JPS6245515B2 - - Google Patents
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- JPS6245515B2 JPS6245515B2 JP54150549A JP15054979A JPS6245515B2 JP S6245515 B2 JPS6245515 B2 JP S6245515B2 JP 54150549 A JP54150549 A JP 54150549A JP 15054979 A JP15054979 A JP 15054979A JP S6245515 B2 JPS6245515 B2 JP S6245515B2
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- Japan
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- pressure vessel
- reactor pressure
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- support device
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- 239000012212 insulator Substances 0.000 claims description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 3
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、円周に分布された接続短管をもつた
立形円筒状原子炉圧力容器の支持装置であつて、
前記接続短管から前記原子炉圧力容器を包囲する
コンクリート製生物遮蔽体を貫通して配管が導き
出され、該配管が生物遮蔽体の領域において接続
短管に係合する支持構造物の一部である囲壁管に
よつて取り囲まれているような円筒状原子炉圧力
容器の支持装置に関する。
立形円筒状原子炉圧力容器の支持装置であつて、
前記接続短管から前記原子炉圧力容器を包囲する
コンクリート製生物遮蔽体を貫通して配管が導き
出され、該配管が生物遮蔽体の領域において接続
短管に係合する支持構造物の一部である囲壁管に
よつて取り囲まれているような円筒状原子炉圧力
容器の支持装置に関する。
ドイツ連邦共和国特許出願公開第2346727号公
報で知られている上述の形式の支持装置の場合、
原子炉圧力容器を特にいわゆる最大仮想事故の際
に予想される力に対して拘束支持するために、調
整板を介して接続短管に接触されるような補助的
な鋼製構造物が囲壁管に設けられている。その場
合原子炉圧力容器はその重量を基礎に伝達する支
持リングの上に保持リングによつて置かれている
ので、原子炉圧力容器の重量の受け体は設けられ
ていない。
報で知られている上述の形式の支持装置の場合、
原子炉圧力容器を特にいわゆる最大仮想事故の際
に予想される力に対して拘束支持するために、調
整板を介して接続短管に接触されるような補助的
な鋼製構造物が囲壁管に設けられている。その場
合原子炉圧力容器はその重量を基礎に伝達する支
持リングの上に保持リングによつて置かれている
ので、原子炉圧力容器の重量の受け体は設けられ
ていない。
原子炉圧力容器の重量を、生物遮蔽体に設けら
れかつ接続短管に係合している支持装置を介して
受けることは、米国特許第3583429号明細書で知
られている。この場合原子炉圧力容器はたゞその
重量だけが生物遮蔽体の開口部に吊り下げられる
ので、横方向あるいは上方に向けて作用するよう
な上述の最大仮想事故の際に予想される力は考慮
されていない。
れかつ接続短管に係合している支持装置を介して
受けることは、米国特許第3583429号明細書で知
られている。この場合原子炉圧力容器はたゞその
重量だけが生物遮蔽体の開口部に吊り下げられる
ので、横方向あるいは上方に向けて作用するよう
な上述の最大仮想事故の際に予想される力は考慮
されていない。
本発明はこれに対して、すべての力に耐えら
れ、原子炉圧力容器を簡単に拘束支持し、それに
も拘らず費用的に有利に作られるような支持装置
を得ることを目的とする。
れ、原子炉圧力容器を簡単に拘束支持し、それに
も拘らず費用的に有利に作られるような支持装置
を得ることを目的とする。
この目的は、本発明によれば、囲壁管の中に保
持管がその円周の複数箇所で拘束支持され、該保
