【誤訳訂正書】
【提出日】平成24年5月28日(2012.5.28)
【誤訳訂正１】
【訂正対象書類名】特許請求の範囲
【訂正対象項目名】全文
【訂正方法】変更
【訂正の内容】
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の構成部品の振動を軽減するために当該構成部品に装着するように構成され、前記原子炉の加圧容器内で冷却水に浸されるように構成された振動軽減装置であって、
第１および第２のコイルスプリングと、
対向する上面および下面を有し、前記上面が前記第１のコイルスプリングに取り付けられ、前記下面が前記第２のコイルスプリングに取り付けられ、前記振動軽減装置内において前記第１及び第２のコイルスプリングの間で支持された質量体と、
前記第１及び第２のコイルスプリングと前記質量体とを囲い、前記冷却水が流体エンクロージャの内と外を出入りして粘性振動減衰媒体として働くような非液密構成の流体エンクロージャであって、該流体エンクロージャは第１及び第２の端部を有し、前記第１の端部が前記第１のコイルスプリングに取り付けられ、前記第２の端部が前記第２のコイルスプリングに取り付けられた流体エンクロージャと、
前記流体エンクロージャの前記第１及び第２の端部に取り付けられ、前記質量体の穴内に嵌合しかつ前記第１および第２のコイルスプリングを貫通するドエルと、
を具備し、
前記流体エンクロージャの前記第１および第２の端部が、前記構成部品の振動エネルギーを除去するように、前記構成部品に装着するように構成されていること、
を特徴とする振動軽減装置。
【請求項２】
前記流体エンクロージャが、前記流体エンクロージャの前記第１の端部に配置された第１のカバーと、前記エンクロージャの前記第２の端部に配置された第２のカバーとを有し、
前記第１のカバーと前記第２のカバーとは互いに係合されており、
前記第１および第２のカバーは、それぞれ前記第１および第２のコイルスプリングの一端を固定するための溝を有し、
前記質量体の上面と下面は、前記上面と下面をそれぞれ前記第１および第２のコイルスプリングに固定するための溝を有する
ことを特徴とする請求項１に記載の振動軽減装置。
【誤訳訂正２】
【訂正対象書類名】明細書
【訂正対象項目名】全文
【訂正方法】変更
【訂正の内容】
【発明の詳細な説明】
【発明の名称】原子炉の構成部品における振動を低減するための方法及び装置
【技術分野】
【０００１】
本発明は、総括的には原子炉の構成部品における振動を低減するための装置及び方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は一般的に、ほぼ円筒形状であり、その両端部を、例えば底部ヘッドと脱着可能な頂部ヘッドとで閉鎖することができる。上部ガイドは一般的に、ＲＰＶ内部で炉心プレートの上方に間隔を置いて配置することができる。炉心シュラウド又はシュラウドは一般的に、炉心を取り囲みかつシュラウド支持構造体によって支持することができる。
【０００３】
図１は、沸騰水型原子炉用の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２０の一部を切り取った概略部分断面図である。ＲＰＶ２０は、ほぼ円筒形状を有し、その一端部を底部ヘッドで閉鎖しまたその他端部を脱着可能な頂部ヘッド（図示せず）で閉鎖することができる。ＲＰＶ２０は、原子炉冷却材流体（図示せず）で満たすことができる。上部ガイド（図示せず）は、ＲＰＶ２０の炉心プレート２２の上方に配置することができる。シュラウド２４は、炉心プレート２２を囲みかつシュラウド支持構造体２６によって支持することができる。ＲＰＶ２０のシュラウド２４と側壁３０との間に、降水管環状空間２８を形成することができる。
【０００４】
小環ノズル３２は、ＲＰＶ２０の側壁３０を貫通して延びてジェットポンプ組立体３４に結合することができる。ジェットポンプ組立体３４は、ノズル３２を貫通して延びる熱スリーブ３６と、下部エルボ（図１において一部分のみが見える）と昇水管３８とを含むことができる。熱スリーブ３６は、その第１の端部（図示せず）を下部エルボの第２の端部に固定することができる。熱スリーブ３６の第１の端部は、下部エルボの第２の端部に溶接することができる。下部エルボの第１の端部は同様に、昇水管３８の一端部に固定すなわち溶接することができる。昇水管３８は、シュラウド２４と側壁３０との間でかつそれらとほぼ平行に延びる。昇水管ブレース組立体４０は、ＲＰＶ２０内部で昇水管３８を安定させる。昇水管ブレース組立体４０は、３０４型ステンレス鋼で製作することができるが、この３０４型ステンレス鋼は、長期間の使用後に溶接接合部に割れ発生を生じるおそれがある。
【０００５】
