ 梁芯の外面
５４ 梁芯の外面
５６ 台座の裾部の第１の端
５８ 接続部分
６０ 台座の裾部の第２の端
６２ 隙間
Claims (13)
- 上側原子炉台座部分（１８）と、下側原子炉台座部分（２０）と、該下側台座部分（２０）の外側（２４）から上向きに伸びる裾部２２とを備える原子炉台座（１４）を備える原子炉の地震荷重抑圧装置であって、
前記原子炉台座（１４）の周りに円周方向に配置され、前記下側原子炉台座部分（２０）及び前記上側台座部分（１８）の間に位置ぎめされた複数個の地震絶縁装置（２８）と、
前記台座の前記裾部（２２）の周りに円周方向に配置されていて、該裾部に結合された複数個の変位制限装置（３０）とを有し、
各々の前記地震絶縁装置（２８）は、複数個の層で構成され、該複数個の層は弾性材料（４０）及び鋼板（４２）を交互に接着した層で構成され、
各々の前記変位制限装置（３０）は、梁芯（４６）、該梁芯（４６）の第１の面（５２）に積層された第１の鋼板（４８）及び前記梁芯（４６）の第２の面（５４）に積層された第２の鋼板（５０）を有する片持ち梁（４４）で構成され、前記第２の面（５４）が前記第１の面（５２）と向い合っている
ことを特徴とする原子炉の地震荷重抑圧装置。 - 前記弾性材料（４０）がゴム又はネオプレンで構成されている請求項１記載の地震荷重抑圧装置。
- 前記地震絶縁装置（２８）が１センチメートル当たり１．２５トンの力という水平方向の剛性を持つ請求項２記載の地震荷重抑圧装置。
- 前記地震絶縁装置（２８）が円柱形であり、４００ミリメートル乃至１メートルの直径を持つ請求項３記載の地震荷重抑圧装置。
- 前記地震絶縁装置（２８）が円柱形であり、４００ミリメートル乃至６００ミリメートルの直径を持つ請求項２記載の地震荷重抑圧装置。
- 前記第１及び第２の鋼板（４８、５０）が、前記梁芯（４６）の降伏強さより弱い降伏強さを持つ炭素鋼で構成されている請求項１記載の地震荷重抑圧装置。
- 前記梁芯が少なくとも４１４MPａ（６００００ポンド／平方吋）の降伏強さを持つ鋼で構成されている請求項６記載の地震荷重抑圧装置。
- 上側原子炉台座部分（１８）と、下側原子炉台座部分（２０）と、該下側台座部分（２０）の外側（２４）から上向きに伸びる裾部（２２）とを備える原子炉台座（１４）と、
前記上側原子炉台座部分（１８）によって支持されていて、前記上側原子炉台座部分（１８）の第１の端に結合されている原子炉圧力容器（１２）と、
前記上側原子炉台座部分（１８）の第２の端に配置されている地震荷重抑圧装置であって、前記上側原子炉台座部分（１８）が当該地震荷重抑圧装置に結合されて当該地震荷重抑圧装置によって支持される地震荷重抑圧装置と、
を有し、
前記下側原子炉台座部分（２０）は、前記地震荷重抑圧装置に結合されて、前記地震荷重抑圧装置を支持し、
前記地震荷重抑圧装置は、
前記原子炉台座（１４）の周りに円周方向に配置され、前記下側原子炉台座部分（２０）及び前記上側台座部分（１８）の間に位置ぎめされた複数個の地震絶縁装置（２８）と、
前記台座の前記裾部（２２）の周りに円周方向に配置されていて、該裾部に結合された複数個の変位制限装置（３０）とを有し、
各々の前記地震絶縁装置（２８）は、複数個の層で構成され、該複数個の層は弾性材料（４０）及び鋼板（４２）を交互に接着した層で構成され、
各々の前記変位制限装置（３０）は、梁芯（４６）、該梁芯（４６）の第１の面（５２）に積層された第１の鋼板（４８）及び前記梁芯（４６）の第２の面（５４）に積層された第２の鋼板（５０）を有する片持ち梁（４４）で構成され、前記第２の面（５４）が前記第１の面（５２）と向い合っている
ことを特徴とする原子炉。 - 前記弾性材料（４０）がゴム又はネオプレンで構成される請求項８記載の原子炉。
- 前記地震絶縁装置（２８）が１センチメートル当り１．２５トンの力という水平方向の剛性を持つ請求項９記載の原子炉。
- 前記地震絶縁装置（２８）が円柱形であり、４００ミリメートル乃至１メートルの直径を持つ請求項８乃至１０のいずれか１項に記載の原子炉。
- 前記第１及び第２の鋼板（４８、５０）が、前記梁芯（４６）の降伏強さより弱い降伏強さを持つ炭素鋼で構成されている請求項８乃至１１のいずれか１項に記載の原子炉。
- 前記梁芯（４６）が少なくとも４１４MPａ（６００００ポンド／平方吋）の降伏強さを持つ鋼で構成されている請求項１２記載の原子炉。
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