JPS60152988A - 高速増殖炉の制振装置 - Google Patents
高速増殖炉の制振装置Info
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- JPS60152988A JPS60152988A JP59007953A JP795384A JPS60152988A JP S60152988 A JPS60152988 A JP S60152988A JP 59007953 A JP59007953 A JP 59007953A JP 795384 A JP795384 A JP 795384A JP S60152988 A JPS60152988 A JP S60152988A
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- reactor
- load
- vessel
- core
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Vibration Prevention Devices (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は地震等の際の原子炉容器の振れを規制する高速
増殖炉の割振装置に関する。
増殖炉の割振装置に関する。
[発明の技術的背景]
たとえばタンク形高速増殖炉は一般に第1図ないし第3
図に示す如く構成されている。すなわち、図中1は原子
炉容器であって、この原子炉容器1の外側には安全容器
2が設けられている。この安全容器2はスカート3によ
って基礎に据付けられ、また上記原子炉容器1はリング
ガータ4によって基礎に据付けられている。また、この
原子炉容器1の上端開口はルーフスラブ5によって閉塞
されている。また、この原子炉容器1内には炉心6が収
容されている。この炉心6は吊りWI7によって上記の
ルーフスラブ5から吊持されている。また、このルーフ
スラブ5を貫通して炉心上部機構8が設けられている。
図に示す如く構成されている。すなわち、図中1は原子
炉容器であって、この原子炉容器1の外側には安全容器
2が設けられている。この安全容器2はスカート3によ
って基礎に据付けられ、また上記原子炉容器1はリング
ガータ4によって基礎に据付けられている。また、この
原子炉容器1の上端開口はルーフスラブ5によって閉塞
されている。また、この原子炉容器1内には炉心6が収
容されている。この炉心6は吊りWI7によって上記の
ルーフスラブ5から吊持されている。また、このルーフ
スラブ5を貫通して炉心上部機構8が設けられている。
この炉心上部機構8内には制御棒駆動機構が設けられ、
これら制御棒駆動機構によって制御棒を上記の炉心6内
に挿入、引抜きし、この炉心6の出力を制御するように
構成されている。また、この原子炉容器1内の冷却材は
冷却材ポンプ9によって炉心6内に送られ、この炉心6
内で加熱されて高温となった冷却材は中間熱交換器10
に送られて二次冷却材と熱交換され、上記の冷却材ポン
プ9によって再び炉心6内に送られる。また、この原子
炉容器1内には振れ止め部材11・・・が設けられてい
る。これら振れ止め部材11・・・の一端部は上記の炉
心6に連結され、また他端部は上記の原子炉容器1の内
面に連結されている。そして、これら振れ止め部材11
・・・によって炉心6の水平方向の振れが規制される。
これら制御棒駆動機構によって制御棒を上記の炉心6内
に挿入、引抜きし、この炉心6の出力を制御するように
構成されている。また、この原子炉容器1内の冷却材は
冷却材ポンプ9によって炉心6内に送られ、この炉心6
内で加熱されて高温となった冷却材は中間熱交換器10
に送られて二次冷却材と熱交換され、上記の冷却材ポン
プ9によって再び炉心6内に送られる。また、この原子
炉容器1内には振れ止め部材11・・・が設けられてい
る。これら振れ止め部材11・・・の一端部は上記の炉
心6に連結され、また他端部は上記の原子炉容器1の内
面に連結されている。そして、これら振れ止め部材11
・・・によって炉心6の水平方向の振れが規制される。
また、これら振れ止め部材11・・・と原子炉容器1と
の連結部分に対応して原子炉容器1と安全容器2との間
には荷重伝達機構12・・・が設けられ、地震等の際の
炉心6の水平方向の荷重を上記の振れ止め部材11・・
・から安全容器2まで伝達する。これら荷重伝達機構1
2・・・は第2図および第3図に示す如く構成されてい
る。すなわち、上記の原子炉容器1の外周面にはキー2
1が突設されている。また、上記の安全容器2の内周面
