JPH0732597U - 原子炉圧力容器の支持構造 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 本考案の目的は原子炉圧力容器の膨張収縮を
許容してスカート部に加わる応力を緩和することができ
る新規な原子炉圧力容器の支持構造を提供するものであ
る。 【構成】 本考案は略円筒形状の原子炉圧力容器３を、
その圧力容器本体３の外周部に設けられたスカート部３
ａを介してペデスタル４の取付け部４ａに据え付けるた
めの原子炉圧力容器の支持構造において、上記ペデスタ
ル４の取付け部４ａに、上記原子炉圧力容器３の半径方
向にスライド自在なスライド手段１２をその周方向に沿
って複数設けると共に、これら各スライド手段１２に上
記スカート部３ａのスカートフランジ３ｂを連結したこ
とを特徴としている。

Description

【考案の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】

本考案は原子炉圧力容器の支持構造に係り、特に、原子炉圧力容器の内圧及び 熱膨張によるスカート部の応力を緩和した原子炉圧力容器の支持構造に関するも のである。

【０００２】

【従来の技術】

図４は、従来の新型コンクリート格納容器（ＲＣＣＶ）を示したものである。 図示するように、基礎１上には、内面にライナー１０が設けられたコンクリート 製の格納容器２が立設されており、その内部には略円柱状の原子炉圧力容器３が ペデスタル４に支持されて収容されている。また、この格納容器２内部は、原子 炉圧力容器３側から水平方向に延びたトップスラブ６及びダイヤフラムフロア５ によって上部ドライウェル７、下部ドライウェル８、サプレッションチャンバー ９に区画されており、万一上部ドライウェル７で発生した場合の高温高圧の蒸気 を、冷却水が貯溜されたサプレッションチャンバー９側に逃がして圧力の上昇を 防止するようになっている。

【０００３】

【考案が解決しようとする課題】

ところで、図５に示すように、この原子炉圧力容器３はその周囲に設けられた スカート部３ａが、コンクリート製のペデスタル４の取付け部４ａに、複数のボ ルト１１，１１…で締結されることによってペデスタル４に固定されている。し かしながら、運転時において、この原子炉圧力容器３が高温になったり、内圧が 上昇すると、これが周方向に膨張して、特にスカート部３ａの付け根部、すなわ ち原子炉圧力容器３との連結部に高い応力が加わり、疲れ累積係数が増大して局 部疲労を起こしてしまうことになっていた。

【０００４】 そこで、本考案は上記従来技術の欠点を有効に解消するために案出されたもの であり、その目的は原子炉圧力容器の膨張収縮を許容してスカート部に加わる応 力を緩和することができる新規な原子炉圧力容器の支持構造を提供することにあ る。

【０００５】

【課題を解決するための手段】

上記目的を達成するために本考案は略円筒形状の原子炉圧力容器を、その圧力 容器本体の外周部に設けられたスカート部を介してペデスタルの取付け部に据え 付けるための原子炉圧力容器の支持構造において、上記ペデスタルの取付け部に 、上記原子炉圧力容器の半径方向にスライド自在なスライド手段をその周方向に 沿って複数設けると共に、これら各スライド手段に上記スカート部のスカートフ ランジを連結したものである。

【０００６】

【作用】

本考案は上述したように構成したため、温度や内圧の上昇によって原子炉圧力 容器が半径方向に膨張するに伴って、圧力容器本体に設けられたスカート部が外 側に膨張すると、このスカート部のスカートフランジに連結されたペデスタルの 取付け部のスライド手段が原子炉圧力容器の中心軸に対して外側に移動すること になる。また、反対に原子炉圧力容器が半径方向に収縮した場合にはこのスライ ド手段が原子炉圧力容器の中心軸に対して内側に移動することになる。すなわち 、温度や内圧の変化によって原子炉圧力容器が半径方向に膨張、収縮しても、こ れに伴って各スライド手段が原子炉圧力容器の半径方向に移動することとなるた め、原子炉圧力容器の膨張、収縮を緩和し、スカート部の連結部等に大きな応力 が加わることがない。また、これらスライド手段はペデスタルの取付け部の周方 向に沿って設けられ、かつ、原子炉圧力容器の半径方向にのみスライド自在とな っているため、原子炉圧力容器の中心軸がずれたりする虞はない。

【０００７】

【実施例】

以下、本考案の一実施例を添付図面に基づいて詳述する。

【０００８】 図１は本考案の一実施例を示したものであり、図中３は略円筒形状をした原子 炉圧力容器、３ａはその外周部に設けられたスカート部、３ｂはこのスカート部 の下端部に沿って設けられたリング状のスカートフランジ、４は原子炉圧力容器 ３より径大でかつ上方が開口した円筒形状をした鉄筋コンクリート製のペデスタ ル、４ａはペデスタル４のスカートフランジ３ｂを取り付けるための取付け部で ある。この取付け部４ａは円筒形状をしたペデスタル４の内周面に設けられたリ ング状をした鉄筋コンクリート製の棚部であり、その上面には周方向に沿って複 数のスライド手段１２，１２…が一定の間隔を隔てて設けられている。

