KR102223774B1 - Apparatus for supporting pressurizer in nuclear power plant - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명은 원자력발전소의 가압기 지지 장치에 관한 것으로, 특히 원자력발전소의 운전 중 가압기의 반경 방향으로의 열팽창에 의해 발생하는 열응력을 완화시킬 수 있도록 구조가 개선된 가압기 지지 장치에 관한 것이다. The present invention relates to a pressurizer support device of a nuclear power plant, and in particular, to a pressurizer support device having an improved structure to alleviate thermal stress generated by thermal expansion of the pressurizer in a radial direction during operation of a nuclear power plant.
원자력발전소의 가압기는 가압형 경수로 원자로냉각재계통을 구성하는 주요 기기로서, 원자로냉각재계통의 운전압력을 유지하고, 원자로냉각재의 체적변화를 보상하는 기능을 수행한다. The pressurizer of a nuclear power plant is the main device that composes the pressurized light water reactor coolant system, and performs the function of maintaining the operating pressure of the reactor coolant system and compensating for the volume change of the reactor coolant.
도1 및 도2는 종래 가압기를 지지하기 위한 장치를 도시한다. 상기 가압기(1)는 전형적으로 길게 세워진 실린더 형상으로 설계되며 하부에 냉각재를 가열하는데 사용되는 전열기가 노즐(5)을 통하여 삽입되어 장착된다. 1 and 2 show a device for supporting a conventional pressurizer. The
도1에 도시된 바와 같이, 종래 가압기의 지지 장치는, 지지구조물(4)의 상측에 배치되는 가압기(1)를 지지하기 위한 것으로, 상기 가압기(1) 하부에 마련되는 스커트(2)(skirt)와 상기 가압기(1)의 상부에 마련되는 상부 키(3)(Key)를 포함한다. As shown in Fig. 1, the conventional pressurizer support device is for supporting the
상기 스커트(2)는 정상운전 중 하중 및 지진과 같은 동적 하중을 견디기 위해서, 상기 가압기(1)의 하부에 고정된 형태로 마련된다. 상기 상부 키(3)는 상기 가압기(1)의 반경 및 수직 방향의 열적 움직임을 허용하면서 동적 수평 하중을 견디기 위해서 마련된다. The
종래 가압기 지지 장치는, 원자력발전소가 고온 및 고압의 운전 상태로 진입할 경우, 상기 스커트(2)가 고정 형태로 제공되기 때문에 가압기(1)의 반경 방향으로의 열팽창을 구속한다. 이러한 구속에 의하여, 가압기 지지 장치에는 과도한 열응력이 유발된다. 또한, 상기 가압기 지지 장치는, 상기 가압기(1)의 하부에 결합되는 상기 스커트(2)에 의해 상기 가압기(1)의 하부에 설치되는 전열기의 교체 내지 검사를 위한 공간이 제약되는 문제가 발생한다.In the conventional pressurizer support device, when a nuclear power plant enters an operating state of high temperature and high pressure, since the
또한, 종래 가압기 지지 장치는, 가압기(1)가 고온의 운전 상태로 진입함에 따라서 상기 스커트(2)가 고정된 바닥면을 기준으로 하여 수직 방향으로 상당한 열적 움직임이 유발되어, 상기 가압기(1)의 상부에 마련된 상부 키(3)가 키웨이(keyway)와 접촉되어 원자력발전소 건설 동안에 수행되는 초기 시운전 일정을 지연시키는 문제를 발생시킨다. In addition, in the conventional pressurizer support device, as the
이에, 본 발명은 상기 가압기 하부를 지지하기 위한 지지 구조를 개선하여 상술한 문제점을 해소하고자 한다. Accordingly, the present invention is to solve the above-described problem by improving the support structure for supporting the lower portion of the pressurizer.
본 발명은 상술한 바와 같은 요구를 해결하기 위해 안출된 것으로, 원자력발전소가 고온의 운전 상태에 있을 때, 가압기의 반경 방향으로 자유로운 열팽창을 허용하여 열응력이 집중되는 것을 방지할 수 있도록 한 원자력발전소의 가압기 지지 장치를 제공함을 그 목적으로 한다. The present invention was devised to solve the above-described requirements, and when the nuclear power plant is in a high-temperature operation state, a nuclear power plant that allows free thermal expansion in the radial direction of the pressurizer to prevent the concentration of thermal stress. It is an object of the present invention to provide a pressurizer support device of.