には環状のサポートリング22が設けられ、このサポー
トリング22には上記のキー21に対応してキー溝23
が形成されている。そして、上記のキー21はこのキー
溝23内に摺動自在に嵌合している。これらキー21と
キー溝23との間には所定の間隙が形成され、原子炉容
器1の熱膨張等を許容するように構成されている。
の連結部分に対応して原子炉容器1と安全容器2との間
には荷重伝達機構12・・・が設けられ、地震等の際の
炉心6の水平方向の荷重を上記の振れ止め部材11・・
・から安全容器2まで伝達する。これら荷重伝達機構1
2・・・は第2図および第3図に示す如く構成されてい
る。すなわち、上記の原子炉容器1の外周面にはキー2
1が突設されている。また、上記の安全容器2の内周面
には環状のサポートリング22が設けられ、このサポー
トリング22には上記のキー21に対応してキー溝23
が形成されている。そして、上記のキー21はこのキー
溝23内に摺動自在に嵌合している。これらキー21と
キー溝23との間には所定の間隙が形成され、原子炉容
器1の熱膨張等を許容するように構成されている。
以上の如く構成された高速増殖炉は、炉心6および炉心
上部機構8がともにルーフスラブ5から吊持されている
ので、垂直地震等の際にこれら炉心6と炉心上部機構8
とが同じモードで振動し、炉心上部機構8の制御棒駆動
機構に掴まれている制御棒と炉心6とが相対的に変位す
ることはなく、信頼性が高い。また、このものは炉心6
がルーフスラブ5から吊持されているので、この炉心6
が水平方向に振れやすいが、この炉心6の水平方向の荷
重は振れ止め部材11・・・によって支持され、この炉
心6が水平方向に振れることはない。
上部機構8がともにルーフスラブ5から吊持されている
ので、垂直地震等の際にこれら炉心6と炉心上部機構8
とが同じモードで振動し、炉心上部機構8の制御棒駆動
機構に掴まれている制御棒と炉心6とが相対的に変位す
ることはなく、信頼性が高い。また、このものは炉心6
がルーフスラブ5から吊持されているので、この炉心6
が水平方向に振れやすいが、この炉心6の水平方向の荷
重は振れ止め部材11・・・によって支持され、この炉
心6が水平方向に振れることはない。
[背景技術の問題点]
ところで、上記の高速増殖炉は原子炉容器1の熱変形を
許容するため各荷重伝達機構12・・・のキー21とキ
ー溝23との間に所定の間隙が必要であるが、このよう
な間隙があると水平方向の荷重を各荷重伝達機構12・
・・が均一に負担できなくなる不具合を生じる。すなわ
ち、ある方向から地震波が入力し、その方向に炉心6お
よび原子炉容器1が変位した場合、この地震波入力方向
に対して角度θ゛の方向にある荷重伝達機l512・・
・のキー21とキー溝23との間の間隙Gは、初期設定
間隙を01とすると G=G1/sinθ−G1 となる。したがって、このように炉心6および原子炉容
器1が水平方向に変位した場合、θ−900の位置にあ
る荷重伝達機構12のキー21とキー溝23とが最初に
当接し、この状態では他の位置にある荷重伝達機構12
・・・のキー21とキー溝23とは離れている状態にあ
る。なお、この状態にある他の位置の荷重伝達機構12
・・・のキー21とキー溝23との間の間隙を次の表に
示す。
許容するため各荷重伝達機構12・・・のキー21とキ
ー溝23との間に所定の間隙が必要であるが、このよう
な間隙があると水平方向の荷重を各荷重伝達機構12・
・・が均一に負担できなくなる不具合を生じる。すなわ
ち、ある方向から地震波が入力し、その方向に炉心6お
よび原子炉容器1が変位した場合、この地震波入力方向
に対して角度θ゛の方向にある荷重伝達機l512・・
・のキー21とキー溝23との間の間隙Gは、初期設定
間隙を01とすると G=G1/sinθ−G1 となる。したがって、このように炉心6および原子炉容
器1が水平方向に変位した場合、θ−900の位置にあ
る荷重伝達機構12のキー21とキー溝23とが最初に
当接し、この状態では他の位置にある荷重伝達機構12
・・・のキー21とキー溝23とは離れている状態にあ
る。なお、この状態にある他の位置の荷重伝達機構12
・・・のキー21とキー溝23との間の間隙を次の表に
示す。
G1= 0.5#+の場合
また、上述の如くキー21とキー溝23とが当接してか
らさらに原子炉容器1が変位することによってその荷重
伝達機構12・・・は荷重を伝達するものであるが、こ
の当接してからの変位と伝達する荷重とは第4図に示す
如き関係がある。したがって、原子炉容器1が変位して
すべての荷重伝達機構12・・・のキー21とキー溝2
3とが当接しても各荷重伝達機構12・・・の伝達荷重
