JP6109579B2 - 配管取合機器の支持構造 - Google Patents

Description

本発明は、配管取合機器の支持構造に関するものである。

例えば、加圧水型原子炉を有す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、原子炉の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。そして、蒸気発生器は、原子炉からの高温高圧の一次冷却水の熱を二次冷却水に伝え、二次冷却水で水蒸気を発生させるものである。

このような原子力発電プラントにて、津波や地震などの発生により、海水による冷却機能が喪失すると共に全ての交流電源が喪失すると、補助給水ポンプにより蒸気発生器の二次系に給水を行って一次系、つまり、原子炉を冷却すると共に、主蒸気逃がし弁を開放して二次系の圧力を低下させて冷却する。そして、この間に交流電源の復旧を行う。

一方で、原子力発電プラントにて、原子炉格納容器を免震構造とすることで、地震に対する揺れを抑制して安全性を向上させている。原子炉格納容器の免震構造としては、例えは、下記特許文献１、２に記載されたものがある。

特開２０１２−０４７７６２号公報 特許第２９７８７３２号公報

上述した従来の原子力発電プラントでは、原子炉格納容器を免震構造とすることで耐震性は向上するものの、既存の原子力発電プラントに適用するには製造コストが増加してしまう。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、プラントにおける安全性の向上を可能とする配管取合機器の支持構造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配管取合機器の支持構造は、プラント設備と接続配管を通して接続可能な配管取合機器の支持構造において、前記配管取合機器が支持される基板と、床に対して前記接続配管とは独立して前記基板を移動自在に支持する支持装置と、前記床と前記基板との間に設けられる免震装置と、を有することを特徴とするものである。

従って、配管取合機器は、接続配管とは独立して免震装置により床に支持されることとなり、地震などに災害発生時に配管取合機器の損傷が抑制されることとなり、プラント設備の非常時にこの配管取合機器を使用可能とすることで、プラントにおける安全性を向上することができる。

本発明の配管取合機器の支持構造では、前記床に対して前記基板を固定可能な固定装置を設け、前記配管取合機器の使用状態に応じて前記基板を前記固定装置により固定可能とすることを特徴としている。

従って、配管取合機器の使用状態に応じて基板を固定装置により固定可能とすることで、例えば、配管取合機器の不使用時には、基板を移動自在として配管取合機器の損傷を抑制することができ、配管取合機器の使用時には、基板を固定装置して配管取合機器を適正に使用することができる。

本発明の配管取合機器の支持構造では、前記配管取合機器の不使用時に前記基板を前記支持装置により移動自在に支持し、前記配管取合機器の使用時に前記基板を前記固定装置により固定することを特徴としている。

従って、配管取合機器の不使用時には、配管取合機器を移動自在とすることで、免震装置により地震などの揺れを抑制することができ、配管取合機器の使用時には、配管取合機器を固定装置により固定することで、プラント設備に対して配管取合機器を適正に使用することができる。

本発明の配管取合機器の支持構造では、前記配管取合機器は、前記プラント設備の非常時に使用する機器であることを特徴としている。

従って、プラント設備の正常時には、免震装置により地震などによる配管取合機器の揺れを抑制することができ、プラント設備の非常時には、この配管取合機器を適正に使用することができる。

本発明の配管取合機器の支持構造では、前記配管取合機器は、不使用時に前記接続配管が取外され、使用時に前記接続配管が連結されることを特徴としている。

従って、配管取合機器の不使用時に接続配管が取外されることで、地震などによる揺れが接続配管を通じて配管取合機器に伝達されることはなく、配管取合機器の使用時に接続配管が連結されることで、地震発生後にはこの配管取合機器を適正に使用することができる。

本発明の配管取合機器の支持構造では、前記配管取合機器は、フレキシブル配管を介して前記接続配管が連結されることを特徴としている。

従って、配管取合機器にフレキシブル配管を介して接続配管が連結されることで、地震などによる揺れが配管取合機器に伝達されることはなく、地震発生後にはこの配管取合機器を適正に使用することができる。