본 발명 실시예에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치는, 원자력발전소의 가압기의 하측 둘레에 소정의 간격으로 이격되어 결합되는 지지블럭; 및 상기 가압기를 지지하는 지지구조물에 고정되고, 상기 지지블럭이 안착되는 안착면을 갖는 안착블럭;을 포함하여서, 상기 지지블럭이 수평 방향으로 이동시, 상기 지지블럭이 상기 안착면에서 수평 방향으로 슬라이딩 가능하도록 된 것을 특징으로 한다. An apparatus for supporting a pressurizer of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention includes: a support block spaced apart from and coupled to a lower circumference of the pressurizer of the nuclear power plant at predetermined intervals; And a seating block fixed to a support structure supporting the pressurizer and having a seating surface on which the support block is seated; including, when the support block is moved in a horizontal direction, the support block slides horizontally from the seating surface. It is characterized by being made possible.
또한, 저면에 상방으로 오목한 오목면이 형성된 접촉부재가 상기 지지블럭의 저면에 결합되고, 상기 안착블럭의 안착면에는, 상기 접촉부재와 면접촉하도록 상방으로 볼록한 볼록면을 갖는 베어링부재가 마련되고, 상기 베어링부재의 저면은 상기 안착면에 접촉한 상태로 미끄러지는 것이 바람직하다. In addition, a contact member having a concave upwardly concave surface on its bottom is coupled to the bottom of the support block, and a bearing member having a convex upwardly convex surface so as to make surface contact with the contact member is provided on the mounting surface of the mounting block It is preferable that the bottom surface of the bearing member slides in contact with the seating surface.
또한, 상기 안착블럭은 상기 지지구조물에 고정되는 저면부와, 상기 저면부의 양단으로부터 수직으로 연장되는 측벽부를 포함하고, 상기 서로 이격된 측벽부와 상기 저면부가 형성하는 사이 공간은 상기 지지블럭이 삽입되는 공간으로 제공되고, 서로 마주하는 상기 측벽부의 각 내면에는 상기 지지블럭의 측면과 미끄럼 접촉하는 미끄럼판이 마련된 것이 바람직하다. In addition, the seating block includes a bottom portion fixed to the support structure, and sidewall portions extending vertically from both ends of the bottom portion, and the space between the sidewall portions and the bottom portion spaced apart from each other is inserted into the support block. It is preferable that a sliding plate is provided on the inner surface of each of the side wall portions facing each other and in sliding contact with the side surface of the support block.
또한, 상기 가압기는 상기 지지구조물에 형성된 삽입공에 하부가 삽입된 상태로 거치되는 것이 바람직하다. In addition, the pressurizer is preferably mounted in a state in which the lower portion is inserted into the insertion hole formed in the support structure.
또한, 상기 지지블럭은 상기 가압기의 둘레 방향으로 120°만큼 이격되어 설치되는 것이 바람직하다. In addition, the support block is preferably installed to be spaced apart by 120° in the circumferential direction of the pressurizer.
또한, 상기 오목면과 상기 볼록면 사이, 및 상기 베어링의 저면과 상기 안착면 사이에는 고체윤활제로 이루어진 보호막이 형성된 것이 바람직하다. In addition, it is preferable that a protective film made of a solid lubricant is formed between the concave surface and the convex surface, and between the bottom surface of the bearing and the seating surface.
또한, 상기 가압기는 원통형의 바디쉘과, 상기 바디쉘의 상측에 결합되는 반구형의 상부헤드쉘과, 상기 바디쉘의 하측에 결합되는 반구형의 하부헤드쉘을 포함하고, 상기 지지블럭은 상기 바디쉘에 결합된 것을 특징으로 한다. In addition, the pressurizer includes a cylindrical body shell, a hemispherical upper head shell coupled to an upper side of the body shell, and a hemispherical lower head shell coupled to a lower side of the body shell, and the support block is the body shell It characterized in that it is coupled to.