は均一にはならず、M5図に示す如く一部の荷重伝達l
l!構12・・・のみが大きな荷重を負担する。なお、
この第5図中の線Aは荷重伝達機構12・・・が2gの
場合、線Bは荷重伝達機構12・・・が6個の場合、線
Cは荷重伝達機構12・・・が10個の場合を示す。ま
た、実際の高速増殖炉では荷重伝達機構12・・・は2
4個程度となるが、この荷重伝達機構12・・・が24
個の場合でも第6図に示す如く各荷重伝達機構12・・
・の負担する荷重には大きな差がある。したがって、各
荷重伝達機構12・・・は負担する荷重が最大の場合に
耐えるように設計しなければならず、その強度を不必要
に大きくしなければならない不具合があった。
らさらに原子炉容器1が変位することによってその荷重
伝達機構12・・・は荷重を伝達するものであるが、こ
の当接してからの変位と伝達する荷重とは第4図に示す
如き関係がある。したがって、原子炉容器1が変位して
すべての荷重伝達機構12・・・のキー21とキー溝2
3とが当接しても各荷重伝達機構12・・・の伝達荷重
は均一にはならず、M5図に示す如く一部の荷重伝達l
l!構12・・・のみが大きな荷重を負担する。なお、
この第5図中の線Aは荷重伝達機構12・・・が2gの
場合、線Bは荷重伝達機構12・・・が6個の場合、線
Cは荷重伝達機構12・・・が10個の場合を示す。ま
た、実際の高速増殖炉では荷重伝達機構12・・・は2
4個程度となるが、この荷重伝達機構12・・・が24
個の場合でも第6図に示す如く各荷重伝達機構12・・
・の負担する荷重には大きな差がある。したがって、各
荷重伝達機構12・・・は負担する荷重が最大の場合に
耐えるように設計しなければならず、その強度を不必要
に大きくしなければならない不具合があった。
また、上記の各荷重伝3!機構12・・・が負担する荷
重はキー21とキー溝23との間に初期間隙によって大
きく変化する。したがって、この初期荷重を調節するた
めキー21とキー溝23との間にスペーサなどを介装し
てその初期間隙の調整をおこなっていたが、この調整作
業はきわめて微妙かつ困難であった。
重はキー21とキー溝23との間に初期間隙によって大
きく変化する。したがって、この初期荷重を調節するた
めキー21とキー溝23との間にスペーサなどを介装し
てその初期間隙の調整をおこなっていたが、この調整作
業はきわめて微妙かつ困難であった。
本発明は以上の事情に基づいてなされたもので、その目
的は原子炉容器の荷重を平均して安全容器に伝達するこ
とができ、また間隙等の調整作業が不要な高速増殖炉の
制振装置を提供することにある。
的は原子炉容器の荷重を平均して安全容器に伝達するこ
とができ、また間隙等の調整作業が不要な高速増殖炉の
制振装置を提供することにある。
すなわち本発明は、原子炉容器と、この原子炉容器の外
側に設けられた安全容器と、上記原子炉容器と安全容器
との間に設けられた伸縮自在なシリンダ機構と、このシ
リンダ機構に接続され作動液の供給、排出をなす配管と
、この配管に設けられ閉弁することによって上記シリン
ダ機構をハイドロロックしてこのシリンダ機構を伸縮不
能とする開閉弁と、通常時は上記開閉弁を開弁状態とし
地震が発生した場合にはこの地震を検出し上記開閉弁を
閉弁する地震検出制御装置とを備えたものである。した
がって、通常時はシリンダ機構が伸縮自在であるので、
原子炉容器の熱変形を自由に許容することができ、また
地震等の際にはこの地震の発生を地震検出制御装置が検
出し、開閉弁を閉弁するのでシリンダ機構がハイドロロ
ックされて伸縮不能となり、原子炉容器の荷重を安全容
器に伝達する。したがって、これらシリンダ機構は間隙
、遊び等のない状態で荷重を伝達するので、荷重の伝達
を均一におこなうことができ、また間隙の調整等も不要
となるものである。
側に設けられた安全容器と、上記原子炉容器と安全容器
との間に設けられた伸縮自在なシリンダ機構と、このシ
リンダ機構に接続され作動液の供給、排出をなす配管と
、この配管に設けられ閉弁することによって上記シリン
ダ機構をハイドロロックしてこのシリンダ機構を伸縮不
能とする開閉弁と、通常時は上記開閉弁を開弁状態とし
地震が発生した場合にはこの地震を検出し上記開閉弁を
閉弁する地震検出制御装置とを備えたものである。した
がって、通常時はシリンダ機構が伸縮自在であるので、
原子炉容器の熱変形を自由に許容することができ、また
地震等の際にはこの地震の発生を地震検出制御装置が検
出し、開閉弁を閉弁するのでシリンダ機構がハイドロロ
ックされて伸縮不能となり、原子炉容器の荷重を安全容
器に伝達する。したがって、これらシリンダ機構は間隙
