JPS6290597A - 原子炉用スタビライザ装置 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子炉用スタビライザ装置に係り、特に、地震
発生時における原子炉圧力容器の相対変位を緩衝的に拘
束するための原子炉用スタビライザ装置の改良に関する
。

〔発明の技術的背端〕

従来の原子炉用スタビライヂ装置は第３図に示すように
圧力容器スタビライザ１と格納容器スタビライザ２とを
有する。

圧力容器スタビライ奮ア１は原子炉遮蔽壁３の上端部と
原子炉圧力容器４との間に水平方向に架設されて皿ばね
を内蔵しており、原子炉遮蔽壁３の上端部と原子炉格納
容器５の内周部との間にはビームをトラス状に組立てた
格納８冴スタビライ１１２が横架され、地震発生時にお
ける原子炉圧力容器４の相対変位を緩衝的に拘束するよ
うになっている。これら圧力容器スタビライＩア１４３
よび格納容器スタビライｔア２の上方の原子炉格納容器
５内には水密構造のシールブラットホーム６が配設され
ている。

シールプラットホーム６はその外周端を原子炉格納容器
５のドライウェルフランジ７の近傍内周に同心円状に固
着し、その自由端部をベローズ８を介して原子炉圧力容
器４の７ランジ部４ａ外周に伸縮自在に結合している。

一方、原子炉格納容器５の外周にはシールプラットホー
ム６を固着した固着箇所にほぼ対応する箇所にて環状の
強め輪９を外表固着し、その自由端部をベローズ１０を
介して原子炉建屋１１の内壁に伸縮自在に結合している
。

上記ドライウェルフランジ７には、上蓋１２が＠脱自在
に取着されており、この上蓋１２は格納容器ドライウェ
ル１３の上端を閉塞すると共に、上蓋１２上方に形成さ
れた原子炉ウェル１４とを区画している。原子炉ウェル
１４の側方には、それぞれプール水で水張されるＩＮ器
貯蔵ビット１５と燃料プール１６とがそれぞれ配設され
、開開自在のゲート１７．１８の開門により原子炉ウェ
ル１４と連通されて、水張が行なわれる。原子炉ウェル
１４の上端はハツチ１９により閉塞されている。

そして、原子炉運転時には上Ｍ１２がドライウェルフラ
ンジ７に取付けられて、格納容器ドライウェル１３が閉
塞され、原子炉ウェル１４内は水抜が行なわれる。

また、定期点検時にはハツチ１９や上１１２等を取外し
、ゲート１７．１８等を開門して原子炉ウェル１４を水
張すると共に、機鼎貯蔵ビット１５および燃料プール１
６を連通させ、原子炉ウェル１４を通して原子炉圧力容
器４内の燃料集合体やその他の炉内部品の交換を行なう
。この原子炉ウェル１４の水張時には、シールプラット
ホーム６と強め輪９等によりこの原子炉ウェル１４を水
密にシールして、格納容器ドライウェル１３と原子炉建
屋１１のドライウェルへの水の漏洩を防止していた。

〔背景技術の問題点〕

第４図は上記した従来の圧力容器スタビライザ１、Ｕよ
び格納容器スタごライザ２のばね定数の大小による地震
発生時の配管設計用応答速度を比較して示すグラフであ
り、スタビライザばね定数が実線Ｂのものよりも大きい
破ＪｉＡの場合には、配管応答スペクトルが実ｗＡＢの
場合よりも低減されることを示している。すなわち、圧
力容器スタビライザ１おび格納容器スタビライｆ２のば
ね定数が大きい場合には、小さい場合に比して、格納容
器ドライウェル１３内配管の応答スペクトルが低減され
ることを意味しており、この場合には配管設計も容易と
なる。

しかしながら、圧力８鼎スタビライザ１および格納容器
スタビライ！１２では直列の連成ばねのばね定数が主に
上記ばね定数となるので、このばね定数の増大化には限
界があると其に、この速成ばねを内蔵する格納容器スタ
ビライザ２の軸長が長くなってしまうという問題があっ
た。そこで、従来の配管設計では格納容おドライウェル
１３内配管を多数の配管支持Ｓ！置で支持することによ
り、第４図に示すように配管固有撮動周期を、応答加速
度がピーク値を示す配管設片１用撮動周波数よりずらし
ていた。

また、原子炉圧力容器４の胴部の供用期間中検査では、
原子炉遮蔽壁３の上方から原子炉圧力容器４胴部外周と
のギャップに作業員が接近しなければならないが、そこ
には圧力８鼎スタビライザ１が１ｍｌ’されているため
に、アクセススペースと作業スペースとが狭隘であり、
アクセスと検査作業が非常に困難であった。