본 발명에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치는, 원자력발전소가 고온의 운전 상태에 있을 때, 가압기의 반경 방향으로 열팽창을 허용하여 열응력이 집중되는 것을 방지하는 효과를 제공한다. 따라서, 가압기의 응력 및 피로 수준을 낮추어 결함 발생 확률을 현저히 감소시킬 수 있다. The pressurizer support device of a nuclear power plant according to the present invention provides an effect of preventing the concentration of thermal stress by allowing thermal expansion in the radial direction of the pressurizer when the nuclear power plant is in a high temperature operation state. Therefore, it is possible to significantly reduce the probability of occurrence of defects by lowering the stress and fatigue levels of the pressurizer.
또한, 지지블럭에 마련된 접촉부재에 의해 상기 지지블럭을 상기 안착블럭에 용이하게 안착시킬 수 있으며, 상기 접촉부재가 상기 베어링과 면접촉되도록 함으로써 상기 지지블럭이 충분한 접촉률을 가지면서 안정적으로 거치되는 효과를 제공한다. In addition, the support block can be easily seated on the seating block by a contact member provided in the support block, and the support block is stably mounted while having a sufficient contact rate by making the contact member in surface contact with the bearing. Provides.
또한, 상기 가압기의 하부가 서로 이격 배치되는 지지블럭에 의해 지지되도록 함으로써, 상기 가압기의 하부가 개방되어 전열기의 교체 및 검사를 위해서 넓은 공간을 확보할 수 있고, 이에 따라 작업 시간을 단축시키는 효과를 제공한다. In addition, by allowing the lower part of the pressurizer to be supported by the support blocks spaced apart from each other, the lower part of the pressurizer can be opened to secure a wide space for replacement and inspection of the heater, thereby reducing the working time. to provide.
또한, 상기 가압기의 하부를 지지하기 위한 지지블럭이, 종래 가압기의 하부를 지지하는 스커트에 비하여 상방에 위치하므로, 상부키가 상방으로 열팽창에 의해 움직이는 거리가 감소하여 상기 상부키가 원자력발전소의 초기 시운전 동안에 가압기의 상부에 마련된 키웨이와 접촉하는 문제를 해결할 수 있다. In addition, since the support block for supporting the lower part of the pressurizer is located above the skirt that supports the lower part of the conventional pressurizer, the distance that the upper key moves upward due to thermal expansion decreases, so that the upper key is at the beginning of the nuclear power plant. It is possible to solve the problem of contacting the keyway provided on the upper part of the pressurizer during commissioning.
도1은 종래 가압기 지지 장치의 개략적인 사시도,
도2는 도1의 요부를 발췌하여 도시한 도면,
도3은 본 발명의 가압기 지지 장치의 개략적인 사시도,
도4는 도3의 요부를 발췌하여 도시한 도면,
도5는 도3의 평면도,
도6은 안착블럭에 대한 측면도,
도7은 지지블럭이 안착블럭에 안착된 상태에서의 단면도,
도8은 도7의 요부를 발췌하여 도시한 단면도,
도9는 상부키와 키웨이의 배치 상태를 도시한 도면이다.1 is a schematic perspective view of a conventional pressurizer support device,
Fig. 2 is a view showing an excerpt of the main part of Fig. 1;
Figure 3 is a schematic perspective view of the pressurizer support device of the present invention,
Fig. 4 is a view showing an excerpt of the main part of Fig. 3;
Figure 5 is a plan view of Figure 3;
Figure 6 is a side view of the mounting block,
7 is a cross-sectional view in a state in which the support block is seated on the seating block;
Fig. 8 is a cross-sectional view showing an excerpt of the main part of Fig. 7;
9 is a diagram showing an arrangement state of an upper key and a keyway.
이하, 본 발명에 따른 바람직한 실시예를 첨부된 도면을 참조하여 상세히 설명한다. Hereinafter, preferred embodiments according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.
본 발명은 원자력발전소를 구성하는 원자로냉각재계통에 포함되는 가압기를 지지하는 구조물에 관한 것이다. 도3은 본 발명의 가압기 지지 장치의 개략적인 사시도이고, 도4는 도3의 요부를 발췌하여 도시한 도면이다. 도5는 도3의 평면도이고, 도6은 안착블럭에 대한 측면도이다. 도7은 지지블럭이 안착블럭에 안착된 상태에서의 단면도이고, 도8은 도7의 요부를 발췌하여 도시한 단면도이다. 도9는 상부키와 키웨이의 배치 상태를 도시한 도면이다.The present invention relates to a structure supporting a pressurizer included in a reactor coolant system constituting a nuclear power plant. 3 is a schematic perspective view of the pressurizer support device of the present invention, and FIG. 4 is a view showing an excerpted main part of FIG. 3. 5 is a plan view of FIG. 3, and FIG. 6 is a side view of the seating block. 7 is a cross-sectional view showing the support block in a state in which the support block is seated on the seating block, and FIG. 8 is a cross-sectional view showing an extract of the main part of FIG. 7. 9 is a diagram showing an arrangement state of an upper key and a keyway.
