JP2003302487A

JP2003302487A - 原子炉圧力容器の支持装置

Info

Publication number: JP2003302487A
Application number: JP2002107352A
Authority: JP
Inventors: Etsuro Domoto; 悦朗堂本; Masao Kubo; 正雄久保
Original assignee: Babcock Hitachi KK
Current assignee: Mitsubishi Power Ltd
Priority date: 2002-04-10
Filing date: 2002-04-10
Publication date: 2003-10-24

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉圧力容器の運転中の熱膨張を吸収し、
かつ耐震性を確保し、地震時の水平力を効果的に支持で
き、長期間の耐久性を維持し、製作性・据付性が向上し
た原子炉圧力容器の支持装置を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器1と遮蔽壁2間の制振機構
10は、圧力容器半径方向に積層した複数の皿ばね18、19
を備えた構成とする。圧力容器側サポート11のロッド13
に、スリーブ14、皿ばね18、斜面サポート17を取付け、
このロッド13を遮蔽壁2側サポート12に貫通し、スリー
ブ15、皿ばね19等を取付ける。更に、斜面サポート17と
対向するサポート12の先端面12Ａとには、圧力容器側の
半径方向と軸方向の熱膨張による変位が自在になるよう
な所定の勾配ＢとギャップＡを形成し、皿ばね18、19に
は所定のばね定数を備える。これにより熱膨張が吸収さ
れサポート部間の接触が抑制され、モーメントによる応
力が低減する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子炉圧力容器の支
持装置に係り、特に、原子力容器の熱膨張を拘束しない
で吸収し、かつ地震時の水平力を吸収するのに好適な原
子炉圧力容器の支持装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉圧力容器は、内部に核燃料を内蔵
した炉心部を収容する容器であって、原子炉格納容器内
のペデスタル原子炉本体基礎上に中空円筒を縦に立てた
形で設置される。また、原子炉格納容器は、コンクリー
ト壁で形成された生体遮蔽壁で覆われ、かつ原子炉建家
基礎上に設置される。原子炉圧力容器の周りの原子炉遮
蔽壁の上端に、トッププレートが原子炉格納容器の内面
と連結されて剛性を確保するようになっている。

【０００３】そして、原子炉圧力容器の耐震支持装置と
して、複数のスタビライザ（制振装置）が外周に沿って
設けられていた。すなわち、スタビライザは、原子炉遮
蔽壁のトッププレート上に固設したソールプレートにブ
ラケットが溶着され、このブラケットが原子炉圧力容器
の外面に突設したスタビライザブラケットを挟持し、周
方向に積層した皿ばねを介してスタビライザブラケット
を締め付け、地震時に原子炉圧力容器の水平振動を抑制
するようになっている。このスタビライザは、原子炉圧
力容器の外周を等間隔に配分して複数個が備えられ、あ
らゆる方向の地震に対処することができる。

【０００４】また、特開昭５９−７５１８８号公報に、
複数のラバーベアリング（制振機構）を、原子炉遮蔽壁
の内面と原子炉圧力容器の外面との間に設けた構成が開
示されている。ラバーベアリングは、金属板と硬質ゴム
とを交互に積層し、その一端をソールプレートに溶着し
て形成されている。また、ラバーベアリングは、その積
層構造の方向が原子炉圧力容器の半径方向の外方に向
き、先端面が原子炉圧力容器の外面に僅かなギャップを
介して対向している。このように形成したラバーベアリ
ングの複数個が原子炉圧力容器の周方向に等間隔に配置
され、原子炉圧力容器の耐震支持装置として構成されて
いる。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】しかし従来の技術は、
以下の点が配慮されていない。◆第１点として、スタビ
ライザを形成する部品の形状および数が多いことに加
え、スタビライザブラケットを挟む構造としていること
から、スタビライザとその周辺の部品とが大型化してい
る。

【０００６】このため、製作性や、現地での据付性およ
び作業性が複雑となり、この点について配慮されていな
かった。また、地震時にスタビライザブラケットに作用
した荷重は、モーメントとして作用し高応力を発生する
恐れがあり、スタビライザブラケット等に強度上の配慮
がされていなかった。