〔発明の目的〕

本発明は上記事情を考慮してなされたもので、簡単な構
成により原子炉圧力容器周りを簡素化してアクセススペ
ースと作業スペースを確保すると共に、はね定数を増大
させた原子炉用スタビライザ装置を提供づることを目的
とする。

〔発明の概要〕

本発明は、原子炉ウェルの水張時に水シールに用いられ
ていた従来のシールプラットホームおよび強め輪に着目
してなされたものであり、これらを原子炉用スタビライ
ザ装置Ｎとして共用するために改良したことに特徴があ
る。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例について第１図および第２図を
参照して説明する。なお、図中、第３図と共通する部分
には同一符号が付しである。

第１図は本発明に係る原子炉用スタビライザ装置の一実
施例を一部縦断面で示しており、原子炉圧力容器４の７
ランジ部４ａ外周に所要の間隙をおいて同心円状に配設
された環状のシールプラットホーム２０の外周を、原子
炉格納容器５のドライウェルフランジ７より若干下方の
内周に全周に亘って固着している。

シールプラットホーム２０の内径端部である自由端部の
下面はベローズ８を介して原子炉圧力容器４の７ランジ
部４ａ外周に伸縮自在に結合され、熱変位を吸収しなが
ら原子炉ウェル１４の水俣時に水シールするようになっ
ている。このベローズ８の外周側は円筒状の保護カバー
２１により取り囲まれ、保護されている。

また、第２図に示すようにシールプラットホーム２０の
内周縁部には、径方向に凹状に切欠された矩形の第１凹
部２２が周方向に所要の間隔をおいて複数個配設されて
おり、これら第１凹部２２には原子炉圧力容器４の矩形
状の第１凸部２３がそれぞれ嵌合されている。これら第
１凸部２３は原子炉圧力容器４のフランジ部４ａの外周
にて外径方向に突出し、７ランジ部４ａの周方向に所要
の間隔をおいて複数個配設されている。

これら第１凹部２２と、第１凸部２３とは、原子炉圧力
容器４の周方向、すなわち、地震発生時等で生ずる水平
剪断力の作用方向には密に嵌合し、径方向には所要の１
１ｇ隙を設定して嵌合している。

したがって、地震発生時等に原子炉圧力容器４の周方向
に生ずる水平剪断力を拘束することができると共に、原
子炉通常運転時や冷却材喪失事故発生時等で生じる軸方
向および径方向の熱膨張を第２凹部２２内の間隙で吸収
することができる。

一方、第１図に示すようにシールプラットホーム２０を
固着した原子炉格納容器５の固着箇所にほぼ対応する外
周面には環状の強め輪２４が外嵌固着され、強め輪２４
の自由端部上面はベローズ１０を介して原子炉建屋１１
に伸縮自在に結合され、ベローズ１０の内周側を円筒状
の保護カバー２５で保護している。

これにより、原子炉ウェル１４の水俣時に水シールし、
原子炉建屋１１のドライウェルへの水漏れを防止してい
る。強め輪２４は第２図に示ゴように、その外周縁部に
て径方向に凹状に切欠された矩形の第２凹部２６を周方
向に所要の間隔をおいて複数個配設してＪ３す、これら
第２凹部２６には原子炉建屋１１の内周壁に立設した第
２凸部２７がそれぞれ嵌合さている。

これら第２凸部２７は原子炉建屋１１の内周壁に所要の
間隔をおいて複数個埋設された各埋込金物２８上にそれ
ぞれ立設されている。これら第２凸部２７と第２凹部２
６との嵌合状態は上記第１凸部２３と第１凹部２２との
嵌合とほぼ同様であり、第２図に示すように強め輪２４
の周方向には密に１■合し、その径方向には所要の間隙
を設定して嵌合している。したがって、強め輪２４等の
径方向に生ずる熱膨張を第２凹部２６内の間隙で吸収す
ることができると共に、地震発生時等で原子炉圧力容器
４に周方向に生ずる水平剪断力を拘束することができる
。

本実施例はこのように構成されているので、シールプラ
ットホーム２０および強め輪２４の環状平板部の面内剪
断剛性をばね定数として用いることができ、非常に大き
な有効剪断面積を確保することができる。このために、
従来の圧力容器スタビライザ１や格納容器スタビライザ
２のばね部材のばね定数よりも大きいばね定数を提供す
ることができる。すなわら、大きなばね定数で原子炉ウ
ェル２！ｉ４の地震時の相対変位を拘束することができ
る。