持管がその原子炉圧力容器側端で接続短管を外側
から気密に取り囲み、原子炉圧力容器の重量を受
けることによつて達成される。これによつて原子
炉圧力容器の正確な拘束支持が達せられ、詳しく
は最大仮想事故の際に特に大きな力が予想される
領域において正確な拘束支持が達せられる。しか
も同時に原子炉圧力容器の重量が同時に受けとめ
られるので、単純な配置構造が生ずる。すなわち
原子炉圧力容器の長手方向に作用する熱膨脹はも
はや問題にならないからである。
持管がその円周の複数箇所で拘束支持され、該保
持管がその原子炉圧力容器側端で接続短管を外側
から気密に取り囲み、原子炉圧力容器の重量を受
けることによつて達成される。これによつて原子
炉圧力容器の正確な拘束支持が達せられ、詳しく
は最大仮想事故の際に特に大きな力が予想される
領域において正確な拘束支持が達せられる。しか
も同時に原子炉圧力容器の重量が同時に受けとめ
られるので、単純な配置構造が生ずる。すなわち
原子炉圧力容器の長手方向に作用する熱膨脹はも
はや問題にならないからである。
配管と保持管との間に熱絶縁体が設けられる。
それによつてコンクリートへの熱流束が制限され
るという効果が得られる。熱絶縁体は保持管に取
り付けられると良い。その場合配管自体にも、熱
絶縁層として作用する空隙も得られる。
それによつてコンクリートへの熱流束が制限され
るという効果が得られる。熱絶縁体は保持管に取
り付けられると良い。その場合配管自体にも、熱
絶縁層として作用する空隙も得られる。
囲壁管内における保持管の拘束支持装置は滑り
支持体として形成されると好適である。このこと
は、加熱の際に生ずる原子炉圧力容器の半径方向
の膨脹運動が追従運動によつて特別に大きな力を
生じないので有利である。滑り支持体としての形
成は、囲壁管と保持管との間に支持板が配置さ
れ、該支持板が少くとも片側に自己潤滑材料製の
滑り板を有していることによつて有利に行なわれ
る。
支持体として形成されると好適である。このこと
は、加熱の際に生ずる原子炉圧力容器の半径方向
の膨脹運動が追従運動によつて特別に大きな力を
生じないので有利である。滑り支持体としての形
成は、囲壁管と保持管との間に支持板が配置さ
れ、該支持板が少くとも片側に自己潤滑材料製の
滑り板を有していることによつて有利に行なわれ
る。
保持管は配管の方向に予圧をもつて接続短管に
当接できる。それによつて、原子炉ピツト内にお
ける瞬間的に生じた圧力の場合に保持管が幾分外
方に押圧されることが防止される。同時にたとえ
ばばねによつて発生される予圧は、冷却の際に半
径方向に収縮する接続短管に保持管が追従される
ように作用する。
当接できる。それによつて、原子炉ピツト内にお
ける瞬間的に生じた圧力の場合に保持管が幾分外
方に押圧されることが防止される。同時にたとえ
ばばねによつて発生される予圧は、冷却の際に半
径方向に収縮する接続短管に保持管が追従される
ように作用する。
以下図面に示す実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。
に説明する。
円筒状の原子炉圧力容器1はその上側領域に厚
肉の接続短管保有部2を有し、こゝには一平面内
に円周に亘つて均一に分布されて8個の接続短管
3が設けられている。これらの接続短管3からは
配管4が出ている。配管4は原子炉圧力容器の高
圧下にある冷却水を外側回路を通して熱交換器な
どに導く。配管4は原子炉ピツト5からコンクリ
ート製の生物遮蔽体6を貫通して導かれている。
生物遮蔽体6は原子炉圧力容器の下側領域におい
て2つの部分で形成されている。すなわち支持領
域7のほかに、この支持領域7から冷却流路9を
介して分離されている内側のつぼ形状領域8が設
けられている。この領域8は熱絶縁層10を支持
している。同時に原子炉ピツトの上側領域を閉鎖
している別の熱絶縁層11は、原子炉圧力容器の
蓋12を覆つている。
肉の接続短管保有部2を有し、こゝには一平面内
に円周に亘つて均一に分布されて8個の接続短管
3が設けられている。これらの接続短管3からは
配管4が出ている。配管4は原子炉圧力容器の高
圧下にある冷却水を外側回路を通して熱交換器な
どに導く。配管4は原子炉ピツト5からコンクリ
ート製の生物遮蔽体6を貫通して導かれている。
生物遮蔽体6は原子炉圧力容器の下側領域におい
て2つの部分で形成されている。すなわち支持領
域7のほかに、この支持領域7から冷却流路9を
介して分離されている内側のつぼ形状領域8が設
けられている。この領域8は熱絶縁層10を支持