도3을 참조하면, 본 발명 실시예에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)는, 지지블럭(20) 및 안착블럭(30)을 포함한다. Referring to Figure 3, the
먼저, 원자력발전소의 상기 가압기(10)는 원자로냉각재계통에서 운전 압력을 적절하게 유지하고, 원자로냉각재의 체적 변화를 보상한다. 상기 가압기(10)는 상하 방향으로 길게 실린더 형상으로 형성되고, 하부에는 냉각재를 가열하는데 필요한 전열기가 노즐(90)을 통하여 삽입되어 장착된다. First, the
상기 지지블럭(20)은 원자력발전소의 상기 가압기(10)의 하측 둘레에 소정의 간격으로 이격되어 결합된다. 상기 가압기(10)는 원통형의 바디쉘(12)과, 상기 바디셀(12)의 상측에 결합되는 반구형의 상부헤드쉘(13)과, 상기 바디쉘(12)의 하측에 결합되는 반구형의 하부헤드쉘(14)을 포함하는데, 상기 지지블럭(20)은 상기 바디쉘(12)의 하측 둘레에 결합된다. The
좀 더 구체적으로, 상기 지지블럭(20)은 결합부(21)와 지지부(22)를 포함한다.More specifically, the
상기 결합부(21)는, 상기 가압기(10)의 하측 외주면에 고정 결합되는 부분으로, 상기 가압기(10)의 외주면의 형상에 대응하는 곡률을 가지는 판상의 형태로 제공된다. 상기 결합부(21)는 상기 가압기(10)의 외주면에 용접에 의해 고정된다. The
상기 지지부(22)는 상기 결합부(21)로부터 상기 가압기(10)의 반경 방향으로 돌출되는 부분으로, 본 실시예에 따르면 대략 직육면체의 형상으로 이루어진다. 상기 지지부(22)는 상기 결합부(21)와 일체로 형성된다. The
본 실시예에 따르면, 도5에 도시된 바와 같이 상기 지지블럭(20)은 상기 가압기(10)의 둘레 방향으로 120°만큼 이격되어 설치된다. 즉, 상기 지지블럭(20)은 상기 가압기(10)에 3개가 설치되며, 상기 지지블럭(20)이 형성되지 않은 공간은 오픈되어 상기 가압기(10)의 하부에 접근이 가능하도록 한다.According to this embodiment, as shown in FIG. 5, the
본 실시예에 따르면, 상기 지지블럭(20)에는 접촉부재(40)가 결합된다. According to this embodiment, the
도4를 참조하면, 상기 접촉부재(40)는 상기 지지블럭(20)의 저면에 결합된다. 상기 지지블럭(20)에는 상기 접촉부재(40)가 결합되도록 상방으로 오목한 결합홈부(23)가 형성된다. 상기 접촉부재(40)는 그 상면이 상기 결합홈부(23)와 접촉한 상태로 스크류 등에 의해 고정된다. 상기 접촉부재(40)는 저면에 상방으로 오목한 오목면(41)이 형성된다. Referring to FIG. 4, the
상기 안착블럭(30)은, 상기 가압기(10)를 지지하는 지지구조물(70)에 고정되어서, 상기 지지블럭(20)을 안착시키기 위해서 마련된다. 상기 안착블럭(30)은 상기 지지블럭(20)이 안착되는 안착면(33)을 갖는다. 상기 지지구조물(70)은 상기 가압기(10)를 지지하기 위해서 마련된 콘크리트 구조물로서, 본 실시예에 따르면, 상기 가압기(10)의 하부가 삽입되는 삽입공(71)이 형성된다. The
본 실시예에 따르면, 상기 안착블럭(30)은 저면부(31)와 측벽부(32)를 포함한다.According to this embodiment, the
도4 내지 도6를 참조하면, 상기 저면부(31)는 상기 지지구조물(70)에 고정된다. 상기 저면부(31)는 상기 지지구조물(70)에 앵커링된다. 상기 측벽부(32)는 상기 저면부(31)의 양단부로부터 수직으로 상측으로 연장된다. 4 to 6, the
따라서, 상기 서로 이격된 측벽부(32)와 상기 저면부(31)는 상방으로 개방된 공간을 형성한다. 상기 서로 이격된 측벽부(32)와 상기 저면부(31)가 형성하는 사이 공간은 상기 지지블럭(20)이 삽입되는 공간으로 제공된다. Accordingly, the
또한, 본 실시예에 따르면, 상기 서로 마주하는 측벽부(32)의 각 내면에는 상기 지지블럭(20)의 측면과 미끄럼 접촉하는 미끄럼판(60)이 마련된다. 상기 가압기(10)가 열적 팽창에 의해 수평 방향으로 이동할 때, 상기 미끄럼판(60)에 의해 상기 지지블럭(20)의 측면과 상기 안착블럭(30)의 측벽부(32)의 마찰력이 감소된다. In addition, according to the present embodiment, a sliding
