JPH06174886A - 原子炉内スタンドパイプ用支持構造体 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】構造が簡単で、施工性にすぐれ、スタンドパイ
プおよびシュラウドヘッドに負荷する振動に起因した荷
重を低減する。 【構成】スタンドパイプ支持部16と原子炉圧力容器支持
部17とが連結棒18で接続されている。スタンドパイプ支
持部16は複数の筒状支持部材19と、この筒状支持部材19
に設けられたバイアスばね21と形状記憶合金製ばね22が
抱持された圧接部材20とからなっている。原子炉圧力容
器支持部17は板材24に設けられたバイアスばね21と形状
記憶合金製ばね22が抱持された圧接部材23とからなって
いる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は自然循環力を高めた沸騰
水型原子炉に立設されているスタンドパイプを補強する
ための原子炉内スタンドパイプ用支持構造体に関する。

【０００２】

【従来の技術】図13から図15を参照しながら従来の沸騰
水型原子炉の概要を説明する。図中符号１は原子炉圧力
容器で、この原子炉圧力容器１内には炉心２が配置され
ており、この炉心２はシュラウド３によって包囲されて
いる。シュラウド３は炉心支持板４と上部格子板５を保
持し、上端部にシュラウドヘッド６が設けられている。

【０００３】シュラウドヘッド６の上端には図14に拡大
して示すように多数本のスタンドパイプ７が立設され、
このスタンドパイプ７に気水分離器８が取着されてい
る。気水分離器８の上方には蒸気乾燥器９が設置されて
いる。原子炉圧力容器１には下部に複数台のインターナ
ルポンプ10が取着されており、上部側面に主蒸気ノズル
11および給水ノズル12が取着されている。

【０００４】給水ノズル12から原子炉圧力容器１内に流
入した冷却水はシュラウド３との間を通ってインターナ
ルポンプ10に導かれる。インターナルポンプ10を通過し
た冷却水は原子炉圧力容器１の下部から方向を変え上昇
流となって炉心２内に流入する。

【０００５】炉心２で加熱された冷却水は気液２相流と
なってスタンドパイプ７内に流入し、気水分離器８で水
分を除去し、蒸気乾燥器９で蒸気を乾燥して主蒸気ノズ
ル11から原子炉圧力容器１内へ放出している。

【０００６】以上が蒸気発生の主なメカニズムであり、
このうち、スタンドパイプ７は図15に示すようにシュラ
ウド３の上部に直接溶接13し、気水分離器８と共に湿分
の多い蒸気流をある程度乾燥させる役割を負っている。

【０００７】スタンドパイプ７付近の詳細な構造を図14
から図16に基づいて説明する。シュラウド３は円筒状の
構造をしており、その上にシュラウドヘッド６と呼ばれ
る皿状の蓋が取り付けられている。

【０００８】シュラウドヘッド６には、 1100MWeクラス
の原子炉では 200個以上の円形状開口が切られ、この開
口一個一個にそれぞれスタンドパイプ７が溶接13されて
いる。そのため、それぞれのスタンドパイプ７の間隔は
狭くなっている。

【０００９】比較的大きな地震が発生すると予想される
地域に立地している原子力発電所は、その備える機器に
は十分な耐震設計が行われている。スタンドパイプ７も
例外でなく、図16に示したようにスタンドパイプ補強板
14を設置してスタンドパイプ７の剛性の向上を図ってい
る。スタンドパイプ７とスタンドパイプ補強板14の固定
方法は図16に示したように溶接である。

【００１０】さらに、自然循環力を増大させた沸騰水型
原子炉に用いるスタンドパイプ７は図15に示したように
シュラウドヘッド６に溶接13されて、立ち上がる個々の
スタンドパイプ７の長さを従来よりも長く設定している
ことから、重量が増大し、地震時等に加わる荷重が増大
する。一方、強度は従来のスタンドパイプと同程度であ
る。

【００１１】

【発明が解決しようとする課題】自然循環力を高めた沸
騰水型原子炉に用いる長尺型スタンドパイプ７は下端を
シュラウドヘッド６に直接溶接し、上端を無支持とした
フリースタンディング構造である。したがって、通常運
転時および地震時に自らの振動によりスタンドパイプ７
本体およびシュラウドヘッド３に過大な荷重が負荷す
る。

【００１２】一方、従来のスタンドパイプ補強方法を考
えた場合には、スタンドパイプ７同士の間隔が非常に狭
く、この間隔にスタンドパイプ補強板14を溶接13で固定
することは困難な作業である。