【０００９】 このスライド手段１２は図２及び図３に示すように、取付け部４ａの上面に形 成された溝部１３に嵌合して設けられ、下部ガイドレール１４と、上部ガイドレ ール１５と、レール体１６との３つの部材から構成されている。また、この下部 ガイドレール１４及び上部ガイドレール１５には、原子炉圧力容器３の半径方向 に延びる溝部１４ａ，１５ａが形成されており、断面が略凸状に形成されたレー ル体１６を嵌合するようになっている。また、この下部ガイドレール１４は図示 しない連結ボルト等によって取付け部４ａの溝部１３底部に固定されており、さ らに、上部ガイドレール１５は連結ボルト１７によって下部ガイドレール１４に 一体的に固定されている。また、このレール体１６は溝部１４ａ，１５ａより短 く形成され、しかも、その下面にはスライドシフターベアリング２０が設けられ ており、溝部１４ａ，１５ａに沿って原子炉圧力容器３の半径方向にスライド自 在となっている。また、さらに、このレール体１６の上端部には基礎ボルト１８ が形成されており、図示するように、ナット１９によってスカートフランジ３ｂ をレール体１６に一体的に連結するようになっている。

【００１０】 次に、本実施例の作用を説明する。

【００１１】 本考案に係るスライド手段１２，１２…を設置するには、図２及び図３に示す ように、先ず、取付け部４ａに形成された溝部１３底部に図示しない連結ボルト 等によって下部ガイドレール１４を設置した後、この下部ガイドレール１４の溝 部１４ａに、ナット１９を外した状態のレール体１６を嵌合する。次に、この下 部ガイドレール１４の上方に、上部ガイドレール１５を設置し、連結ボルト１７ によって下部ガイドレール１４と一体的に連結することでレール体１６の上下方 向の動きを規制する。そして、このレール体１６に形成された基礎ボルト１８を スカートフランジ３ｂのボルト穴１８ａに挿通させ、ナット１９を締結すること でレール体１６にスカートフランジ３ｂを接続することになる。

【００１２】 以上において、先ず、図１に示すように、原子炉圧力容器３はスカート部３ａ 及び複数のスライド手段１２，１２…を介して、ペデスタル４の取付け部４ａに 支持されて据え付けられることになる。次に、このような状態において、温度や 内圧の上昇によって原子炉圧力容器３が膨張すると、これに伴ってスカート部３ ａも原子炉圧力容器３の半径方向外方に膨張することになる。すると、図２に示 すように、このスカート部３ａのスカートフランジ３ｂに連結されたレール体１ ６が下部ガイドレール１４及び上部ガイドレール１５に形成された溝部１４ａ， １５ａに沿って原子炉圧力容器３の半径方向外方（図中Ａ方向）にスライドし、 スカート部３ａの膨張を許容することになる。従って、スカート部３ａ、特にス カート部３ａと原子炉圧力容器３の付け根部及びスカートフランジ３ｂに連結部 付近に大きな応力が加わることがなくなる。また、反対に温度や内圧の降下によ って原子炉圧力容器３が収縮して、スカート部３ａが収縮した場合は、スカート フランジ３ｂに連結されたレール体１６が原子炉圧力容器３の半径方向内方（図 中Ｂ方向）にスライドして、スカート部３ａに加わる応力を緩和することになる 。

【００１３】 このように、本考案は原子炉圧力容器３を支持するためのスカート部３ａを原 子炉圧力容器３の半径方向にスライド自在な複数のスライド手段１２，１２…を 介してペデスタル４に据え付けた構造としたため、原子炉圧力容器３の膨張、収 縮に伴う応力を緩和することが可能となり、スカート部３ａの付け根部等の局部 疲労を未然に防止することができる。また、上述したように、これらスライド手 段１２，１２…はスカートフランジ３ｂの周方向に沿って等間隔に設けたため、 原子炉圧力容器３の膨張収縮に伴うスライド手段１２，１２…の作用は均一とな り、原子炉圧力容器３の中心軸がずれたりする虞はない。また、図３に示すよう にこのレール体１６は断面略凸状に形成され、その上半分が上部ガイドレール１ ５によって、上方向の動きが規制されているため、万一地震等の振動が加わって も、レール体１６が取付け部４ａから外れてしまうことはない。

【００１４】

【考案の効果】

以上要するに本考案によれば、原子炉圧力容器の膨張、収縮に伴うスカート部 等への応力を緩和することが可能となるため、スカート部の付け根部等の局部疲 労を未然に防止することができ、信頼性が向上し、長寿命化が達成される等とい った優れた効果を発揮する。

【図面の簡単な説明】

【図１】本考案の一実施例を示す断面図である。

【図２】本考案の一実施例を示す拡大断面図である。

【図３】本考案の一実施例を示す原子炉圧力容器の半径
方向拡大断面図である。

【図４】従来の新型コンクリート格納容器（ＲＣＣＶ）
を示す全体図である。

【図５】従来の原子炉圧力容器の支持構造を示す断面図
である。

【符号の説明】

３ 原子炉圧力容器 ３ａ スカート部 ３ｂ スカートフランジ ４ ペデスタル ４ａ 取付け部 １２ スライド手段

Claims (1)

【実用新案登録請求の範囲】
1. 【請求項１】 略円筒形状の原子炉圧力容器を、その圧
   力容器本体の外周部に設けられたスカート部を介してペ
   デスタルの取付け部に据え付けるための原子炉圧力容器
   の支持構造において、上記ペデスタルの取付け部に、上
   記原子炉圧力容器の半径方向にスライド自在なスライド
   手段をその周方向に沿って複数設けると共に、これら各
   スライド手段に上記スカート部のスカートフランジを連
   結したことを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。