본 실시예에 따르면, 상기 저면부(31)에서 상기 측벽부(32)가 형성된 공간을 제외한 부분은 상기 지지블럭(20)이 안착되는 안착면(33)으로 제공된다. 상기 안착면(33)에는 상기 접촉부재(40)와 면접촉하는 베어링부재(50)가 마련된다. According to the present embodiment, a portion of the
상기 베어링부재(50)는 상방으로 볼록한 볼록면(51)을 갖는 구면베어링이며, 상기 베어링부재(50)의 저면은 상기 안착면(33)에 접촉한 상태로 미끄러짐이 가능하다. 즉, 상기 베어링부재(50)는 별도의 수단에 의해 상기 안착면(33)에 고정되지 않으므로, 상기 가압기(10)가 열 팽창에 의해 수평 방향으로 이동시 상기 접촉부재(40)와 상기 베어링부재(50)는 상기 안착면(33)의 상면에서 함께 미끄러지게 된다. 본 실시예에 따르면, 상기 베어링부재(50)는 마찰력이 작은 구리합금(Copper Alloy) 소재로 이루어질 수 있다. The bearing
한편, 본 실시예에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)는, 보호막(80)을 더 포함한다. On the other hand, the
도8에 도시된 바와 같이, 상기 보호막(80)은, 상기 오목면(41)과 상기 볼록면(51) 사이, 및 상기 베어링부재(50)의 저면과 안착면(33) 사이에 마련된다. 상기 보호막(80)은 고체윤활제 성분이 사용될 수 있다. 상기 보호막(80)은 상기 오목면(41)과 상기 볼록면(51) 사이, 및 상기 베어링부재(50)의 저면과 안착면(33) 사이의 마찰 및 마모를 감소시킨다. As shown in FIG. 8, the
이하, 상기 구성에 의한 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)의 작용을 구체적으로 설명한다. Hereinafter, the operation of the
상부에 상부키(11)가 설치된 가압기(10)를 지지구조물(70)로 접근시킨다. 상기 가압기(10)의 상부에는 3개의 상부키(11)가 하부의 지지블럭(20)과 동일한 간격으로 결합되어 있다. 상기 각 상부키(11)는, 도9에 도시된 바와 같이 지지구조물(70')에 결합된 키웨이(110)에 각각 삽입된다. The pressurizer 10 with the upper key 11 installed on the upper part is approached to the
도9에 도시된 바와 같이, 상기 키웨이(110)는 상하 방향으로 개방되어 있다. 상기 상부키(11)의 좌우 측면은, 상기 키웨이(110)의 돌출부의 내면과 미세하게 이격된다. 상기 상부키(11)의 단부와 상기 키웨이(110)와의 이격 거리는 상대적으로 상기 상부키(11)의 좌우 측면과 상기 돌출부의 내면과의 이격 거리에 비하여 크다. 이와 같은 구조에 의해, 상기 상부키(11)는 상기 가압기(10)의 반경 및 수직 방향의 열적 움직임을 허용하면서 동적 수평 하중을 견딜 수 있다. 9, the
상기 가압기(10)의 하부에는 3개의 지지블럭(20)이 일정 간격으로 결합되어 있으며, 각각의 지지블럭(20)은 안착블럭(30)의 안착면(33)에 안착된다. 상기 가압기(10)의 하부를 상기 지지구조물(70)의 삽입공(71)에 삽입하면서, 상기 지지블럭(20)을 상기 안착면(33)으로 접근시킨다. Three support blocks 20 are coupled to the lower portion of the pressurizer 10 at regular intervals, and each of the support blocks 20 is seated on the
상기 지지블럭(20)의 하면에 결합된 접촉부재(40)의 하면이 상기 안착면(33) 위에 놓인 베어링부재(50)의 상면과 접촉하도록 한다. 상기 접촉부재(40)의 하면이 볼록한 베어링부재(50)의 상면과 접촉시키도록 함으로써, 상기 가압기(10)를 상기 안착면(33)에 용이하게 정위치시킬 수 있으며, 상기 가압기(10)가 정위치에 안착되는지 여부를 용이하게 식별할 수 있다. The lower surface of the
또한, 상기 지지블럭(20)은 상기 안착블럭(30)에 소정의 접촉률 이상으로 접촉되어 안착될 것이 요구되는데, 상기 접촉부재(40)가 베어링부재(50)와 라운드 면에서 서로 접촉하고, 상기 베어링부재(50)의 하면은 상기 안착면(33)에 완전히 접촉하게 되므로, 고중량의 가압기(10)를 설치할 때 접촉률을 확인하는 절차를 생략할 수 있기 때문에 설치 시간을 단축시키는 효과를 제공한다. In addition, the