本発明の配管取合機器の支持構造によれば、配管取合機器が支持される基板と、床に対して接続配管とは独立して基板を移動自在に支持する支持装置と、床と基板との間に設けられる免震装置とを設けるので、プラントにおける安全性を向上することができる。

図１は、本発明の実施例１に係る配管取合機器の支持構造を表す正面図である。 図２は、実施例１の配管取合機器の支持構造を表す平面図である。 図３は、実施例１の配管取合機器の支持構造を表す側面図である。 図４は、実施例１の配管取合機器の支持構造の支持装置を表す平面図である。 図５は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す正面図である。 図６は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す平面図である。 図７は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す側面図である。 図８は、本発明の実施例１に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図９は、本発明の実施例２に係る配管取合機器の支持構造を表す正面図である。 図１０は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す正面図である。

以下に添付図面を参照して、本発明の配管取合機器の支持構造の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本発明の実施例１に係る配管取合機器の支持構造を表す正面図、図２は、実施例１の配管取合機器の支持構造を表す平面図、図３は、実施例１の配管取合機器の支持構造を表す側面図、図４は、実施例１の配管取合機器の支持構造の支持装置を表す平面図、図５は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す正面図、図６は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す平面図、図７は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す側面図、図８は、本発明の実施例１に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。

実施例１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。

実施例１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８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とは配管１４，１５を介して連結されており、配管１４に加圧器１６が設けられ、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した状態で配管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、配管１８を介して蒸気タービン１９と連結されており、この配管１８に主蒸気隔離弁２０が設けられている。蒸気タービン１９は、高圧タービン２１と低圧タービン２２を有すると共に、発電機（発電装置）２３が接続されている。また、高圧タービン２１と低圧タービン２２との間には、湿分分離加熱器２４が設けられており、配管１８から分岐した冷却水分岐配管２５が湿分分離加熱器２４に連結される一方、高圧タービン２１と湿分分離加熱器２４は低温再熱管２６により連結され、湿分分離加熱器２４と低圧タービン２２は高温再熱管２７により連結されている。

更に、蒸気タービン１９の低圧タービン２２は、復水器２８を有しており、この復水器２８は、配管１８からバイパス弁２９を有するタービンバイパス配管３０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３１及び排水管３２が連結されている。この取水管３１は、循環水ポンプ３３を有し、排水管３２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２８は、配管３４が接続されており、復水ポンプ３５、グランドコンデンサ３６、復水脱塩装置３７、復水ブースタポンプ３８、低圧給水加熱器３９が接続されている。また、配管３４は、脱気器４０が連結されると共に、主給水ポンプ４１、高圧給水加熱器４２、主給水制御弁４３が設けられている。

また、配管１８は、主蒸気逃がし弁４４を有する主蒸気逃がし配管４５の一端部と、主蒸気安全弁４６を有する主蒸気安全配管４７の一端部が接続されており、各配管４５，４７の他端部は大気に開放している。一方、配管３４は、主給水制御弁４３と蒸気発生器１３との間に補助給水配管４８の一端部が接続されており、この補助給水配管４８は、第１補助給水ポンプ４９が設けられると共に、他端部に復水タンク５０が接続されている。この第１補助給水ポンプ４９は、蒸気によりタービンが回転することで駆動するものであり、配管１８における主蒸気安全配管４７と主蒸気隔離弁２０との間から分岐した冷却水分岐配管５１が第１補助給水ポンプ４９まで延設されており、この冷却水分岐配管５１に開閉弁５１ａ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１８を通して蒸気タービン１９（高圧タービン２１から低圧タービン２２）に送られ、この蒸気により蒸気タービン１９を駆動して発電機２３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２１を駆動した後、湿分分離加熱器２４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２２を駆動する。そして、蒸気タービン１９を駆動した蒸気は、復水器２８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３６、復水脱塩装置３７、低圧給水加熱器３９、脱気器４０、高圧給水加熱器４２などを通して蒸気発生器１３に戻される。