している。同時に原子炉ピツトの上側領域を閉鎖
している別の熱絶縁層11は、原子炉圧力容器の
蓋12を覆つている。
第2図には、生物遮蔽体6のコンクリートの中
に、配管4を同心的に取り囲む囲壁管15が埋設
されている。この囲壁管15の中には保持管16
が支持板17と共に同様に配管4に対して同心的
に設けられている。支持板17は第3図に示され
ているように円周上の4つの箇所に小さな円弧幅
で設けられているので、囲壁管15と保持管16
との間の中間室18は半分以下しか存在しない。
に、配管4を同心的に取り囲む囲壁管15が埋設
されている。この囲壁管15の中には保持管16
が支持板17と共に同様に配管4に対して同心的
に設けられている。支持板17は第3図に示され
ているように円周上の4つの箇所に小さな円弧幅
で設けられているので、囲壁管15と保持管16
との間の中間室18は半分以下しか存在しない。
自己潤滑材料、特に黒鉛含有金属から成る滑り
板20によつて、ほんの僅かな摩擦が生じ、それ
に伴なつて囲壁管15内における保持管16の拘
束支持が滑り支持を呈するように作用する。
板20によつて、ほんの僅かな摩擦が生じ、それ
に伴なつて囲壁管15内における保持管16の拘
束支持が滑り支持を呈するように作用する。
原子炉圧力容器1側の保持管16の端21は接
続短管3にかぶさつてきつちりと嵌合している。
従つて短管3の縁23と保持管16の縁24との
間の環状支持面22の領域には、80〜100mmの長
さに亘つて僅かに約1mmの空隙が存在するだけで
ある。このために原子炉圧力容器は円周のまわり
に分布された保持管によつて均一に捕捉され拘束
支持される。
続短管3にかぶさつてきつちりと嵌合している。
従つて短管3の縁23と保持管16の縁24との
間の環状支持面22の領域には、80〜100mmの長
さに亘つて僅かに約1mmの空隙が存在するだけで
ある。このために原子炉圧力容器は円周のまわり
に分布された保持管によつて均一に捕捉され拘束
支持される。
保持管16の内部には、たとえば鉱質綿からな
る熱絶縁層25が配置されている。この熱絶縁層
25は空隙26と共同して、配管4からその支持
部を通して生物遮蔽体6への熱伝達が僅かである
ように作用する。
る熱絶縁層25が配置されている。この熱絶縁層
25は空隙26と共同して、配管4からその支持
部を通して生物遮蔽体6への熱伝達が僅かである
ように作用する。
第2図は更に、保持管16の、原子炉圧力容器
1と反対側がボルト29を介してリング板28に
接続されていることを示している。このリング板
28にはばね30が作用している。このばね30
の他端は、囲壁管15にねじ込まれているボルト
31の頭部に支持されている。ばね30は保持管
16を接続短管3の方向に付勢している。
1と反対側がボルト29を介してリング板28に
接続されていることを示している。このリング板
28にはばね30が作用している。このばね30
の他端は、囲壁管15にねじ込まれているボルト
31の頭部に支持されている。ばね30は保持管
16を接続短管3の方向に付勢している。
保持管16の端21には孔33が設けられ、こ
れらの孔33は支持面22の後方に位置してい
る。保持管16の内部においてこれらの孔にはリ
ング34が付属され、このリング34は一方では
熱絶縁層25に接続され、他方では接続短管3の
傾斜面35に当接している。孔33の作用によ
り、原子炉ピツト5内に大きな過圧がかゝつた際
にリング34が接続短管3から離され、それによ
つて支持板17間の区間(中間室18の部分)に
加えて更に保持管16内の圧力平衡断面積が役立
つようにされている。
れらの孔33は支持面22の後方に位置してい
る。保持管16の内部においてこれらの孔にはリ
ング34が付属され、このリング34は一方では
熱絶縁層25に接続され、他方では接続短管3の
傾斜面35に当接している。孔33の作用によ
り、原子炉ピツト5内に大きな過圧がかゝつた際
にリング34が接続短管3から離され、それによ
つて支持板17間の区間(中間室18の部分)に
加えて更に保持管16内の圧力平衡断面積が役立
つようにされている。
すべての一次回路の組立のためおよび燃料交換
機のために、原子炉圧力容器1の正確な位置決め
が必要である。このためおよび各支持部品の正確
な調整を達成するために、次のような製作順序お
よび組立順序が採られる。
機のために、原子炉圧力容器1の正確な位置決め
が必要である。このためおよび各支持部品の正確
な調整を達成するために、次のような製作順序お
よび組立順序が採られる。