ＢＷＲは、電気エネルギーを発生させるための信頼性がある形式の原子炉として出現した。しかしながら、一部のＢＷＲは、ＢＷＲの様々な構成部品において割れ発生が生じている。ＢＷＲにおける構成部品の割れ発生の一因となっている要因は、高サイクル疲労に起因している場合がある。一般的に、ＢＷＲは燃料のただ一回の炉心装填で約一年から二年間にわたって運転することができる。所定の期間（エネルギーサイクル又は燃料サイクルとして知られている）が終了すると、最少反応性になった燃料（最も古い又は最も燃焼した）のおよそ１／４〜１／２が、原子炉から取り出されることになる。実質的に高いサイクル数を構成することができるサイクル数は、例えば設計及び運転条件などの他の要因によりサイクル時間が影響を受けることになるので、ＢＷＲごとで変えることができる。
【０００６】
高サイクル疲労は、例えばかなり高い音響周波数、例えば１００ヘルツ以上の周波数及び／又はかなり低い周波数振動、例えば１００ヘルツ以下の周波数によって引き起こされる可能性がある。高音響周波数及び／又は低音響周波数を構成する周波数（振動数）は、用途に基づいて変化することになることを理解されたい。ＢＷＲの振動の振幅は、高サイクル疲労に直接影響するか又は高サイクル疲労を悪化させることになり、このことが次ぎに、ＢＷＲの構成部品の割れ発生を引き起こすことになる。ＢＷＲの構成部品が受ける該ＢＷＲの振動の振幅は、該構成部品における応力に正比例することになる。ＢＷＲの振動の大きな振幅は、高応力レベルを招くことになり、これによりＢＷＲの構成部品の割れ発生を引き起こすことになる。
【０００７】
図２は、従来型の昇水管ブレース組立体の詳細図である。昇水管ブレース組立体４０は、主として昇水管３８を介してジェットポンプ組立体３４に横方向の支持を与え、かつ該組立体４０は昇水管ブレースブロック４３及び２つの昇水管ブレースリーフ、すなわち昇水管ブレース上部リーフ４１と昇水管ブレース下部リーフ４２とを含む。リーフ４１及び４２は、溶接によって昇水管ブレースブロック４３に取付けられ、また昇水管ブレースブロック４３は、支持パッド１３０に溶接することができ、該支持パッドはさらにＲＰＶの側壁３０に取付けることができる。他端部において、昇水管ブレース組立体４０のリーフ４１及び４２は、例えばブレースプレート４９のようなヨークに対して結合される。ブレースプレート４９は、次ぎに昇水管３８に溶接することができる。
【０００８】
昇水管ブレース組立体４０は、原子炉の始動及び加熱により生じる熱膨張差に適応しかつ原子炉再循環ポンプにより原子炉水再循環システム（図示せず）内に必然的に生じる流動誘起振動に適応するように設計することができる。従って、昇水管ブレース組立体４０に対する関心は、昇水管ブレース組立体４０の固有周波数を任意のポンプ速度における再循環ポンプのベーン通過周波数よりも大きくすることである。再循環ポンプのベーン通過周波数が、昇水管ブレース組立体４０の固有周波数に等しいか又は上まわった場合に、昇水管ブレース組立体４０には、振動の振幅が大きくなるにつれて共振が生じることになる。昇水管ブレース組立体４０における振動周波数のかなり大きな振幅により、リーフ４１及び４２において、並びに／又はリーフ４１／４２とブロック４３及び／又は側壁３０との間の溶接部において高い応力レベルを招くことになり、このことにより、昇水管ブレース組立体４０の１つ又はそれ以上の箇所で割れ発生を引き起こすことになる。振動状態の及び／又は割れ損傷状態の昇水管ブレース組立体４０は、潜在的に昇水管３８を不安定にし、ジェットポンプ組立体３４に悪影響を与えるおそれがある。
【特許文献１】英国特許第１３２２８０７
【特許文献２】日本特許公開Ｓ５２−０１８５８９
【特許文献３】米国特許第４，０５７，４６８
【特許文献４】英国特許第２，０７４，６９５
【特許文献５】欧州特許第５５６７８
【特許文献６】米国特許第４，７８９，０２３
【特許文献７】米国特許第４，８０７，８４０
【特許文献８】日本特許公開Ｈ０７−２６０９９０
【特許文献９】仏国特許公開第２７２１７４６
【特許文献１０】日本特許公開Ｈ０８−１６６０４３
【特許文献１１】日本特許公開Ｈ０８−１７０９９０
【特許文献１２】日本特許公開Ｈ０８−２１１１８８
【特許文献１３】日本特許公開Ｈ０８２−１１１８７
【特許文献１４】米国特許第５，６００，６８９
【特許文献１５】米国特許第６，１９３，２８２
【特許文献１６】米国特許第６，３２７，０２４
【特許文献１７】米国特許公開２００３−１７２７１４
【特許文献１８】日本特許公開２００３−２７００８２
【非特許文献１】C.F. Beards, "Structural Vibration: Analysis and Dampingn, Elsevier (1 996) pages 31-35 and 45-49; Electronic ISBN: 1-59124-245-2
【非特許文献２】Y.S. Chiong, "Viscosity of Liquid Sodium and Potassium", Proceedings of the Royal Society of London, Series A. Mathematical
【非特許文献３】Physical Sciences, Vol. 157, No. 891 (November 2, 1936), pp. 264-277.