そして、蒸気発生器１３は、配管１８，３４を介して蒸気タービン１９と連結されており、循環水ポンプ３３、復水ポンプ３５、復水ブースタポンプ３８、主給水ポンプ４１などにより冷却水（蒸気）が循環している。この各種ポンプ３３，３５，３８，４１などは、電源装置（プラント内交流電源、外部電源、非常用ディーゼル発電機、非常用バッテリ、いずれも図示略）からの給電により駆動するものであることから、津波や地震などによりこの電源装置の機能が喪失（原子炉及び蒸気発生器などのための全交流電源の喪失）したときには、これらを駆動して冷却水を循環することができず、加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３を冷却することが困難となる。

そのため、電源装置が喪失したとき、主蒸気逃がし弁４４の開放などで、蒸気発生器１３の蒸気（二次冷却水）を配管１８から主蒸気逃がし配管４５や主蒸気安全配管４７を通して大気に開放し、蒸気発生器１３内の圧力を低下させて冷却している。また、配管１８内の蒸気を冷却水分岐配管５１から第１補助給水ポンプ４９に供給することで、この第１補助給水ポンプ４９を駆動し、復水タンク５０の復水を補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却している。そして、この間に電源装置の復旧を行っている。

このように原子力発電プラントでは、電源装置が喪失したときの安全システムが構築されているものの、更なる安全性の向上が求められている。そこで、実施例１の原子力発電プラントにあっては、第１補助給水ポンプ４９と並列に第２補助給水ポンプ５２が設けられている。即ち、分岐給水配管５３は、第１補助給水ポンプ４９を迂回するように各端部が補助給水配管４８に接続されており、この分岐給水配管５３に第２補助給水ポンプ５２が設けられている。この第２補助給水ポンプ５２は、第１補助給水ポンプ４９が作動できないとき、例えば、津波による浸水などで第１補助給水ポンプ４９が使用することができなくなったときなど、非常用として使用するために配置されている。

以下、実施例１の配管取合機器の支持構造について説明するが、この配管取合機器として第２補助給水ポンプ５２が適用されている。なお、ここで、配管取合機器とは、配管を介してプラントに接続されている補助電源等の機器を指すものである。

実施例１の配管取合機器の支持構造において、図１から図４に示すように、基板１０１は、矩形形状をなす所定厚さの平板であり、第２補助給水ポンプ５２が固定されている。この第２補助給水ポンプ５２は、給水ポンプ５４と電動機５５から構成され、給水ポンプ５４の駆動軸５４ａと電動機５５の出力軸５５ａが連結軸５６により一体回転自在に連結されている。そして、基板１０１は、上面部に枠状をなして上架台１０２が固定されており、この上架台１０２上にブラケット１０３を介して給水ポンプ５４が支持されると共に、ブラケット１０４を介して電動機５５が支持されている。そして、給水ポンプ５４は、吸込部となる接続フランジ５７が設けられると共に、吐出部となる接続フランジ５８が設けられている。

第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、支持装置１０５により床に対して分岐給水配管（接続配管）５３とは独立して移動自在に支持されている。即ち、地面Ｇ上に支持板１０６が敷設されており、この支持板１０６上に４つの下ガイド１０７が固定されている。この４つの下ガイド１０７は、基板１０１の下方に対応して配置されており、互いに所定間隔をなし、基板１０１の長手方向に対してほぼ４５度の角度をなして全て平行に配置されている。一方、基板１０１は、下面に４つの上ガイド１０８が固定されている。この４つの上ガイド１０８は、各下ガイド１０７の上方に対応して配置されており、互いに所定間隔をなし、基板１０１の長手方向に対してほぼ４５度の角度をなすと共に、各下ガイド１０７とほぼ９０度をなして全て平行に配置されている。そして、４つのガイド部材１０９は、下ガイド１０７に移動自在に支持されると共に、上ガイド１０８に移動自在に支持されている。