【０００７】一方、原子炉圧力容器が運転中と停止状態
とでは、原子炉圧力容器の外面とラバーベアリングの先
端面とのギャップが異なることになる。すなわち、運転
中のギャップは停止状態のそれより小となり、停止状態
〜運転中〜停止状態を通じ、一貫として一定のギャップ
を保持することができない恐れがあり、耐震性を一定に
確保する点について、配慮されていなかった。◆また、
ラバーベアリングでは、高温環境で、かつ、長期間にわ
たっての耐久性について、配慮されていなかった。

【０００８】本発明の目的は、原子炉圧力容器の運転中
の熱膨張を拘束しないで吸収し、かつ運転中および停止
中の原子炉圧力容器の耐震性を一定に確保し、地震時の
水平力を効果的に支持することができ、さらに、長期間
にわたる耐久性を維持できるとともに、製作性および据
付性を向上させた原子炉圧力容器の支持装置を提供する
ことにある。

【０００９】

【課題を解決するための手段】上記課題を解決するた
め、本発明に係る原子炉圧力容器の支持装置は、原子炉
圧力容器の外面と、その周りを覆う原子炉遮蔽壁との間
に、周方向に所定の間隔で複数の制振手段を介装した原
子炉圧力容器の支持装置において、それぞれの制振手段
は、原子炉圧力容器の半径方向に積層した複数の金属製
の皿を具備している構成とする。

【００１０】この構成により、耐震上必要とする所定の
ばね定数が得られる。積層方向が一定であることから、
支持装置全体が簡素化して小型化され、製作性および据
付性の向上が図られる。

【００１１】そして、それぞれの制振手段は、原子炉圧
力容器の外面に固設した容器側サポート部と、それぞれ
の皿ばねと協働するサポート部との互いに対向するそれ
ぞれの面に、原子炉圧力容器の半径方向および軸方向の
熱膨張による変位が自在になるように、それぞれの変位
量よりなる勾配を形成し、それぞれの皿ばねに、所定の
ばね定数を備えた構成でもよい。

【００１２】この構成により、原子炉圧力容器の半径方
向および軸方向の熱膨張が自在に変位可能となり、容器
側サポート部とサポート部との接触が抑制されるので、
モーメントによる応力が低減される。

【００１３】また、原子炉圧力容器においては、前記い
ずれか一つの原子炉圧力容器の支持装置を付設し、それ
ぞれの制心手段のサポート部に対向する容器側サポート
部を固設してなる構成とし、地震荷重による応力が低減
され耐震性が向上される。さらに、制振手段を構成する
部品は全て金属製であることから、長期間にわたっての
耐久性の向上が図れる。

【００１４】

【発明の実施の形態】本発明の実施の形態を説明する前
に、原子力圧力容器の支持装置について、図１１〜１９
を参照して説明する。◆図１１に示すように、原子炉圧
力容器１は、内部に核燃料を内蔵した炉心部を収容する
容器であって、原子炉格納容器７内のペデスタル原子炉
本体基礎８上に、中空円筒を縦に立てた形で設置され
る。

【００１５】原子炉格納容器７は、コンクリート壁で形
成された生体遮蔽壁６で覆われ、かつ、原子炉建家基礎
９上に設置される。また、原子炉圧力容器１の周りに原
子炉遮蔽壁２の上端に、トッププレート４が原子炉格納
容器７の内面と連結されて剛性を確保するようになって
いる。

【００１６】そして、図１２〜図１４に示すように、原
子炉圧力容器１の耐震支持装置として、複数のスタビラ
イザ（制振装置）５が外周に沿って設けられていた。す
なわち、スタビライザ５は、原子炉遮蔽壁２のトッププ
レート４上に固設したソールプレート４Ａにブラケット
５Ｃが溶着され、このブラケット５Ｃが原子炉圧力容器
１の外面に突設したスタビライザブラケット３を挟持
し、周方向に積層した皿ばね５Ｊを介してスタビライザ
ブラケット３を締め付け、地震時に原子炉圧力容器１の
水平振動を抑制するものである。このスタビライザ５
は、原子炉圧力容器１の外周を等間隔に配分して複数個
が備えられ、あらゆる方向の地震に対処することができ
る。