【００１３】それに加えてこれら溶接13の箇所に対する
探傷検査も要求されているため、より一層スタンドパイ
プ７に対するスタンドパイプ補強板14の施工が難しくな
る課題がある。

【００１４】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、構造が簡単で、施工性にすぐれ、スタンドパ
イプおよびシュラウドヘッドに負荷する振動に起因した
荷重を低減できる原子炉内スタンドパイプ用支持構造体
を提供することにある。

【００１５】

【課題を解決するための手段】本発明はスタンドパイプ
支持部と原子炉圧力容器支持部とが連結部材によって接
続され、前記スタンドパイプ支持部は前記原子炉圧力容
器内のスタンドパイプの配列状態に合致するように配列
された複数の筒状支持部材と、この筒状支持部材に設け
られたバイアスばねと形状記憶合金製ばねとが抱持され
た圧接部材とからなり、前記原子炉圧力容器支持部はこ
の原子炉圧力容器の内面に押圧接触するバイアスばねと
形状記憶合金製ばねとが抱持された圧接部材またはこの
圧接部材によって作動する作動部材とからなることを特
徴とする。

【００１６】

【作用】形状記憶合金製ばねとバイアスばねは形状記憶
効果およびばね力により雰囲気温度に応じてスタンドパ
イプおよび原子炉圧力容器に近接する方向および離れる
方向の２方向に可逆的に作動する。

【００１７】これによってプラントの運転時には圧接部
材が個々のスタンドパイプおよび原子炉圧力容器を水平
方向に圧接して、スタンドパイプを原子炉圧力容器に対
して剛に支持する。そして、通常運転時および地震時の
スタンドパイプの変位を低減し、これよりスタンドパイ
プおよびシュラウドヘッドに加わる荷重を低減する。

【００１８】一方、プラントの運転休止時はバイアスば
ねのばね力によりスタンドパイプ用支持部のスタンドパ
イプ同士および原子炉圧力容器の支持力を解除し、シュ
ラウドヘッドと共にスタンドパイプを原子炉圧力容器内
に容易に取付け，取外すことが可能となる。

【００１９】

【実施例】図１から図７を参照しながら本発明に係る原
子炉内スタンドパイプ用支持構造体の第１の実施例を説
明する。なお、図１は本実施例を適用する沸騰水型原子
炉を示し、図２は図１におけるスタンドパイプに本実施
例を取着した状態を示し、図３は本実施例に係る支持構
造体を示し、図４から図７は支持構造体の作用を説明す
るためのものである。

【００２０】すなわち、図１において、符号１は原子炉
圧力容器で、この原子炉圧力容器１内には炉心２が配置
されており、この炉心２はシュラウド３によって包囲さ
れている。シュラウド３は炉心支持板４と上部格子板５
を保持し、上端部にシュラウドヘッド６が設けられてい
る。シュラウドヘッド６の上端には図２に拡大して示し
たように多数本のスタンドパイプ７が立設され、このス
タンドパイプ７に気水分離器８が取着されている。

【００２１】気水分離器８の上方には蒸気乾燥器９が設
置されている。原子炉圧力容器１には下部に複数台のイ
ンターナルポンプ10が取着されており、上部側面に主蒸
気ノズル11および給水ノズル12が取着されている。

【００２２】スタンドパイプ７には図３に示したスタン
ドパイプ用支持構造体15が取着されている。このスタン
ドパイプ用支持構造体15はスタンドパイプ支持部16のほ
かに原子炉圧力容器１の内面に接する原子炉圧力容器支
持部17を有している。スタンドパイプ支持部16と原子炉
圧力容器支持部17とは連結部材としての連結棒18によっ
て結合している。

【００２３】スタンドパイプ支持部16は連結部材として
の連結棒18に連結している複数の筒状支持部材19と、こ
の筒状支持部材19の側面に設けられた圧接部材20とから
なっている。連結棒18に連結している複数の筒状支持部
材19の配置関係は原子炉圧力容器１内に立設されている
スタンドパイプ７の配列状態と合致する間隔が保持され
ている。

【００２４】筒状支持部材19に設けられた圧接部材20は
板状バイアスばね21と板状形状記憶合金製ばね22とが抱
持されて形成されたものからなっている。

【００２５】一方、原子炉圧力容器支持部17は連結棒18
の先端部に接続された圧接部材23を有する板材24が取り
付けられたものからなっている。板材24は原子炉圧力容
器１の内面に接するものである。圧接部材23はバイアス
ばね21と形状記憶合金製ばね22とから抱持されて形成し
たものからなっている。