【発明の開示】
【課題を解決するための手段】
【０００９】
本発明の例示的な実施形態は、原子炉の構成部品に作動的に装着されて該構成部品の振動を軽減するように構成された装置に関する。本装置は、スプリング機構と、スプリング機構に取付けられた質量体と、粘性振動減衰媒体とを含むことができる。スプリング機構、質量体及び粘性振動減衰媒体は、構成部品における振動作用を低減するように構成することができる。
【００１０】
本発明の別の例示的な実施形態は、原子炉の構成部品における振動を低減する方法に関する。構成部品における振動作用を低減するように構成された装置は、構成部品に装着することができる。構成部品に装置を付加することによって、構成部品の元の固有振動周波数以上及び以下である減衰固有周波数を生成することができる。
【００１１】
本発明のさらに別の例示的な実施形態は、原子炉の構成部品に作動的に装着されて該構成部品の振動を軽減するように構成された装置に関する。本装置は、構成部品の第１の面と係合する第１のプレートと、構成部品の第２の面と係合する第２のプレートと、第１のプレートに結合されて構成部品における振動を低減する減衰機能を導入する振動軽減装置とを含むことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１２】
本発明の例示的な実施形態は、以下で本明細書中に記載した詳細な説明と、単なる例示として示し、従って本発明の例示的な実施形態に限定するものではない、同一の要素を同一の参照符号によって表した添付の図面とによって、より完全に理解されるようになるであろう。
【００１３】
図３は、本発明の例示的な実施形態による振動軽減装置の例示的な等角投影図である。図３において、ここでは昇水管ブレース組立体４０として示した原子炉の原子炉構成部品と接続係合状態になった振動軽減装置６０（以後「装置６０」とする）を示している。昇水管ブレース組立体４０は、単に原子炉の例示的な構成部品にすぎず、装置６０はＲＰＶ２０内部の他の構成部品構造体に対して係合するように構成することができる。
【００１４】
一般的に、装置６０は、原子炉構成部品に対して該原子炉構成部品における振動の振幅を減少させるようにすることができる。例えば、装置６０は、昇水管ブレース組立体４０上に設けて、原子炉再循環ポンプのベーン通過周波数の調和音響励振を受けたときに昇水管ブレース組立体４０の振動の振幅を減少させることができる。装置６０は、原子炉運転中に予測することができるベーン通過周波数の範囲全体にわたって昇水管ブレース組立体における振動の振幅を実質的に減少させることができる。このことの一部は、大きな粘性振動減衰特性を備えた二次スプリング及び質量体システムを昇水管ブレース組立体４０上に取付けることによって行うことができる。
【００１５】
装置６０はまた、原子炉構成部品の振動（すなわち、装置６０がない状態の原子炉構成部品における元の振動）の元の固有周波数（固有振動数）の上方及び下方に間隔をおいた２つの新たな減衰固有周波数を導入することができる。以下でさらに詳細に分かるように、最初は励振周波数と共振状態にあった元の固有周波数での構造応答を、実質的に低下した状態にすることができる。従って、装置６０は、構造応答が所望の周波数帯域幅にわたって所定の振幅以下になるように設計することができる。従って、装置６０は、「ダイナミック質量体ダンパ」として知られる減衰装置と同じ種類であると言える。
【００１６】
一般的に、装置６０は、例えば昇水管ブレース組立体４０のような原子炉構成部品の振動特性を調整又はそれに影響を与えるように使用することができる、二次質量体、スプリング及び粘性ダンパを含むことができる。例えば、二次質量体及び粘性ダンパ（流体として具現化することができる）は、調和励振（すなわち、例えば昇水管ブレース組立体４０のような原子炉構成部品に転化される、原子炉運転中に発生する振動事象）時における昇水管ブレース組立体４０の振動振幅を減少させるような方法で相互作用することができる。以下で分かるように、装置６０は、燃料交換停止時に例えば昇水管ブレース組立体４０のような原子炉構成部品に対して取付けることができ、また原子炉プラントの運転寿命の全期間にわたって所定の位置に配置したままにすることができる。