、遊び等のない状態で荷重を伝達するので、荷重の伝達
を均一におこなうことができ、また間隙の調整等も不要
となるものである。
以下、第7図ないし第14図を参照して本発明の詳細な
説明する。第7図ないし第10図には本発明の第1実施
例を示す。すなわち、図中101は原子炉容器であって
、この原子炉容器101の外側には安全容器102が設
けられている。この安全容器102はスカート103に
よって基礎に据付けられ、また上記原子炉容器101は
リングガータ104によって基礎に据付けられている。
説明する。第7図ないし第10図には本発明の第1実施
例を示す。すなわち、図中101は原子炉容器であって
、この原子炉容器101の外側には安全容器102が設
けられている。この安全容器102はスカート103に
よって基礎に据付けられ、また上記原子炉容器101は
リングガータ104によって基礎に据付けられている。
また、この原子炉容器101の上端開口はルーフスラブ
105によって閉塞されている。また、この原子炉容器
101内には炉心106が収容されている。この炉心1
06は吊り胴107によって上記のルーフスラブ105
から吊持されている。
105によって閉塞されている。また、この原子炉容器
101内には炉心106が収容されている。この炉心1
06は吊り胴107によって上記のルーフスラブ105
から吊持されている。
また、このルーフスラブ105を貫通して炉心上部機構
108が設けられている。この炉心上部機1108内に
は制御棒駆動機構が設けられ、これら制御棒駆動機構に
よって制御棒を上記の炉心106内に挿入、引抜きし、
この炉心106の出力を制御するように構成されている
。また、この原子炉容器1内の冷却材は冷却材ポンプ1
09によって炉心106内に送られ、この炉心106内
で加熱されて高温となった冷却材は中間熱交換器110
に送られて二次冷却材と熱交換され、上記の冷却材ポン
プ109によって再び炉心106内に送られる。また、
この原子炉容器1内には振れ止め部材111・・・が設
けられている。これら振れ止め部材111・・・の一端
部は上記の炉心106に連結され、また他端部は上記の
原子炉容器101の内面に連結されている。そして、こ
れら振れ止め部材111・・・によって炉心106の水
平方向の振れが規制される。また、これら振れ止め部材
111・・・と原子炉容器101との連結部分に対応し
て原子炉容器101と安全容器102との間には荷重伝
達機構112・・・が設けられ、地震等の際の炉心10
6の水平方向の荷重を上記の振れ止め部材111・・・
から安全容器102まで伝達する。
108が設けられている。この炉心上部機1108内に
は制御棒駆動機構が設けられ、これら制御棒駆動機構に
よって制御棒を上記の炉心106内に挿入、引抜きし、
この炉心106の出力を制御するように構成されている
。また、この原子炉容器1内の冷却材は冷却材ポンプ1
09によって炉心106内に送られ、この炉心106内
で加熱されて高温となった冷却材は中間熱交換器110
に送られて二次冷却材と熱交換され、上記の冷却材ポン
プ109によって再び炉心106内に送られる。また、
この原子炉容器1内には振れ止め部材111・・・が設
けられている。これら振れ止め部材111・・・の一端
部は上記の炉心106に連結され、また他端部は上記の
原子炉容器101の内面に連結されている。そして、こ
れら振れ止め部材111・・・によって炉心106の水
平方向の振れが規制される。また、これら振れ止め部材
111・・・と原子炉容器101との連結部分に対応し
て原子炉容器101と安全容器102との間には荷重伝
達機構112・・・が設けられ、地震等の際の炉心10
6の水平方向の荷重を上記の振れ止め部材111・・・
から安全容器102まで伝達する。
そして、上記の荷重伝達機構112・・・は以下に示す
如く構成されている。すなわち、上記の原子炉容器10
1の外周面にはキー121が突設されている。また上記
の安全容器102の内周面には環状のサポートリング1
20が設けられている。
如く構成されている。すなわち、上記の原子炉容器10
1の外周面にはキー121が突設されている。また上記
の安全容器102の内周面には環状のサポートリング1
20が設けられている。
そして、このサポートリング121には上記のキー12
1に対応してキー溝122が形成されている。そして、
上記のキー121はこのキー溝122内に挿入されてお
り、これらキー121とキー溝122との間には間隙が
形成されている。また、上記のサポートリング120に
はキー溝122の両側の位置してシリンダ機構123.