이와 같이 가압기(10)의 하부에 마련된 지지블럭(20)을 상기 안착블럭(30)에 안착시키면, 상기 지지블럭(20)은 상기 안착블럭(30)의 저면부(31)와 측벽부(32)가 형성하는 공간에 끼워진 상태를 유지한다. When the
따라서, 상기 안착블럭(30)은, 상기 지지블럭(20)이 상기 가압기(10) 반경의 접선 방향으로의 운동을 구속한다. 상기 안착블럭(30)은 상기 가압기(10)의 반경 방향을 기준으로 개방되어 있으므로, 상기 가압기(10)가 고온의 운전 환경에서 열 팽창에 의해 수평 방향으로 움직이 발생할 때, 상기 지지블럭(20)이 상기 안착면(33)에 대하여 슬라이딩되는 것이 허용된다. Accordingly, the
구체적으로, 상기 지지블럭(20)이 상기 가압기(10)의 외측으로 팽창하는 경우, 상기 베어링부재(50)는 상기 안착면(33)에 대하여 바깥쪽으로 슬라이딩된다. 상기 베어링부재(50)는 상기 안착면(33)에 별도의 고정부재를 사용하지 않은 상태에서 안착되어 있는 상태를 유지하므로, 상기 가압기(10)의 반경 방향으로의 열 팽창이 자유롭게 허용되게 된다. 따라서, 종래 스커트에 응력이 집중되는 것을 방지할 수 있다. Specifically, when the
그리고, 상기 지지블럭(20)이 상기 가압기(10)의 반경 방향으로 슬라이딩될 때, 상기 베어링부재(50)의 하면과 상기 안착면(33) 사이에 마련된 보호막(80)은 미끄럼마찰력을 감소시켜서 지지블럭(20)이 안착면(33)을 따라 용이하게 슬라이딩되게 하고, 상기 지지블럭(20)의 측면은 상기 측벽부(32)에 마련된 미끄럼판(60)은 마찰저항을 감소시켜서 상기 지지블럭(20)이 용이하게 슬라이딩되록 한다. 물론, 상기 보호막(80)은 마찰면의 마모를 감소시키는 작용도 함께 수행한다. In addition, when the
이처럼, 본 발명에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)는, 지지구조물(70)에 안착블럭(30)을 마련하고, 상기 가압기(10)의 하부에 결합된 지지블럭(20)이 상기 안착블럭(30)에 안착시키는 구조를 가지며, 또한 상기 안착블럭(30)에 마련된 안착면(33)에 베어링부재(50)를 배치하여 상기 지지블럭(20)이 상기 안착면(33)에 대하여 원활하게 슬라이딩될 수 있도록 한다. As such, the
따라서, 본 발명에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)는, 고온의 가동 환경에서, 열 팽창에 의해 수평 방향으로 이동을 허용함으로써 열 팽창에 의한 응력이 가압기 지지 장치(100)에 집중되는 것을 예방하고, 결과적으로 가압기(10)의 운전의 건전성을 확보하고, 내구성을 향상시키는 효과를 제공한다. Accordingly, the
또한, 본 발명에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)는, 지지블럭(20)이 소정 간격으로 이격되어 상기 가압기(10)의 하부에 배치되므로, 상기 가압기(10)의 하부가 열려 있는 구조를 갖게 된다. 따라서, 가압기(10) 하부에 설치되어 있는 전열기 등의 교체 및 검사를 위해 넓은 작업 공간을 확보할 수 있고, 수리 내지 점검 작업의 소요 시간을 현저히 단축시키는 효과를 제공한다. In addition, in the
또한, 본 발명에 따른 원자력발전소의 가압기 지지 장치(100)는, 상기 지지블럭(20)이 상기 가압기(10)의 하부 외주면에 결합되고, 상기 가압기(10)의 하부가 상기 지지구조물(70)의 삽입공(71)에 삽입되는 형태로 설치되므로, 종래 스커트가 상기 가압기(10)의 하부를 떠받치는 형태로 결합된 것에 비하여, 상기 가압기(10)의 상부에 설치되는 상부키(11)와 지지블럭(20) 간의 거리가 상대적으로 줄어들게 된다. In addition, in the
즉, 종래 가압기(10)의 상부에 설치된 상부키(11)와 하부에 설치되는 스커트는 그 사이 거리가 길어져 고온의 환경에서 가압기(10)의 상하방향으로 팽창하는 정도가 본 발명에 비하여 현저히 커지게 된다. 따라서, 상하방향으로 열적 팽창을 감소시키므로써, 원자력발전소 초기 시운전시 가압기(10)의 상부키(11)가 열적 팽창으로 인하여 키웨이(110)와 접촉하는 문제를 해결할 수 있는 효과를 제공한다. That is, the distance between the upper key 11 installed on the upper part of the
