JPS58191991A - 原子炉容器構造 - Google Patents
原子炉容器構造Info
- Publication number
- JPS58191991A JPS58191991A JP57073366A JP7336682A JPS58191991A JP S58191991 A JPS58191991 A JP S58191991A JP 57073366 A JP57073366 A JP 57073366A JP 7336682 A JP7336682 A JP 7336682A JP S58191991 A JPS58191991 A JP S58191991A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- vessel
- roof slab
- support
- acceleration
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
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）
本発明は防振機構を備えた原子炉の改良に係り、特に大
きな地震力に対する、φ下げ型原子炉主容器の安全性を
向上させた原子炉容器構造に関する。
きな地震力に対する、φ下げ型原子炉主容器の安全性を
向上させた原子炉容器構造に関する。
吊下げ型の原子炉容器は、一般に、炉心および炉心構造
物を格納してそれらの周囲に冷却材バウンダリを形成す
るタンク型主容器と、この主容器の外側を覆う安全容器
で構成されており、主容器は蓋となるルーフスラブに品
下げられている。タンク型主容器は、熱応力の緩和と製
作費低減の目的で大口径趨肉構造とされているので、地
震時のスロッシングやバルジング等、内蔵流体と主容器
壁との達成振動を考慮する必要があり、特に吊）け構造
の場合には、各容器の地震＊動対策として主容器外壁へ
のサポート４１１造が必要である。
物を格納してそれらの周囲に冷却材バウンダリを形成す
るタンク型主容器と、この主容器の外側を覆う安全容器
で構成されており、主容器は蓋となるルーフスラブに品
下げられている。タンク型主容器は、熱応力の緩和と製
作費低減の目的で大口径趨肉構造とされているので、地
震時のスロッシングやバルジング等、内蔵流体と主容器
壁との達成振動を考慮する必要があり、特に吊）け構造
の場合には、各容器の地震＊動対策として主容器外壁へ
のサポート４１１造が必要である。
しかしながら、従来のサポート構造には種々の間匙点が
あった。坤ち、例えば主容器を弾性はねまたはオイル利
用のダッシュポットにより安全容器に支持する方法では
、ダンパーの取付けのため、主容器と安全容器の双方に
ダンパー取付部とそれらの補強部を必要とするが、これ
らの取付部や補強部を形成すると主容器は不拘−板犀構
造となるため、熱応力の間軸が生じやすく、シかも供用
期間中検査（ＩＩＩ）等の障害となる。均一板厚とする
ために主容器全体の板厚を場加させると製作コストが着
しく上昇する上、熱応力の間軸が生する。
あった。坤ち、例えば主容器を弾性はねまたはオイル利
用のダッシュポットにより安全容器に支持する方法では
、ダンパーの取付けのため、主容器と安全容器の双方に
ダンパー取付部とそれらの補強部を必要とするが、これ
らの取付部や補強部を形成すると主容器は不拘−板犀構
造となるため、熱応力の間軸が生じやすく、シかも供用
期間中検査（ＩＩＩ）等の障害となる。均一板厚とする
ために主容器全体の板厚を場加させると製作コストが着
しく上昇する上、熱応力の間軸が生する。
（発明の目的）
本発明は、従来ｉｔにおける上述の如き欠点を除去すべ
くなされたもので、構成が容易で、しかもすぐれた対表
性を自する防振機構を備えた原子炉を提供しようとする
ものである。
くなされたもので、構成が容易で、しかもすぐれた対表
性を自する防振機構を備えた原子炉を提供しようとする
ものである。
（発明の構成）
以下、図ホの実施例をもとじ、本発明の構成について駐
細に説明する。第１図〜第３図において、原子炉容器菟
ｌには、上端を炉容器蚕１に固定した水槽構造の安全容
器３が据付けらｎている。この安全容器３内にはそれよ
りも直径および深さがやや小さい主容器４が配置され、
その上端はルーフスラブ２に固定されて吊下げ構造とさ
れている。
細に説明する。第１図〜第３図において、原子炉容器菟
ｌには、上端を炉容器蚕１に固定した水槽構造の安全容
器３が据付けらｎている。この安全容器３内にはそれよ
りも直径および深さがやや小さい主容器４が配置され、
その上端はルーフスラブ２に固定されて吊下げ構造とさ
れている。
ルーフスラブ２には、その周縁部近傍と支持部５との間
に敷きつめられたスライドパット７及び支持部５とルー
フスラブ２の水平方向の支持を受は搗つ為に円周上に配