【００１７】
１つの態様では、装置６０は、一般的に原子炉運転中に原子炉冷却材中に沈められた構成部品と接続係合状態になるようにすることができる。従って、装置６０は、ＲＰＶ２０内で、剪断変形により減衰機能をもたらすことができる粘性流体として原子炉冷却材を利用することができる。装置６０は、シールなしとすることができ、すなわち、装置６０は、漏れを防止する如何なるシールも必要とせず、これにより設計を簡単にすることができる。装置６０は、原子炉構成部品に対する永久的な改造を必要とせずに、原子炉構成部品への装着及び該原子炉構成部品からの取外しが可能である。
【００１８】
装置６０は、公知のダイナミック質量体ダンパの原理により設計することができる。二次質量体に加えて原子炉冷却材を使用して、装置６０の内部に含まれる流体の剪断変形によって生じる粘性振動減衰をもたらすことができる。装置６０は、原子炉冷却材内に沈められかつ粘性流体として原子炉冷却材を使用するので、流体漏れの問題は起こらなくなる。従って、装置６０からの減衰流体の移動を防止し、或いは原子炉冷却材の装置６０内への移動を防止するようにするためのシールに関連する考慮事項を排除することによって、システム設計を簡易化することができる。
【００１９】
以下に示すように、昇水管ブレース組立体４０に二次質量体及びスプリングを付加することにより、昇水管ブレース組立体４０の振動特性を変更することができる。従って、変更した振動特性は、昇水管ブレース組立体４０の固有周波数とは異なる形態の固有周波数を示すことになる。従って、設計者は、質量体、スプリング及び／又はエンクロージャの寸法の１つ又はそれ以上を変更して、装置６０と共に構成した原子炉構成部品の周波数応答を制御することができる。
【００２０】
次ぎに、図３を参照すると、装置６０は、上部プレート５１及び支持プレート５２を備えた支持機構を含むことができる。上部プレート５１及び支持プレート５２は、図に示した例えば昇水管ブレース上部リーフ４１のような原子炉構成部品表面を間に挟むことができる。上部プレート５１及び支持プレート５２は、下部プレート５２内に螺合する複数のクランプボルト５３によって、例えば昇水管ブレースリーフ４１のような構成部品上に固定クランプされる。
【００２１】
上部プレート５１は、クランプボルト５３を受ける孔５４を含む。上部プレート５１は、例えばボルト６２によって装置６０に対してさらに締結される。図示するように、クランプ装置５０が昇水管ブレース組立体４０に締結されると、昇水管ブレース組立体４０と接触する上部プレート５１の側面と反対側の上部プレート５１の側面上に減衰装置６０が配置される。しかしながら、装置６０は、昇水管ブレース組立体４０以外の位置に及び昇水管４０に沿った他の位置に取付けることができるので、今述べたものは単なる例示的な係合位置にしかすぎない。
【００２２】
クランプボルト５３は、その末端部に雄ねじを含むことができる。クランプボルト５３は、例えば六角形ソケット２５３と噛み合う工具を使用することなどによって支持プレート５２内に緊密に嵌合させることができ、該六角形ソケット２５３は、例えば各クランプボルト５３の基端部内に機械加工することができる。支持プレート５２は、２つのクランプボルト５３を受けるように設計されたねじ付き孔１０２を含むことができる。さらに、ねじ付き孔１０２の直径は、組立時に支持プレートに対してクランプボルト５３の末端部をねじ込むのを可能にするのに充分な大きさとすることができる。
【００２３】