【００１７】なお、一つのスタビライザ５は、図１３お
よび図１４に示すように、ブラケット５Ｃの下端面に溶
着され対向して設けられた、二つのブラケット５Ｂと、
二つのブラケット５Ｂ間の両端に溶着される二つのブラ
ケット５Ａと、二つのブラケット５Ａの間に設けられス
タビライザブラケット３の挿通穴を有するヨーク５Ｈ
と、ブラケット５Ａを介してヨーク５Ｈと対向する両端
の二つのワッシャ５Ｇと、ワッシャ５Ｇに接し周方向に
積層した両端の複数の皿ばね５Ｊと、皿ばね５Ｊとに挿
通される二つのロッド５Ｄと、ロッド５Ｄに螺着されス
リーブ５Ｆに当接する二つのナット５Ｅとにより形成さ
れている。図１５には、地震時の水平震度の制振機構を
簡素化して模式的に示す。図中の矢印は地震の方向を示
し、ばね３５が皿ばね５Ｊに相当する。

【００１８】また、図１６〜図１８に示すように、複数
のラバーベアリング（制振機構）３６を、原子炉遮蔽壁
２の内面と原子炉圧力容器１の外面との間に設けた構成
もある。ラバーベアリング３６は、金属板３８と硬質ゴ
ム３７とを交互に積層し、その一端をソールプレート４
０に溶着して形成されている。原子炉圧力容器１の外面
と原子炉遮蔽壁２の内面との間には、ギャップ４３があ
り、このギャップ４３内において、原子炉遮蔽壁２の内
面上部に台座３９を突設し、この台座３９にソールプレ
ート４０が締着されている。

【００１９】ラバーベアリング３６は、その積層構造の
方向が原子炉圧力容器１の半径方向の外方に向き、先端
面４２が原子炉圧力容器１の外面に僅かなギャップ４４
を介して対向している。このように形成したラバーベア
リング３６の複数個が、原子炉圧力容器１の周方向に等
間隔に配置され、原子炉圧力容器１の耐震支持装置とし
て構成されている。図１９に、この耐震支持装置を簡素
化して模式的に示す。図中の矢印は地震の方向を示し、
ばね４５がラバーベアリング３６に相当する。

【００２０】以下、本発明の一実施形態を、図１〜図７
により説明する。◆図１〜図６に示すように、本発明の
原子炉圧力容器１の支持装置は、原子炉圧力容器１の外
面と、その周りを覆う原子炉遮蔽壁２の内面との間に、
地震などの振動を抑制する複数の制振機構（制振手段）
１０が周方向に所定の間隔で介装されている。

【００２１】これらの図において、本発明となる原子炉
圧力容器の支持構造では、それぞれの制振機構１０は、
原子炉圧力容器１の半径Ｒ方向に積層した複数の皿ばね
１８および１９を具備している構成とする。すなわち、
それぞれの制振機構１０は、原子炉圧力容器１の外面に
固設したサポート１１にロッド１３を設け、このロッド
１３にスリーブ１４、皿ばね１８および斜面サポート１
７を取付ける。

【００２２】一方、原子炉遮蔽壁２側に設けたサポート
１２にロッド１３を貫通させ、このサポート１２側にス
リーブ１５、皿ばね１９、スリーブ１６およびナット２
０を取付ける。サポート１２は、原子炉遮蔽壁２にサポ
ート２１、取付けボルト２２およびナット２３で固定さ
れる。

【００２３】そして、原子炉圧力容器１側の斜面サポー
ト１７と対向する原子炉遮蔽壁２側のサポート１２の先
端面１２Ａには、原子炉圧力容器１側の半径方向および
軸方向の熱膨張による変位が自在になるように、それぞ
れの変位ΔＲ、ΔＶの比ΔＲ／ΔＶよりなる勾配Ｂを形
成して、それぞれの面の間に所定のギャップＡを形成
し、それぞれの皿ばね１８および１９に、所定のばね定
数を備えたものとする。

【００２４】皿ばね１８の取付けとしては、ロッド１３
をサポート１１にねじ込み部１３Ａで固定した後に、皿
ばね１８をロッド１３に通し、斜面サポート１７をねじ
込み部１３Ｂで調整・固定させる。また、皿ばね１９の
取付けは、サポート１２にロッド１３を通した後、スリ
ーブ１５をねじ込み部１３Ｃで固定させ、ロッド１３に
皿ばね１９およびスリーブ１６を通し、ナット２０で調
製・固定させる。