123が取付けられている。これらのシリンダ@構12
3 k$第9図に示す如くシリンダ130内にラム13
1を摺動自在に収容したもので、このラム131(まス
プリング132によって引例き方向に付勢され、またこ
のラム131は上記のキー1211こ取付1ブられてい
る。また、このこれらシリンダ機構123.123のシ
リンダ130は配管124・・・によってリザーバ12
6に連通され、このシリンダ130内に作動液を供給、
排出する。したがって、これらシリンダ機構123.1
23のラム131が移動して伸縮した場合にはこのシリ
ンダ130内の作動液がこれら配管124・・・を通っ
て供給、排出される。そして、これら配管124・・・
の途中にはそれぞれ開閉弁125・・・が設けられてい
る。
1に対応してキー溝122が形成されている。そして、
上記のキー121はこのキー溝122内に挿入されてお
り、これらキー121とキー溝122との間には間隙が
形成されている。また、上記のサポートリング120に
はキー溝122の両側の位置してシリンダ機構123.
123が取付けられている。これらのシリンダ@構12
3 k$第9図に示す如くシリンダ130内にラム13
1を摺動自在に収容したもので、このラム131(まス
プリング132によって引例き方向に付勢され、またこ
のラム131は上記のキー1211こ取付1ブられてい
る。また、このこれらシリンダ機構123.123のシ
リンダ130は配管124・・・によってリザーバ12
6に連通され、このシリンダ130内に作動液を供給、
排出する。したがって、これらシリンダ機構123.1
23のラム131が移動して伸縮した場合にはこのシリ
ンダ130内の作動液がこれら配管124・・・を通っ
て供給、排出される。そして、これら配管124・・・
の途中にはそれぞれ開閉弁125・・・が設けられてい
る。
また、127は地震検出制御装置であって、この地震検
出制御装置127によって地震の発生を検出する。そし
て、この地震検出制御装置127は上記の開閉弁125
・・・を制御し、通常時はこれら開閉弁125・・・を
開弁状態とし、また地震が発生した場合にはこれら開閉
弁125・・・を閉弁する。
出制御装置127によって地震の発生を検出する。そし
て、この地震検出制御装置127は上記の開閉弁125
・・・を制御し、通常時はこれら開閉弁125・・・を
開弁状態とし、また地震が発生した場合にはこれら開閉
弁125・・・を閉弁する。
なお、第10図にはこのシリンダ機構123′の変形例
を示す。このシリンダ機構123−はシリンダ140内
にピストン141を摺動自在に収容し、このピストン1
41のピストンロッド142を上記のキー121に取付
けたものである。
を示す。このシリンダ機構123−はシリンダ140内
にピストン141を摺動自在に収容し、このピストン1
41のピストンロッド142を上記のキー121に取付
けたものである。
以上の如く構成された第1実施例は、通常時には開閉弁
125・・・が開弁されているので、上記のシリンダ機
構123.123は自由に伸縮し、原子炉容器101の
熱膨張等による変位を許容する。
125・・・が開弁されているので、上記のシリンダ機
構123.123は自由に伸縮し、原子炉容器101の
熱膨張等による変位を許容する。
そして、地震等が発生した場合には上記の地震検出制御
機構127がこの地震の発生を検出し、開閉弁125・
・・を閉弁する。したがって、シリンダ機構123.1
23は伸縮不能となり、この原子炉容器101の荷重は
これらシリンダ機構123゜123を介して安全容器1
02に伝達される。この場合、各荷重伝達機構112・
・・のシリンダ機構123・・・は遊びのない状態で荷
重を伝達するので、各荷重伝達機構112・・・は荷重
を平均して分担する。
機構127がこの地震の発生を検出し、開閉弁125・
・・を閉弁する。したがって、シリンダ機構123.1
23は伸縮不能となり、この原子炉容器101の荷重は
これらシリンダ機構123゜123を介して安全容器1
02に伝達される。この場合、各荷重伝達機構112・
・・のシリンダ機構123・・・は遊びのない状態で荷
重を伝達するので、各荷重伝達機構112・・・は荷重
を平均して分担する。
なお、第11図にはこの第1実施例の効果を示す。この
第11図の線りはこの第1実施例の場合、線Eは従来の
場合を示す。この第11図から明らかなようにこの第1