【００２６】ここで、形状記憶合金製ばね22とバイアス
ばね21の作用を図８および図９により説明する。図８
は、通常の金属材料の応力−歪特性を示したものであ
り、ステンレス鋼もこれに含まれる。すなわち、図中０
点からＡ点まで荷重を上げていくと金属材料はまず弾性
変形をする。この段階では歪は可逆的であって、応力が
下がればそれに比例し、歪も低下し応力と歪の関係は一
対一に対応する。

【００２７】応力がＡ点に達すると、金属材料は降伏
し、塑性変形を始める。応力の増加と共に歪も増加する
が、この領域から（例えば図中Ｂ点）荷重を０に向けて
減少、つまり、除荷させると、歪はもはや可逆的ではな
く、０点，Ａ点を結ぶ直線と平行に減少しＣ点に至る。
すなわち、Ｃ点における歪は永久歪として材料内部に蓄
積されることになる。図８中たて軸は外部応力、よこ軸
は伸びを示している。

【００２８】一方、形状記憶合金では、図９に示したよ
うにＡ点を通過し、Ｂ点からＣ点までの過程は普通の金
属材料と同様であるが、Ｃ点に達した後、加熱すると歪
が０に戻り、変形が残らない点が特長である。加熱温度
は数10度程度で十分であり、例えば熱風を吹き付けるこ
とにより形状を回復させることが可能となり、周囲の構
造物に悪影響を及ぼすことはない。

【００２９】この形状記憶効果は１方向性の非可逆現象
であるが、バイアスばね21を形状記憶合金製ばね22に直
列に設置し、形状記憶効果の設定温度から離れた温度に
おいてはバイアスばね21のばね力により形状記憶効果の
作動方向と逆方向に変位するように設定することで２方
向に可逆的に作動させることができる。

【００３０】以上を作動原理とした形状記憶合金製ばね
22とバイアスばね21を圧接部材20，23に用いて形状記憶
効果の設定温度をプラントの運転温度に設定する。

【００３１】しかして、図４および図６に示すとおりプ
ラント休止時等に原子炉圧力容器１内の温度がプラント
運転温度以下の常温の場合には、形状記憶効果が作用し
ないことからバイアスばね21のばね力により形状記憶合
金製ばね22が変形して圧接部材20，23はスタンドパイプ
７および原子炉圧力容器１から離れる方向に変位する。

【００３２】よって、スタンドパイプ７は原子炉圧力容
器１から支持作用が解除した状態を保ち、個々のスタン
ドパイプ７はフリースタンディング状態となる。また、
原子炉圧力容器１から離れてフリースタンディング状態
となったスタンドパイプ７はシュラウドヘッド６と共に
原子炉圧力容器１内で容易に取り外したり、逆に容易に
設置したりすることができる。

【００３３】一方、プラントを稼働した場合には、原子
炉圧力容器１内の温度は徐々に上昇し形状記憶効果の設
定温度であるプラント運転温度となる。これより図５，
図７に示すように形状記憶効果により形状記憶合金製ば
ね22がバイアスばね21の抗力に反して記憶された形状に
回復し個々のスタンドパイプ７および原子炉圧力容器１
を圧接部材20，23によって水平方向に圧接支持する。こ
の時、圧接部材20，23の水平支持圧は形状記憶効果によ
る形状記憶合金製ばね22の復元力とバイアスばね21の抗
力の差となる。

【００３４】個々のスタンドパイプ支持部16および原子
炉圧力容器支持部17が前述の支持圧でスタンドパイプ７
および原子炉圧力容器１を支持し、これらの支持部を連
結棒18により相互に剛に結合することによりスタンドパ
イプ７を原子炉圧力容器１に対して剛に固定でき、これ
により通常運転時および地震時のスタンドパイプ７の振
動を低減し、スタンドパイプ７およびシュラウドヘッド
６に加わる荷重を低減できる。

【００３５】次に図10から図12を参照しながら本発明の
第２の実施例を説明する。図10は原子炉圧力容器支持部
を示しており、スタンドパイプ支持部については第１の
実施例と同様なのでその説明は省略する。

【００３６】すなわち、図10においてコイル状に巻回さ
れたバイアスばね21と同じく形状記憶合金製ばね22が固
定部材25内に挿着されており、各ばね21，22内にはばね
力によって連動する作動金具26が挿入されている。固定
部材25は図11および図12に示したように連結棒18の一端
に載置固定される。作動金具26に対向する原子炉圧力容
器１の内壁面には作動金具26の一端が突入する凹部27が
形成されている。

【００３７】なお、コイル状の形状記憶合金製ばね22お
よびバイアスばね21を使用し、形状記憶合金製ばね22の
形状記憶効果による塑性領域からの復元力とバイアスば
ね21のばね反力の方向を一致させて設置する。