まず製作工場において囲壁管15と保持管16
を滑り支持体17,20を含む二重管として作
り、その場合各部品を互いにはめ合わせて作る。
を滑り支持体17,20を含む二重管として作
り、その場合各部品を互いにはめ合わせて作る。
生物遮蔽体6をコンクリート打ちする際、配管
4に対する貫通部を、あとで囲壁管15が埋設で
きるように形成する。
4に対する貫通部を、あとで囲壁管15が埋設で
きるように形成する。
次に原子炉圧力容器1を設置する。
コンクリート製の原子炉ピツトカバーに支持さ
れている補助横梁に、3本あるいは4本のボルト
を介して原子炉圧力容器1を吊り下げる。補助横
梁は本発明の支持装置の組み立て中一時的にだけ
必要とされるものである。
れている補助横梁に、3本あるいは4本のボルト
を介して原子炉圧力容器1を吊り下げる。補助横
梁は本発明の支持装置の組み立て中一時的にだけ
必要とされるものである。
原子炉圧力容器1に直線状配管4を溶接する。
続いてこの配管4および原子炉圧力容器接続短
管3の上に、保持管、圧力伝達体(支持体と滑り
板とから成る滑り支持体)および囲壁管から成る
ユニツトをはめ込める。
管3の上に、保持管、圧力伝達体(支持体と滑り
板とから成る滑り支持体)および囲壁管から成る
ユニツトをはめ込める。
原子炉圧力容器1を軸心に平行に整合し、その
位置を点検する。
位置を点検する。
囲壁管15をコンクリートで更に押圧する。
原子炉圧力容器の補助支持装置を取り除く。
あとで接続短管溶接継目を再度外から検査しな
ければならない場合、原子炉圧力容器補助支持装
置によつていつでも原子炉圧力容器の重量を受け
ることができる。その場合保持管16は引き抜か
れる。従つてすべての原子炉圧力容器支持範囲は
自由に近寄れることになる。原子炉圧力容器補助
支持装置は蓋持ち上げ用横梁とも複合できる。
ければならない場合、原子炉圧力容器補助支持装
置によつていつでも原子炉圧力容器の重量を受け
ることができる。その場合保持管16は引き抜か
れる。従つてすべての原子炉圧力容器支持範囲は
自由に近寄れることになる。原子炉圧力容器補助
支持装置は蓋持ち上げ用横梁とも複合できる。
第1図は原子炉圧力容器を収納している原子炉
ピツトの垂直断面図、第2図および第3図はそれ
ぞれ配管の支持装置の配管に沿う長手拡大断面図
および配管を横切る垂直断面図である。 1……原子炉圧力容器、3……接続短管、4…
…配管、6……生物遮蔽体、15……囲壁管、1
6……保持管、17……支持板、20……滑り
板、25……熱絶縁層。
ピツトの垂直断面図、第2図および第3図はそれ
ぞれ配管の支持装置の配管に沿う長手拡大断面図
および配管を横切る垂直断面図である。 1……原子炉圧力容器、3……接続短管、4…
…配管、6……生物遮蔽体、15……囲壁管、1
6……保持管、17……支持板、20……滑り
板、25……熱絶縁層。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 円周に分布された接続短管をもつた立形円筒
状原子炉圧力容器の支持装置であつて、前記接続
短管から前記原子炉圧力容器を包囲するコンクリ
ート製生物遮蔽体を貫通して配管が導き出され、
該配管が生物遮蔽体の領域において接続短管に係
合する支持構造物の一部である囲壁管によつて取
り囲まれているような円筒状原子炉圧力容器の支
持装置において、前記囲壁管15の中に保持管1
6がその円周の複数個所で拘束支持され、該保持
管16がその原子炉圧力容器1側端21で前記接
続短管3を外側から気密に取り囲みそして原子炉
圧力容器1の重量を受けるようにしたことを特徴
とする円筒状原子炉圧力容器の支持装置。 2 配管4と保持管16との間に熱絶縁体25が
設けられていることを特徴とする特許請求の範囲
第1項記載の支持装置。 3 熱絶縁体25が保持管16に取り付けられて
いることを特徴とする特許請求の範囲第2項記載
の支持装置。 4 囲壁管15内における保持管16の拘束支持
体が滑り支持体17,20として形成されている
ことを特徴とする特許請求の範囲第1項ないし第
3項のいずれかに記載の支持装置。 5 囲壁管15と保持管16との間に支持板17
が配置され、該支持板17が少なくとも片側に自
己潤滑材料製の滑り板20を有していることを特
徴とする特許請求の範囲第4項記載の支持装置。 6 保持管16が配管4の方向に予圧をもつて接
続短管3に当接していることを特徴とする特許請
求の範囲第1項ないし第5項のいずれかに記載の