従って、基板１０１は、地面Ｇ上の支持板１０６に対して、上ガイド１０８と下ガイド１０７とガイド部材１０９により、水平方向におけるいずれの方向へも移動することができる。なお、この支持装置１０５は、この構成に限定されるものではない。即ち、上ガイド１０８と下ガイド１０７の配置角度や互いの交差角度は、いずれの角度であってもよい。また、上ガイド１０８と下ガイド１０７に限らず、ボール軸受などを適用してもよい。

第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、支持板１０６との間に免震装置１１１が設けられている。即ち、基板１０１は、下面部に枠状をなして下架台１１２が固定されており、中央部に掛け渡されて支持部材１１３の下面部に複数の弾性部材１１４が固定されている。この各弾性部材１１４は、下面が支持板１０６上に固定される摩擦板１１５に接触しており、水平振動を吸収する減衰部材として機能する。

また、基板１０１は、支持板１０６との間に複数のばね部材１１６が介装されている。この各ばね部材１１６は、一端部が基板１０１の下面部に固定された支持軸１１７に係止され、他端部が支持板１０６に固定された支持軸１１８に係止されている。この各ばね部材１１６は、基板１０１の長辺方向（図１の左右方向）と基板１０１の短辺方向（図３の左右方向）に沿って配設されており、基板１０１の下面部に固定された筒形状をなすガイド筒１１９内に挿通されて支持されている。

従って、基板１０１は、各ばね部材１１６の付勢力により基準位置、つまり、支持装置１０５にて、ガイド部材１０９が上ガイド１０８及び下ガイド１０７の長手方向における中間位置にある位置に付勢支持されており、このとき、各弾性部材１１４が摩擦板１１５に接触している。ここで、発生した地震により地面Ｇが水平方向すると、基板１０１における水平方向の揺れを各弾性部材１１４により減衰することができ、且つ、各ばね部材１１６の付勢力により基板１０１を基準位置に戻すことができる。

このように第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、支持装置１０５により水平方向におけるいずれの方向に移動することができると共に、免震装置１１１により地震により発生する水平方向の振動を減衰することができる。そして、地震による揺れが治まった後、第２補助給水ポンプ５２を使用するときには、基板１０１を固定する必要がある。そのため、実施例１では、図５から図７に示すように、基板１０１を支持板１０６に対して固定可能な固定装置１２１が設けられており、この固定装置１２１は、第２補助給水ポンプ５２の使用状態に応じてこの基板１０１を固定することができる。

固定装置１２１は、基準位置にある基板１０１の周囲に設けられた複数の固定金具１２２により構成されている。この固定金具は、支持板１０６に固定される金具本体１２３と、この金具本体１２３から基板１０１側に向けて水平方向に移動可能な締結ボルト１２４とから構成されている。

従って、基板１０１の周囲に複数の固定金具１２２を配置し、金具本体１２３を支持板１０６に固定した後、締結ボルト１２４を回転して固定金具１２２から基板１０１側に前進させ、先端部を基板１０１の端面に当接することで、この基板１０１を固定することができる。

実施例１の配管取合機器の支持構造では、第２補助給水ポンプ５２の不使用時には、基板１０１を支持装置１０５により移動自在に支持し、第２補助給水ポンプ５２の使用時には、基板１０１を固定装置１２１により固定するようにしている。即ち、原子力発電プラントの正常運転時、第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、支持装置１０５により移動自在に支持されていることから、地震が発生しても免震装置１１１によりその振動を減衰することができる。そして、地震が収束した後、原子力発電プラントの非常運転時、第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、固定装置１２１により固定されることから、第２補助給水ポンプ５２を適正に作動することができる。