実施例によれば各荷重伝達機4111112・・・の負
担する荷重がより均一化する。
第11図の線りはこの第1実施例の場合、線Eは従来の
場合を示す。この第11図から明らかなようにこの第1
実施例によれば各荷重伝達機4111112・・・の負
担する荷重がより均一化する。
なお、本発明は上記の第1実施例には限定されない。た
とえば、第12図には本発明の第2実施例を示す。この
第2実施例はシリンダ機構123゜123を原子炉容器
101の半径方向に対して45°の角度で配置したもの
である。この第2実施例はシリンダ機構123,123
が半径方向に対して45°の角度で配置されているので
、径方向および周方向の2方向の荷重を伝達することが
できる。
とえば、第12図には本発明の第2実施例を示す。この
第2実施例はシリンダ機構123゜123を原子炉容器
101の半径方向に対して45°の角度で配置したもの
である。この第2実施例はシリンダ機構123,123
が半径方向に対して45°の角度で配置されているので
、径方向および周方向の2方向の荷重を伝達することが
できる。
また、第13図および第14図には本発明の第3実施例
を示す。この第3実施例は原子炉容器101の外周にサ
ポートリング150を突設し、またシリンダ機構123
を半径方向に配置したものである。
を示す。この第3実施例は原子炉容器101の外周にサ
ポートリング150を突設し、またシリンダ機構123
を半径方向に配置したものである。
上述1の如く本発明は、原子炉容器と、この原子炉容器
の外側に設けられた安全容器と、上記原子炉容器と安全
容器との間に設けられた伸縮自在なシリンダ機構と、こ
のシリンダ機構に接続され作動液の供給、排出をなす配
管と、この配管に設けられ閉弁することによって上記シ
リンダ機構をハイドロロックしてこのシリンダ機構を伸
縮不能とする開閉弁と、通常時は上記開閉弁を開弁状態
とし地震が発生した場合に(まこの地震を検出し上記開
閉弁を閉弁する地震検出制m装置とを備えたものである
。したがって、通常時はシリンダ機構が伸縮自在である
ので、原子炉容器の熱変形を自由に許容することができ
、また地震等の際にはこの地震の発生を地震検出制御装
置が検出し、開閉弁を閉弁するのでシリンダ機構がハイ
ドロロックされて伸縮不能となり、原子炉容器の荷重を
安全容器に伝達する。したがって、これらシリンダ11
11は間隙、遊び等のない状態で荷重を伝達するので、
荷重の伝達を均一におこなうことができ、また間隙の調
整等も不要となる等その効果は大である。
の外側に設けられた安全容器と、上記原子炉容器と安全
容器との間に設けられた伸縮自在なシリンダ機構と、こ
のシリンダ機構に接続され作動液の供給、排出をなす配
管と、この配管に設けられ閉弁することによって上記シ
リンダ機構をハイドロロックしてこのシリンダ機構を伸
縮不能とする開閉弁と、通常時は上記開閉弁を開弁状態
とし地震が発生した場合に(まこの地震を検出し上記開
閉弁を閉弁する地震検出制m装置とを備えたものである
。したがって、通常時はシリンダ機構が伸縮自在である
ので、原子炉容器の熱変形を自由に許容することができ
、また地震等の際にはこの地震の発生を地震検出制御装
置が検出し、開閉弁を閉弁するのでシリンダ機構がハイ
ドロロックされて伸縮不能となり、原子炉容器の荷重を
安全容器に伝達する。したがって、これらシリンダ11
11は間隙、遊び等のない状態で荷重を伝達するので、
荷重の伝達を均一におこなうことができ、また間隙の調
整等も不要となる等その効果は大である。
第1図ないし第6図は従来例を示し、第1図は全体の縦
断面図、第2図は荷重伝達機構の部分の縦断面図、第3
図は第2図の■−■線に沿う断面図、第4図は原子炉容
器の移動量と荷重との関係を示す線図、第5図および第
6図は荷重分担を示す線図である。第7図ないし第11
図は本発明の第1実施例を示し、第7図は全体の縦断面
図、第8図は要部の概略構成図、第9図はシリンダ機構
の縦断面図、第10図はシリンダ機構の変形例を示す縦
断面図、第11図は荷重分担を示す線図である。第12
図は本発明の第2実施例の要部の平面図である。第13
図および第14図は本発明の第3実施例を示し、第13
図は要部の平面図、第14図は要部の側面図である。 101・・・原子炉容器、102・・・安全容器、10
6・・・炉心、111・・・振れ止め部材、1・・・荷