その結果、従来の圧力容器スタビライザ１および格納容
器スタビライザ２を省略することができ、原子炉遮蔽壁
３の上部周りを簡素化してアクセススペースおよび作業
スペースを確保することができる。このために、原子カ
プラント建設時のコストの低減と工期の短縮を図ること
ができ、原子炉圧力容器４胴部の供用期間中検査の際の
原子炉圧力容器４１１１部周りへのアクセスも容易とな
り、作業時間も短縮されるので作業員の放射線被曝を低
減することができる。

また、本実施例でばね定数を従来のものよりも増大づる
ことができるので、格納容器ドライウェル１３内の配管
（図示省略）の固有振動周期を配管応答スペクトルのピ
ーク値からずらすための配管支持装置を省略することが
でき、その分建設コストの低減とこれら配管へのアクセ
ス性を良好にすることができる。

ざら、従来の圧力容器スタビライザ１を省略する場合に
は、原子炉圧力容器４と原子炉遮蔽壁３との間の環状の
ギャップの上方を開放することになるので、万一、原子
炉圧力容器４のノズル部（図示省略）の破断事故が発生
しても、このギャップの圧力上界を未然に防止すること
ができ、原子炉圧力容器４や原子炉格納容器５の畦全性
を保持することができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明は、原子炉遮蔽壁の上方にて
原子炉格納容器の内周にｇＡ着された環状のシールブラ
ットボームの自由一部を原子炉圧力容器の外周に伸縮自
在に結合して、原子炉ウェルと原子炉格納容器ドライウ
ェルとを水密に区画すると共に、上記原子炉圧力容器お
よびシールプラットホームのいずれか一方に凸部を設け
、その他方にこの凸部に嵌合する凹部を設け、上記原子
炉格納容器の外周に固着された環状の強め輪の自由端部
を原子炉建屋に伸縮自在に結合して原子炉ウェルと原子
炉建屋ドライウェルとを水密に区画すると共に、上記強
め輪および原子炉建屋のいずれか一方に凸部を設け、そ
の他方にこの凸部に嵌合する凹部を設けた。

したがって、本発明によれば、シールプラットホームお
よび強め輪は、原子炉ウェルの水張時にこれを水密にシ
ールすることができると共に、地震発生時には原子炉圧
ノｊ容器の相対的変位を大きなばね定数により弾性的に
拘束することができる。

このために、従来の圧力容器スタビライザと格納容器ス
タビライブとを省略づることができるので、原子カプラ
ント建設時のコストの低減と工期の短縮とを図ることが
できる。

また、従来の圧力容器スタビライザと格納容器スタビラ
イザを省略した場合には、原子炉圧力容器周りが簡素化
されるので、所要のスペースが確保でき、供用期間中検
査のための原子炉圧力容器胴部のアクレス性が良好とな
り、作業能率の向−ヒを図ることができる。

さらに、原子炉圧力容器と原子炉遮蔽壁との環状のギャ
ップの上方が開放されるので、万一、原子炉圧力容器の
ノズル部に破断事故が発生した場合があっても、このギ
ャップの圧力上昇を未然に防止することができ、原子炉
圧力容器や原子炉格納容器の鍵全性を保持することがで
きる効果を有する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例に係る原子炉用スタビライザ
装置の縦断面図、第２図は第１図のＡ−Ａ線断面図、第
３図は従来の圧力容器スタビライザおよび格納容器スタ
ビライザを説明するための原子炉格納容器の上部周りの
縦断面図、第４図はスタビライザばね定数の大小による
地震発生時の配管設計用応答加速度の性状をそれぞれ示
すグラフである。 ４・・・原子炉圧力容器、５・・・原子炉格納容器、６
．２０・・・シールプラットホーム、９．２４・・・強
め輪、１１・・・原子炉建屋、１３・・・格納容器ドラ
イウェル、１４・・・原子炉ウェル、２２・・・第１凹
部、２３・・・第１凸部、２６・・・第２凹部、２７・
・・第２凸部。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉遮蔽壁の上方にて原子炉格納容器の内周に固着さ
   れた環状のシールプラットホームの自由端部を原子炉圧
   力容器の外周に伸縮自在に結合して、原子炉ウェルと原
   子炉格納容器ドライウェルとを水密に区画すると共に、
   上記原子炉圧力容器およびシールプラットホームのいず
   れか一方に凸部を設け、その他方にこの凸部に嵌合する
   凹部を設け、上記原子炉格納容器の外周に固着された環
   状の強め輪の自由端部を原子炉建屋に伸縮自在に結合し
   て原子炉ウェルと原子炉建屋ドライウェルとを水密に区
   画すると共に、上記強め輪および原子炉建屋のいずれか
   一方に凸部を設け、その他方にこの凸部に嵌合する凹部
   を設けたことを特徴する原子炉用スタビライザ装置。