この場合、第２補助給水ポンプ５２は、不使用時に、分岐給水配管５３が取外され、使用時にこの分岐給水配管５３が連結される。即ち、分岐給水配管５３は、図１に示すように、給水側の第１配管６１と排水側の第２配管６２から構成され、不使用時には、第１配管６１の接続フランジ６１ａと給水ポンプ５４の接続フランジ５７が取外されると共に、第２配管６２の接続フランジ６２ａと給水ポンプ５４の接続フランジ５８が取外される。一方、使用時には、第１配管６１の接続フランジ６１ａと給水ポンプ５４の接続フランジ５７がボルト６３により接続されると共に、第２配管６２の接続フランジ６２ａと給水ポンプ５４の接続フランジ５８がボルト６４により接続される。

ここで、原子力発電プラントにおける安全システムの作動並びに実施例１の配管取合機器の支持構造の作用について説明する。

図８に示すように、津波や地震などにより加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３を作動する全ての電源装置が喪失したとき、まず、主蒸気逃がし弁４４が開放されることで、蒸気発生器１３の蒸気が配管１８から主蒸気逃がし配管４５を通して大気に開放され、蒸気発生器１３内の圧力を低下して冷却する。また、配管１８内の蒸気が冷却水分岐配管５１から第１補助給水ポンプ４９に供給されることで、この第１補助給水ポンプ４９を駆動して復水タンク５０の復水を補助給水配管４８から蒸気発生器１３に供給することで、この蒸気発生器１３を冷却する。

しかし、浸水などにより配管１８内の蒸気を冷却水分岐配管５１から第１補助給水ポンプ４９に供給できないと、第１補助給水ポンプ４９の機能が喪失する。そこで、この場合、第２補助給水ポンプ５２を駆動して復水タンク５０の復水を補助給水配管４８及び分岐給水配管５３から蒸気発生器１３に供給することで、この蒸気発生器１３を冷却する。

即ち、図１に示すように、原子力発電プラントの正常運転時、第２補助給水ポンプ５２は、配管６１，６２が外され、基板１０１を介して支持装置１０５により水平方向に移動自在に支持され、免震装置１１１が作動可能となっていることから、地震により発生する水平方向の振動を減衰し、第２補助給水ポンプ５２の損傷が防止される。

地震による揺れが治まった後、第２補助給水ポンプ５２を使用するには、図５に示すように、固定装置１２１により基板１０１を介して第２補助給水ポンプ５２を固定する。そして、第２補助給水ポンプ５２にて、給水ポンプ５４に第１配管６１及び第２配管６２を接続する。この状態で、第２補助給水ポンプ５２を作動すると、復水タンク５０の複水を補助給水配管４８及び分岐給水配管５３から蒸気発生器１３に供給することで、この蒸気発生器１３を冷却することができる。

このように実施例１の配管取合機器の支持構造にあっては、第２補助給水ポンプ５２が支持される基板１０１と、地面Ｇに対して分岐給水配管５３とは独立して基板１０１を移動自在に支持する支持装置１０５と、地面Ｇと基板１０１との間に設けられる免震装置１１１を設けている。

従って、第２補助給水ポンプ５２は、分岐給水配管５３とは独立して免震装置１１１により支持板１０６に対して支持されることとなり、地震発生時に荷重が作用するとき、第２補助給水ポンプ５２の損傷が抑制されることとなり、原子力発電プラントの非常時にこの第２補助給水ポンプ５２を使用可能とすることで、原子力発電プラントにおける安全性を向上することができる。即ち、二次系蒸気により第１補助給水ポンプ４９が作動できないときでも、第２補助給水ポンプ５２を作動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給するため、加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３を適正に冷却することができる。

実施例１の配管取合機器の支持構造では、支持板１０６に対して基板１０１を固定可能な固定装置１２１を設け、第２補助給水ポンプ５２の使用状態に応じて基板１０１を固定装置１２１により固定可能としている。具体的に、第２補助給水ポンプ５２の不使用時に基板１０１を支持装置１０５により移動自在に支持し、第２補助給水ポンプ５２の使用時に基板１０１を固定装置１２１により固定している。従って、第２補助給水ポンプ５２の不使用時には、第２補助給水ポンプ５２を移動自在とすることで、免震装置１１１により地震などの揺れを抑制して第２補助給水ポンプ５２の損傷を抑制することができ、第２補助給水ポンプ５２の使用時には、第２補助給水ポンプ５２を固定装置１２１により固定することで、原子力発電プラント設備に対して第２補助給水ポンプ５２を適正に使用することができる。