支持装置。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19782850651 DE2850651A1 (de) | 1978-11-22 | 1978-11-22 | Abstuetzung fuer einen zylindrischen reaktordruckbehaelter |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5574492A JPS5574492A (en) | 1980-06-05 |
JPS6245515B2 true JPS6245515B2 (ja) | 1987-09-28 |
Family
ID=6055345
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP15054979A Granted JPS5574492A (en) | 1978-11-22 | 1979-11-20 | Supporting device of cylindrical reactor pressure vessel |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5574492A (ja) |
BR (1) | BR7907551A (ja) |
CH (1) | CH642704A5 (ja) |
DE (1) | DE2850651A1 (ja) |
ES (1) | ES486200A1 (ja) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2526572B1 (fr) * | 1982-05-06 | 1988-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de supportage de chaudiere nucleaire |
EP0254963B1 (de) * | 1986-07-28 | 1990-09-26 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernkraftwerk mit einem metallischen Reaktordruckbehälter |
JPS6428547A (en) * | 1987-07-23 | 1989-01-31 | Kobe Steel Ltd | Surface flaw detection for material to be detected |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2220486C3 (de) * | 1972-04-26 | 1981-05-21 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Druckwasserreaktor |
DE2346727C3 (de) * | 1973-09-17 | 1981-08-13 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Kernreaktoranlage |
-
1978
- 1978-11-22 DE DE19782850651 patent/DE2850651A1/de not_active Ceased
-
1979
- 1979-08-15 CH CH745679A patent/CH642704A5/de not_active IP Right Cessation
- 1979-11-20 JP JP15054979A patent/JPS5574492A/ja active Granted
- 1979-11-21 BR BR7907551A patent/BR7907551A/pt unknown
- 1979-11-21 ES ES486200A patent/ES486200A1/es not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BR7907551A (pt) | 1980-08-05 |
CH642704A5 (en) | 1984-04-30 |
ES486200A1 (es) | 1980-05-16 |
DE2850651A1 (de) | 1980-06-04 |
JPS5574492A (en) | 1980-06-05 |
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