【００３８】原子炉圧力容器１内の温度がプラント休止
時の常温とプラント運転温度の間を変動するに従って、
形状記憶合金製ばね22の形状記憶効果による記憶形状へ
の復元力と、バイアスばね21のばね力のバランスから作
動金具26が変位する。

【００３９】プラント運転時には、原子炉圧力容器１に
作動金具26は凹部27内に挿入し、スタンドパイプ７を原
子炉圧力容器１に対して固定することにより、水平方向
の相対変位量を減少させ、これよりスタンドパイプ７お
よびシュラウドヘッド６に加わる荷重を低減する。

【００４０】また、プラント停止時はバイアスばね21の
ばね力により形状記憶合金製ばね22が変形し、作動金具
26を変位させスタンドパイプ７および原子炉圧力容器１
の支持を解除し、これよりシュラウドヘッド６に溶接さ
れたスタンドパイプ７を原子炉圧力容器１内に容易に着
脱することが可能となる。

【００４１】

【発明の効果】本発明によれば、自然循環力を増加させ
た沸騰水型原子炉に用いるスタンドパイプを原子炉圧力
容器に間接的に固定することができるため、通常運転時
および地震時にスタンドパイプおよびシュラウドヘッド
に加わる過大な荷重を低減できる。また、これに伴って
プラント建設時および定期点検時の施工性および作業効
率を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明を適用する沸騰水型原子炉の原子炉圧力
容器および炉内構造物を示す縦断面図。

【図２】本発明の第１の実施例を図１におけるスタンド
パイプに取着した状態で示す立面図。

【図３】本発明に係るスタンドパイプ用支持構造体の第
１の実施例を示す斜視図。

【図４】図３においてスタンドパイプ用支持構造体のス
タンドパイプ支持部でスタンドパイプの支持を解除した
状態を示す縦断面図。

【図５】図４においてスタンドパイプ用支持構造体のス
タンドパイプ支持部においてスタンドパイプを支持した
状態を示す縦断面図。

【図６】本発明のスタンドパイプ用支持構造体の原子炉
圧力容器支持部で原子炉圧力容器の支持を解除した状態
を示す縦断面図。

【図７】図６においてスタンドパイプ用支持構造体の原
子炉圧力容器支持部で原子炉圧力容器を支持した状態を
示す縦断面図。

【図８】通常の金属材料の応力−歪関係を示す特性図。

【図９】形状記憶合金の応力−歪関係を示す特性図。

【図１０】本発明の第２の実施例における原子炉圧力容
器支持部を示す構成図。

【図１１】図10における原子炉圧力容器支持部を連結棒
に固定し原子炉圧力容器の支持を解除した状態を示す縦
断面図。

【図１２】図11において原子炉圧力容器支持部によって
原子炉圧力容器を支持した状態を示す縦断面図。

【図１３】従来の沸騰水型原子炉を示す概念図。

【図１４】図13における気水分離器、スタンドパイプお
よびシュラウドヘッドを示す立面図。

【図１５】図14におけるスタンドパイプとシュラウドヘ
ッドの接合部を拡大して示す立面図。

【図１６】図14におけるスタンドパイプとスタンドパイ
プ補強板の接合部を示す概念図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…シュラウド、４…
炉心支持板、５…上部格子板、６…シュラウドヘッド、
７…スタンドパイプ、８…気水分離器、９…蒸気乾燥
器、10…インターナルポンプ、11…主蒸気ノズル、12…
給水ノズル、13…溶接、14…スタンドパイプ補強板、15
…スタンドパイプ用支持構造体、16…スタンドパイプ支
持部、17…原子炉圧力容器支持部、18…連結棒、19…筒
状支持部材、20，23…圧接部材、21…バイアスばね、22
…形状記憶合金製ばね、24…板材、25…固定部材、26…
作動金具、27…凹部。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 スタンドパイプ支持部と原子炉圧力容器
   支持部とが連結部材によって接続され、前記スタンドパ
   イプ支持部は前記原子炉圧力容器内のスタンドパイプの
   配列状態に合致するように配列された複数の筒状支持部
   材と、この筒状支持部材に設けられたバイアスばねと形
   状記憶合金製ばねとが抱持された圧接部材とからなり、
   前記原子炉圧力容器支持部はこの原子炉圧力容器の内面
   に押圧接触するバイアスばねと形状記憶合金製ばねとが
   抱持された圧接部材またはこの圧接部材によって作動す
   る作動部材とからなることを特徴とする原子炉内スタン
   ドパイプ用支持構造体。