実施例１の配管取合機器の支持構造では、第２補助給水ポンプ５２を原子力発電プラントの非常時に使用する機器としている。従って、原子力発電プラントの正常時には、免震装置１１１により地震などによる第２補助給水ポンプ５２の揺れを抑制することができ、原子力プラントの非常時には、この第２補助給水ポンプ５２を適正に使用することができる。

実施例１の配管取合機器の支持構造では、第２補助給水ポンプ５２は、不使用時に分岐給水配管５３が取外され、使用時に分岐給水配管５３が連結されている。従って、第２補助給水ポンプ５２の不使用時に分岐給水配管５３が取外されることで、地震などによる揺れが第２補助給水ポンプ５２に伝達されることはなく、第２補助給水ポンプ５２の使用時に分岐給水配管５３が連結されることで、地震発生後にはこの第２補助給水ポンプ５２を適正に使用することができる。

図９は、本発明の実施例２に係る配管取合機器の支持構造を表す正面図、図１０は、固定状態にある配管取合機器の支持構造を表す正面図である。なお、上述した実施例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。

実施例２の配管取合機器の支持構造において、図９に示すように、基板１０１は、上部に第２補助給水ポンプ５２が固定されている。この第２補助給水ポンプ５２は、給水ポンプ５４と電動機５５から構成され、連結軸５６により連結されている。この給水ポンプ５４は、給水部となる接続フランジ５７が設けられると共に、排出部となる接続フランジ５８が設けられている。そして、給水ポンプ５４の接続フランジ５７は、第１フレキシブル配管７１を介して分岐給水配管５３（第１配管６１）に連結されると共に、接続フランジ５８は、第２フレキシブル配管７２を介して分岐給水配管５３（第２配管６２）に連結されている。

基板１０１は、支持装置１０５により床に対して分岐給水配管５３とは独立して移動自在に支持されている。また、基板１０１は、支持板１０６との間に免震装置１１１が設けられている。従って、第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、支持装置１０５により水平方向におけるいずれの方向に移動することができると共に、免震装置１１１により地震により発生する水平方向の振動を減衰することができる。また、図１０に示すように、基板１０１は、固定装置１２１により支持板１０６に対して固定可能となっている。

実施例２の配管取合機器の支持構造では、第２補助給水ポンプ５２の不使用時には、基板１０１を支持装置１０５により移動自在に支持し、第２補助給水ポンプ５２の使用時には、基板１０１を固定装置１２１により固定するようにしている。即ち、原子力発電プラントの正常運転時、第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、支持装置１０５により移動自在に支持されていることから、地震が発生しても免震装置１１１によりその振動を減衰することができる。そして、地震が収束した後、原子力発電プラントの非常運転時、第２補助給水ポンプ５２を支持した基板１０１は、固定装置１２１により固定されることから、第２補助給水ポンプ５２を適正に作動することができる。

この場合、第２補助給水ポンプ５２は、不使用時及び使用時、つまり、常時、分岐給水配管５３が連結されている。即ち、分岐給水配管５３は、図９及び図１０に示すように、給水側の第１配管６１と排水側の第２配管６２から構成され、第１配管６１は、第１フレキシブル配管７１が接続され、第１フレキシブル配管７１の接続フランジ７１ａと給水ポンプ５４の接続フランジ５７がボルト７３により接続されると共に、第２配管６２は、第２フレキシブル配管７２が接続され、第２フレキシブル配管７２の接続フランジ７２ａと給水ポンプ５４の接続フランジ５８がボルト７４により接続されている。