置した複数個のバネ（たとえはサラバネで形成された）
構造支持機構８とが設けられている。尚、オイルダンパ
方式の減衰機構９がバネ構Ｊ！！支持機構８と原子炉容
器室支持部５間に据付けられている。第２図、第３図は
、支持機構８と減衰機構９の個々の実施例を示したもの
である。
に敷きつめられたスライドパット７及び支持部５とルー
フスラブ２の水平方向の支持を受は搗つ為に円周上に配
置した複数個のバネ（たとえはサラバネで形成された）
構造支持機構８とが設けられている。尚、オイルダンパ
方式の減衰機構９がバネ構Ｊ！！支持機構８と原子炉容
器室支持部５間に据付けられている。第２図、第３図は
、支持機構８と減衰機構９の個々の実施例を示したもの
である。
′ＪＪ″−門構造物全構造物それらの周囲には冷却材で
ある液体力トリウム１１が充填さハている。
ある液体力トリウム１１が充填さハている。
（発明の作用）
次６二以上説明の原子炉容器構造の朗宸機構について説
明−ｆる。本発明の１農機構は、水平力向の地賑力に対
して、柔構造のバネ支持５により原子炉系全体の水平方
向の固有振動数を原子炉室文長都５の床応答スペクトラ
のピークのでている周波数帯域より十分に低くして加速
度を低減させ、柔バネを便ハｊ１−ることによつ又発生
する大きなルーツスラブの水半変位を減衰機構８によつ
−〔低減させる方法によるものである。以−を図を用い
て説明すると、地真は図１の原子炉容器ビット室の支持
部５を水平に揺らす加速度で与えられる。この地表波の
加速度は図４にボす床応答スペクトラで表不され横軸は
周波数（Ｈｚ）、縦軸は加速度を示す。 □この床
応答スペクトラはある周波数帯域でピークを示し、（図
では３〜１５Ｈｚの間で）このピークの周波数帯域では
大きな加速度を持っている。
明−ｆる。本発明の１農機構は、水平力向の地賑力に対
して、柔構造のバネ支持５により原子炉系全体の水平方
向の固有振動数を原子炉室文長都５の床応答スペクトラ
のピークのでている周波数帯域より十分に低くして加速
度を低減させ、柔バネを便ハｊ１−ることによつ又発生
する大きなルーツスラブの水半変位を減衰機構８によつ
−〔低減させる方法によるものである。以−を図を用い
て説明すると、地真は図１の原子炉容器ビット室の支持
部５を水平に揺らす加速度で与えられる。この地表波の
加速度は図４にボす床応答スペクトラで表不され横軸は
周波数（Ｈｚ）、縦軸は加速度を示す。 □この床
応答スペクトラはある周波数帯域でピークを示し、（図
では３〜１５Ｈｚの間で）このピークの周波数帯域では
大きな加速度を持っている。
つまり腔子炉支持都５にのびる原子炉糸の固有振ｖＪ数
が加速度のピークを示す周波数域内になると必要以上に
大きな加速度での設計が必要となり、本発明の対象とす
るタンク型原子炉は最大ピーク−１傍の加速度では成立
しないうえさらに主容器自身の固有ＪｋＲｍ数が４〜１
０３−１ｍ と填度ビーク領域にあるので、なんとか
して固有値の大きい帯域での設計、これを通常開設計と
呼んでいる方法で設ａｔが成立するよう努力しているの
が塊状である。
が加速度のピークを示す周波数域内になると必要以上に
大きな加速度での設計が必要となり、本発明の対象とす
るタンク型原子炉は最大ピーク−１傍の加速度では成立
しないうえさらに主容器自身の固有ＪｋＲｍ数が４〜１
０３−１ｍ と填度ビーク領域にあるので、なんとか
して固有値の大きい帯域での設計、これを通常開設計と
呼んでいる方法で設ａｔが成立するよう努力しているの
が塊状である。
−力建築関係では、この方法と逆の、低い力の周波数帯
域での設計、これを通常柔構造設計と呼んでいる設計手
法がある。
域での設計、これを通常柔構造設計と呼んでいる設計手
法がある。
本発明はＭｉ」述したように柔構造方式を採用するもの
であって、例えば第２図に示すようなサラバネによる柔
構造バネ支持８を第１図のルーフスラブ２端部に複数個
配置し、原子炉全体の１６１有振動数を例えば４図の３
Ｈｚ 以下にさせる。このときルーフスラブの水平方
向振動を容易にさせる為、スライドパット７を支持部５
の上に敷き、滑りやすくしである。障子炉全体を柔構造
にするとＩｌｌ速は小さくてもバネ定数が低いと大きな
振幅が発生し原子炉を運転していく上で駕ましくないの
で、柔４ＩＩＩ造バネ支持８と同じレベル他の場所に例
えは図３に示すようなオイルダンパのｔＩＩｃ衰機構９
を多数個配置してさらに加２１！皺を低減させてルーフ
スラブの振幅を低減させる方式である。
であって、例えば第２図に示すようなサラバネによる柔
構造バネ支持８を第１図のルーフスラブ２端部に複数個
配置し、原子炉全体の１６１有振動数を例えば４図の３
Ｈｚ 以下にさせる。このときルーフスラブの水平方
向振動を容易にさせる為、スライドパット７を支持部５
の上に敷き、滑りやすくしである。障子炉全体を柔構造