重伝達機構、123・・・シリンダ機構、124・・・
配管、125・・・開閉弁、126・・・リザーバ、1
27・・・地震検出制帥装置 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第2図 21 第3図 第4図 第5図 80 J<fmしkjlプ5fiillJl?All (de
g)第6図 叙−AtrJfal#@M(deg )第9図 第10図 第12図
断面図、第2図は荷重伝達機構の部分の縦断面図、第3
図は第2図の■−■線に沿う断面図、第4図は原子炉容
器の移動量と荷重との関係を示す線図、第5図および第
6図は荷重分担を示す線図である。第7図ないし第11
図は本発明の第1実施例を示し、第7図は全体の縦断面
図、第8図は要部の概略構成図、第9図はシリンダ機構
の縦断面図、第10図はシリンダ機構の変形例を示す縦
断面図、第11図は荷重分担を示す線図である。第12
図は本発明の第2実施例の要部の平面図である。第13
図および第14図は本発明の第3実施例を示し、第13
図は要部の平面図、第14図は要部の側面図である。 101・・・原子炉容器、102・・・安全容器、10
6・・・炉心、111・・・振れ止め部材、1・・・荷
重伝達機構、123・・・シリンダ機構、124・・・
配管、125・・・開閉弁、126・・・リザーバ、1
27・・・地震検出制帥装置 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第2図 21 第3図 第4図 第5図 80 J<fmしkjlプ5fiillJl?All (de
g)第6図 叙−AtrJfal#@M(deg )第9図 第10図 第12図
Claims (1)
- 原子炉容器と、この原子炉容器の外側に設けられた安全
容器と、上記原子炉容器と安全容器との間に設けられた
伸縮自在なシリンダ機構と、このシリンダ機構に接続さ
れ作動液の供給、排出をなす配管と、この配管に設けら
れ命弁することによって上記シリンダ機構をハイドロロ
ックしてこのシリンダ機構を伸縮不能とする開閉弁と、
通常時は上記開閉弁を開弁状態とし地震が発生した場合
にはこの地震を検出し上記開閉弁を閉弁する地震検出制
御1lVR置とを具備したことを特徴とする高速増殖炉
の制振装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59007953A JPS60152988A (ja) | 1984-01-20 | 1984-01-20 | 高速増殖炉の制振装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59007953A JPS60152988A (ja) | 1984-01-20 | 1984-01-20 | 高速増殖炉の制振装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60152988A true JPS60152988A (ja) | 1985-08-12 |
Family
ID=11679850
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59007953A Pending JPS60152988A (ja) | 1984-01-20 | 1984-01-20 | 高速増殖炉の制振装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60152988A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107293337A (zh) * | 2016-03-31 | 2017-10-24 | 华北电力大学 | 一种用于铅铋快堆双层反应堆容器的弹性支撑结构 |
-
1984
- 1984-01-20 JP JP59007953A patent/JPS60152988A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107293337A (zh) * | 2016-03-31 | 2017-10-24 | 华北电力大学 | 一种用于铅铋快堆双层反应堆容器的弹性支撑结构 |
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