従って、原子力発電プラントの正常運転時、第２補助給水ポンプ５２は、第２フレキシブル配管７１，７２により分岐給水配管５３に接続され、基板１０１を介して支持装置１０５により水平方向に移動自在に支持され、免震装置１１１が作動可能となっていることから、地震により発生する水平方向の振動を減衰し、第２補助給水ポンプ５２の損傷が防止される。また、第２補助給水ポンプ５２と分岐給水配管５３との間に、第２フレキシブル配管７１，７２が設けられていることから、互いの相対変位が許容され、第２補助給水ポンプ５２の損傷が防止される。

地震による揺れが治まった後、第２補助給水ポンプ５２を使用するには、固定装置１２１により基板１０１を介して第２補助給水ポンプ５２を固定する。この状態で、第２補助給水ポンプ５２を作動すると、復水タンク５０の復水を補助給水配管４８、分岐給水配管５３、配管３４を通して蒸気発生器１３に供給することで、この蒸気発生器１３を冷却することができる。

このように実施例２の配管取合機器の支持構造にあっては、第２補助給水ポンプ５２が支持される基板１０１と、地面Ｇに対して分岐給水配管５３とは独立して基板１０１を移動自在に支持する支持装置１０５と、地面Ｇと基板１０１との間に設けられる免震装置１１１と、地面Ｇに対して基板１０１を固定可能な固定装置１２１を設け、第２補助給水ポンプ５２をフレキシブル配管７１，７２により分岐給水配管５３に連結している。

従って、第２補助給水ポンプ５２にフレキシブル配管７１，７２を介して分岐給水配管５３を連結することで、地震などによる揺れが第２補助給水ポンプ５２に伝達されることはなく、地震発生後にはこの第２補助給水ポンプ５２を適正に使用することができる。

なお、上述した実施例では、本発明の配管取合機器の支持構造を、原子力発電プラントにて、非常時に使用する第２補助給水ポンプ５２に適用して説明したが、これに限定されるものではない。一般的なプラントの配管取合機器、例えば、ホンプ、タンク、ファンなどに適用することもできる。

１２ 加圧水型原子炉
１３ 蒸気発生器
１８，３４ 配管
１９ 蒸気タービン
２３ 発電機
４４ 主蒸気逃がし弁
４５ 主蒸気逃がし配管（蒸気開放経路）
４８ 補助給水配管
４９ 第１補助給水ポンプ
５１ 冷却水分岐配管
５２ 第２補助給水ポンプ（配管取合機器）
５３ 分岐給水配管（接続配管）
５７，５８ 接続フランジ
６１ 第１配管
６２ 第２配管
７１，７２ フレキシブル配管
１０１ 基板
１０５ 支持装置
１１１ 免震装置
１２１ 固定装置

Claims (4)

1. プラント設備と接続配管を通して接続可能な配管取合機器の支持構造において、
   前記配管取合機器が支持される基板と、
   床に対して前記接続配管とは独立して前記基板を移動自在に支持する支持装置と、
   前記床と前記基板との間に設けられる免震装置と、
   前記床に対して前記基板を固定可能な固定装置と、
   を有し、
   前記プラントの正常運転時に、前記配管取合機器を不使用として前記基板を前記支持装置により移動自在に支持し、前記プラントの交流電源が喪失した後の非常運転時に、前記配管取合機器を使用可能として前記基板を前記固定装置により固定する、
   ことを特徴とする配管取合機器の支持構造。
2. 前記配管取合機器は、前記プラント設備の交流電源が喪失した後の非常運転時に使用する機器であることを特徴とする請求項１に記載の配管取合機器の支持構造。
3. 前記配管取合機器は、不使用時に前記接続配管が取外され、使用時に前記接続配管が連結されることを特徴とする請求項１または２に記載の配管取合機器の支持構造。
4. 前記配管取合機器は、フレキシブル配管を介して前記接続配管が連結されることを特徴とする請求項１または２に記載の配管取合機器の支持構造。
   

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