にするとＩｌｌ速は小さくてもバネ定数が低いと大きな
振幅が発生し原子炉を運転していく上で駕ましくないの
で、柔４ＩＩＩ造バネ支持８と同じレベル他の場所に例
えは図３に示すようなオイルダンパのｔＩＩｃ衰機構９
を多数個配置してさらに加２１！皺を低減させてルーフ
スラブの振幅を低減させる方式である。
（発明の効果）
上述のように構成した本発明に８いて地表が発生して１
９子炉至の床面が振動しても、柔構造のバネによって原
子炉の応答は床応答の小さい低周波域になり、かつダン
パ減衰機構によりさらに加速度が低減されて、主容器の
振動及加速度は小さなものになる。従って地層に対する
主容器の破損は防止さｎかつ、原子炉構造全体の健全性
も確保されることになる。
９子炉至の床面が振動しても、柔構造のバネによって原
子炉の応答は床応答の小さい低周波域になり、かつダン
パ減衰機構によりさらに加速度が低減されて、主容器の
振動及加速度は小さなものになる。従って地層に対する
主容器の破損は防止さｎかつ、原子炉構造全体の健全性
も確保されることになる。
第１図は本発明の原子炉容器構造に於ける柔構造支持方
式の概略を示す縦断面図、第２図は第１図の柔構造バネ
支持機構の断面図、第３図は＄２図のダンパ減衰機構の
断面図の１例をボす。また第４図は原子炉据付面の床応
答スペクトラ図であ心０ １：ｊ早→炉容器蚕 ２：ルーフスラブ ４：：１−容器 ５：支Ｉ’ｆ ｆｌｉｉ ７：スライドバット ８：へ不支持磯構 ９：ダンパ減衰機柄 ｆ ７３１７ ）代理人 ４ｒ理士 則 近 惠 佑（
はか１名） 第１図 第２図 第３図
式の概略を示す縦断面図、第２図は第１図の柔構造バネ
支持機構の断面図、第３図は＄２図のダンパ減衰機構の
断面図の１例をボす。また第４図は原子炉据付面の床応
答スペクトラ図であ心０ １：ｊ早→炉容器蚕 ２：ルーフスラブ ４：：１−容器 ５：支Ｉ’ｆ ｆｌｉｉ ７：スライドバット ８：へ不支持磯構 ９：ダンパ減衰機柄 ｆ ７３１７ ）代理人 ４ｒ理士 則 近 惠 佑（
はか１名） 第１図 第２図 第３図
Claims (1)
- 原子炉主容器をルーフスラブに吊下げると共に、１記ル
ーフスラブの周辺部と原子５炉容器室支持部との間に水
平方向に複数個のダンパ機構を設置し、ルーフスラブ下
部据付部にはスライドバットを配置していることを特徴
とする原子炉容器構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57073366A JPS58191991A (ja) | 1982-05-04 | 1982-05-04 | 原子炉容器構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57073366A JPS58191991A (ja) | 1982-05-04 | 1982-05-04 | 原子炉容器構造 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58191991A true JPS58191991A (ja) | 1983-11-09 |
Family
ID=13516102
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57073366A Pending JPS58191991A (ja) | 1982-05-04 | 1982-05-04 | 原子炉容器構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58191991A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59151092A (ja) * | 1983-02-17 | 1984-08-29 | 財団法人 電力中央研究所 | 原子炉 |
| JPS60104799U (ja) * | 1983-12-21 | 1985-07-17 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器の支持構造 |
-
1982
- 1982-05-04 JP JP57073366A patent/JPS58191991A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59151092A (ja) * | 1983-02-17 | 1984-08-29 | 財団法人 電力中央研究所 | 原子炉 |
| JPS60104799U (ja) * | 1983-12-21 | 1985-07-17 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器の支持構造 |
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