【００２５】本実施形態の熱膨張に対する動作を説明す
る。原子炉圧力容器１が停止状態より運転に入り、熱膨
張によって原子炉圧力容器１が半径方向および軸方向に
伸びる。ギャップＡを設けているので、この伸びは、予
め設定してある勾配Ｂに沿って伸びるため、制振機構
は、据付時より運転中を通して常に原子炉圧力容器１の
熱膨張を拘束しないで変位自在にすることができる。

【００２６】この状態を簡素化して図６に示す。図６に
おいて、実線は、原子炉圧力容器１の据付時又は停止時
の状態を示し、破線は、運転時の状態を示す。そして、
ばね２４および２５が皿ばね１８および１９に相当す
る。したがって、熱膨張による荷重が複数の制振機構よ
りなる支持装置に作用しないため、支持装置の強度健全
性に全く影響を受けない。

【００２７】また、半径方向および軸方向の伸びが所定
量以上のときは、斜面サポート１７とサポート１２の先
端面１２Ａとが当接する場合があるが、当接によりその
伸びを水平力に変えて皿ばね１８および１８のばね力で
吸収することができるため、支持装置の信頼性を向上す
るという効果がある。

【００２８】次に、本実施形態の地震に対する動作を説
明する。地震時、原子炉圧力容器１に急激な水平荷重が
発生して原子炉圧力容器１が左側に水平方向移動した場
合、その移動（荷重）は、サポート１１を介してロッド
１３に伝わり、ロッド１３の移動に伴いロッド１３に固
設している斜面サポート１７が移動してサポート１２の
先端面１２Ａに接する。その後、皿ばね１８に荷重が作
用し、皿ばね１８により荷重が吸収されて制振機構１０
が耐震機能を発揮する。

【００２９】なお、当該制振機構１０の設置位置に対し
て１８０度側に設置された制振機構１０においては、サ
ポート１２に設けた皿ばね１９に地震時の荷重が作用す
る。すなわち、原子炉圧力容器１が右側に移動すると、
サポート１１に固設したロッド１３が右側に移動し、ロ
ッド１３にねじ部１３Ｃで固設したスリーブ１５の下面
１５Ａと、サポート１２の内面１２Ｂとが接触してスリ
ーブ１５に、前記した皿ばね１８と同様に、皿ばね１９
により荷重が吸収されて制振機構１０が耐震機能を発揮
する。

【００３０】本実施形態によれば、耐震機構の簡素化が
図れる。また、原子炉圧力容器の停止状態から運転中を
通して、一貫して斜面サポート部のギャップを一定に維
持できることから、停止状態および運転中においても、
原子炉圧力容器の耐震性を確保することができ、信頼性
が向上できる。

【００３１】また、従来より小型化が可能となり、原子
炉圧力容器１と原子炉遮蔽壁２との間の限定されたスペ
ースの環境下において、供用期間中の検査作業性や定期
検査時の作業性も向上する。

【００３２】本発明の他の実施形態を、図８〜図１０に
示す。本実施形態が、図２に示す実施形態と異なる点
は、容器側サポート部には皿ばねを設けない構造とした
ものである。すなわち、図８においては、原子炉圧力容
器１に固設したサポート２６がばねの機構を果たし、地
震時、原子炉圧力容器１が左側に移動した場合には、サ
ポート２６と原子炉遮蔽壁２側に固設したサポート１２
とによって地震荷重を支持できる。

【００３３】図９に、運転中の地震時における前記サポ
ート２６およびサポート１２の制振機能状態を示す。な
お、当該制振機構１０の取付け位置に対して、１８０度
側に設置された制振機構１０においては、原子炉遮蔽壁
２側に設置した皿ばね１９により、地震荷重を支持でき
る。

【００３４】また、図１０の実施形態では、原子炉遮蔽
壁２側に設けたサポート２８に、ロッド３３をねじ部３
３Ａで固設した制振機構であり、図８の制振機構と同一
の機構を有している。

【００３５】以下に、これらの実施形態における効果を
述べる。◆ （１）制振機構に皿ばねを積層し、サポート部の対向面
に勾配を形成したことにより、半径方向および軸方向の
熱膨張が変位自在となる。◆ （２）上記（１）が可能となることから、停止時および
運転中の原子炉圧力容器の耐震性を確保することができ
る。