이상, 본 발명을 바람직한 실시예들에 대하여 상세하게 설명하였으나, 본 발명은 상기 실시예들에 한정되지 않으며, 본 발명의 범주를 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 많은 변형이 제공될 수 있다.As described above, the present invention has been described in detail with respect to the preferred embodiments, but the present invention is not limited to the above embodiments, and various modifications may be provided within the scope not departing from the scope of the present invention.
10... 가압기 11... 상부키
12... 바디쉘 13... 상부헤드쉘
14... 하부헤드쉘 20... 지지블럭
21... 결합부 22... 지지부
23... 결합홈부 30... 안착블럭
31... 저면부 32... 측벽부
33... 안착면 40... 접촉부재
41... 오목면 50... 베어링부재
51... 볼록면 60... 미끄럼판
70... 지지구조물 71... 삽입공
80... 보호막 90... 전열기 노즐
100... 가압기 지지 장치 110... 키웨이10... pressurizer 11... upper key
12...
14...
21... joint 22... support
23... coupling
31...
33... seating
41...
51...
70...
80...
100...
Claims (7)
상기 가압기를 지지하는 지지구조물에 고정되고, 상기 지지블럭이 안착되는 안착면을 갖는 안착블럭;을 포함하여서,
상기 지지블럭이 수평 방향으로 이동시, 상기 지지블럭이 상기 안착면에서 수평 방향으로 슬라이딩 가능하며,
저면에 상방으로 오목한 오목면이 형성된 접촉부재가 상기 지지블럭의 저면에 결합되고,
상기 안착블럭의 안착면에는, 상기 접촉부재와 면접촉하도록 상방으로 볼록한 볼록면을 갖는 베어링부재가 마련되고,
상기 베어링부재의 저면은 상기 안착면에 접촉한 상태로 미끄러지는 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 가압기 지지 장치.Support blocks that are spaced apart from and coupled to the lower circumference of the pressurizer of the nuclear power plant at predetermined intervals; And
Including; a seating block fixed to a support structure supporting the pressurizer and having a seating surface on which the support block is seated,
When the support block moves in the horizontal direction, the support block is slidable in the horizontal direction from the seating surface,
A contact member having an upwardly concave concave surface on the bottom is coupled to the bottom surface of the support block,
On the seating surface of the seating block, a bearing member having a convex surface that is convex upward so as to make surface contact with the contact member is provided,
The pressurizer support device of a nuclear power plant, characterized in that the bottom surface of the bearing member slides in contact with the seating surface.