【００３６】（３）制振機構が従来技術と比較して小型
化でかつ簡素化になるとともに、現地での据付性および
作業性の向上が図れる。◆ （４）制振機構を構成する部品が金属製であることか
ら、長期間にわたっての使用に対する耐久性の向上が図
れる。

【００３７】（５）上記（３）に加え、供用期間中の検
査作業性、定期検査時の作業性および信頼性を向上する
ことができる。◆ （６）地震時、圧力容器側のサポートにはモーメントが
作用しないことから、サポート付け根の圧力容器の胴に
は、モーメントによる応力が発生せず、圧力容器の強度
健全性の向上が図れる。

【００３８】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉圧力容器の支持
装置において、原子炉圧力容器の運転中の熱膨張を拘束
しないで吸収し、かつ運転中および停止中の原子炉圧力
容器の耐震性を一定に確保し、地震時の水平力を効果的
に支持することができ、さらに、長期間にわたる耐久性
を維持できるとともに、製作性、据付性および作業性を
向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子力発電所の主要部を示す縦断面図である。

【図２】本発明の一実施形態を示す縦断面図で、プラン
ト停止時における制振機構の据付け状態を示す図であ
る。

【図３】本発明の一実施形態を示す縦断面図で、プラン
ト運転中における制振機構の据付け状態を示す図であ
る。

【図４】図２のＡ−Ａ視図であり、停止時および運転中
におけるロッド１３の状態を示す図である。

【図５】図３のＢ−Ｂ視図である。

【図６】図２の制振機構を模式的に示した図である。

【図７】図２の制振機構におけるばねの作用状態を示す
図である。

【図８】本発明の他の実施形態を示す縦断面図で、プラ
ント停止時における制振機構の据付け状態を示す図であ
る。

【図９】図８に示す制振機構のプラント運転中における
状態を示す図である。

【図１０】本発明の他の実施形態を示す縦断面時で、プ
ラント停止時における制振機構の据付け状態を示す図で
ある。

【図１１】本発明の参考例を示す縦断面図である。

【図１２】図１１のＣ−Ｃ線断面を示す断面図である。

【図１３】図１２のＤ部を拡大した図である。

【図１４】図１３のＥ−Ｅ線断面を示す断面図である。

【図１５】図１３で示す制振機構を模式的に示した図で
ある。

【図１６】別の参考例を示す縦断面図である。

【図１７】図１６のＦ部を拡大した図である。

【図１８】図１７のＧ−Ｇ線断面を示す断面図である。

【図１９】図１８で示す制振機構を模式的に示した図で
ある。

【符号の説明】

１原子炉圧力容器２原子炉遮蔽壁１０制振機構１１、１２サポート１３ロッド１４、１５、１６スリーブ１７斜面サポート１８、１９皿ばね２０ナット２１サポート２２ボルト２３ナット２４、２５ばね

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器の外面と、その周囲の原
子炉遮蔽壁の内面との間に設置される支持装置であっ
て、振動を抑制する制振手段が、前記原子炉圧力容器の
半径方向に積層した複数枚の皿ばねから構成されている
ことを特徴とする原子炉圧力容器の支持装置。
【請求項２】請求項１に記載の支持装置において、前
記制振手段は、金属製の前記皿ばねが、前記原子炉圧力
容器の外面側および原子炉遮蔽壁の内面側の両側に具備
されてなることを特徴とする原子炉圧力容器の支持装
置。
【請求項３】請求項１または２に記載の支持装置にお
いて、前記制振手段は、原子炉圧力容器の外面に固設し
た容器側サポート部と、それぞれの皿ばねと協働するサ
ポート部との互いに対向するそれぞれの面に、前記原子
炉圧力容器の半径方向および軸方向の熱膨張による変位
量に対応する勾配が、あらかじめ形成されていることを
特徴とする原子力圧力容器の支持装置。
【請求項４】請求項１、２または３に記載の支持装置に
おいて、前記皿ばねは、それぞれ所定のばね定数を備え
ていることを特徴とする原子炉圧力容器の支持装置。
【請求項５】請求項１ないし４のうちいずれかに記載
の支持装置が付設され、前記制振手段ごとのサポート部
と、前記サポート部に対向する容器側サポート部との間
の隙間が所定の値に保持されることを特徴とする原子炉
圧力容器。