상기 가압기를 지지하는 지지구조물에 고정되고, 상기 지지블럭이 안착되는 안착면을 갖는 안착블럭;을 포함하여서,
상기 지지블럭이 수평 방향으로 이동시, 상기 지지블럭이 상기 안착면에서 수평 방향으로 슬라이딩 가능하며,
상기 안착블럭은 상기 지지구조물에 고정되는 저면부와, 상기 저면부의 양단으로부터 수직으로 연장되는 측벽부를 포함하고,
상기 서로 이격된 측벽부와 상기 저면부가 형성하는 사이 공간은 상기 지지블럭이 삽입되는 공간으로 제공되고, 서로 마주하는 상기 측벽부의 각 내면에는 상기 지지블럭의 측면과 미끄럼 접촉하는 미끄럼판이 마련된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 가압기 지지 장치. Support blocks that are spaced apart from and coupled to the lower circumference of the pressurizer of the nuclear power plant at predetermined intervals; And
Including; a seating block fixed to a support structure supporting the pressurizer and having a seating surface on which the support block is seated,
When the support block moves in the horizontal direction, the support block is slidable in the horizontal direction from the seating surface,
The seating block includes a bottom portion fixed to the support structure, and sidewall portions extending vertically from both ends of the bottom portion,
The space formed between the side wall portions and the bottom portion spaced apart from each other is provided as a space into which the support block is inserted, and a sliding plate in sliding contact with the side surface of the support block is provided on each inner surface of the side wall portion facing each other. The pressurizer support device of a nuclear power plant.
상기 가압기는 상기 지지구조물에 형성된 삽입공에 하부가 삽입된 상태로 거치되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 가압기 지지 장치. The method of claim 1,
The pressurizer support device of a nuclear power plant, characterized in that the pressurizer is mounted in a state in which the lower portion is inserted into the insertion hole formed in the support structure.
상기 지지블럭은 상기 가압기의 둘레 방향으로 120°만큼 이격되어 설치되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 가압기 지지 장치. The method of claim 1,
The support block is a pressurizer support device of a nuclear power plant, characterized in that installed to be spaced apart by 120° in the circumferential direction of the pressurizer.
상기 오목면과 상기 볼록면 사이, 및 상기 베어링의 저면과 상기 안착면 사이에는 고체윤활제로 이루어진 보호막이 형성된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 가압기 지지 장치. The method of claim 1,
A pressurizer support device of a nuclear power plant, characterized in that a protective film made of a solid lubricant is formed between the concave surface and the convex surface, and between the bottom surface of the bearing and the seating surface.
상기 가압기는 원통형의 바디쉘과, 상기 바디쉘의 상측에 결합되는 반구형의 상부헤드쉘과, 상기 바디쉘의 하측에 결합되는 반구형의 하부헤드쉘을 포함하고,
상기 지지블럭은 상기 바디쉘에 결합된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 가압기 지지장치. The method of claim 1,
The pressurizer includes a cylindrical body shell, a hemispherical upper head shell coupled to an upper side of the body shell, and a hemispherical lower head shell coupled to a lower side of the body shell,
The support block is a pressurizer support device of a nuclear power plant, characterized in that coupled to the body shell.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020190139740A KR102223774B1 (en) | 2019-11-04 | 2019-11-04 | Apparatus for supporting pressurizer in nuclear power plant |
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Citations (2)
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KR101058202B1 (en) * | 2003-08-15 | 2011-08-22 | 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 | Support device |
KR101957299B1 (en) * | 2018-10-08 | 2019-07-04 | 서현이앤씨 주식회사 | Safety inspection device for checking the crack length of structure and crack length checking device of structure using this |
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2019
- 2019-11-04 KR KR1020190139740A patent/KR102223774B1/en active IP Right Grant
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---|---|---|---|---|
KR101058202B1 (en) * | 2003-08-15 | 2011-08-22 | 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 | Support device |
KR101957299B1 (en) * | 2018-10-08 | 2019-07-04 | 서현이앤씨 주식회사 | Safety inspection device for checking the crack length of structure and crack length checking device of structure using this |
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