装置６０は、外側カバー３１０、内側カバー３２０、減衰要素６９（二次質量体と呼ばれることもある）、スプリング要素７２、粘性流体（すなわち、粘性ダンパ又は粘性振動減衰媒体）を含む流体エンクロージャ３４０並びに関連する機械式締結具及び保持装置を含むことができる。外側カバー３１０は、該外側カバー３１０の内側リップ部上に内側カバー３２０のねじ付き部分（明確には図示せず）と係合するねじ付き部分（明確には図示せず）を備えたカップの形状に構成することができる。外側カバー３１０の内側中央部分は、ドエル７４の第１の端部とスプリング７２の１つの少なくとも一端部を受けるための円形溝７８とを含むことができる。
【００２４】
内側カバー３２０は、該内側カバー３２０が外側カバー３１０よりも小さい直径のものにすることができることを除いて、外側カバー３１０と本質的に同一とすることができる。さらに、内側カバーは、該内側カバー３２０の外側リップ部（明確には図示せず）上にねじ付き部分を含むことができる。内側カバー３２０の内側中央部分もまた、ドエル７４の第２の端部とスプリング７２の少なくとも一端部を受けるための円形溝７９とを含むことができる。外側カバー３１０及び内側カバー３２０は、大きな間隙がない状態でその一方が他方の内部に嵌合しさえすれば任意の所望の形状に構成することができる。
【００２５】
原子炉構成部品（例えば、クランプ装置５０を備えた昇水管ブレース組立体４０など）は、例えば原子炉冷却材（一次冷却材としても知られる）のような粘性流体内に沈めることができる。上述のように、外側カバー３１０と内側カバー３２０との間の結合部は、原子炉冷却材が流入及び流出しないようにシールする必要がない。
【００２６】
減衰要素６９（二次質量体とも呼ばれる）は、その両側面の中心に配置した円形溝７６と減衰要素６９の中心に位置する穴とを備えたディスク形装置とすることができる。減衰要素６９は、例えば図３に示すように、減衰要素６９の上方及び下方の流体間に小さなギャップが存在するような形状とすることができる。減衰は、流体が減衰要素６９の上方及び下方の流体領域間で移動するときに得られる。
【００２７】
スプリング７２は、コイルスプリングとして具現化することができ、及び／又は、例えば外側カバー３１０又は内側カバー３２０の表面に取付けられた片持ちビーム又は他の弾性装置によってもたらされるスプリング力を含むことができる。スプリング７２は、ドエル７４がスプリング７２の各々を貫通した状態で、スプリング７２の各々の一端部が減衰要素６９の両側面上の円形溝内に固定されるように配置することができる。スプリング７２の１つの一端部は、外側カバー３１０の円形溝７８内に固定される。第２のスプリング７２の一端部は、内側カバー３２０の円形溝７６内に固定される。ドエル７４は、該ドエル７４の一端部が外側カバー３１０の円形溝７８内に固定されかつドエル７４の他端部が内側カバー３２０の円形溝７９内に固定されるように、減衰要素６９の穴７７内に嵌合しかつスプリング７２を貫通する。スプリング７２は、異なるスプリング定数になるように調整し、これにより、次に装置６０を有するクランプ装置５０が吸収することができる振動周波数の範囲に影響を与えることができる。
【００２８】
粘性流体は、例えば外側カバー３１０と内側カバー３２０との係合によって形成することができる流体エンクロージャ３４０の内部に存在する。粘性流体は、減衰要素６９と相互作用してクランプ装置５０を介して、例えば昇水管ブレース組立体４０のような原子炉構成部品に対して減衰機能を与えるのを助けることができる。エンクロージャ３４０内の粘性流体及び減衰要素６９は、ＲＰＶ又は昇水管３８を通して昇水管ブレース組立体４０に伝えられるような運転中の原子炉によって発生する振動を吸収する働きをする。粘性流体は、振動事象（この現象においては、昇水管ブレース組立体４０に対して転化される励振周波数が発生する）時に変形して減衰要素６９が受けた振動を減衰させる働きをすることができる。外側カバー３１０、内側カバー３２０、減衰要素６９、スプリング７２及びドエル７４は、整列状態に留まろうとする自然の性向を有し、従って昇水管ブレース組立体４０のような構成部品に振動を引き起こす原子炉運転中に、適切にその組合せ状態を維持することができる。
【００２９】
減衰要素６９は、スプリング７２の端部を受ける両側面上の円形溝７６とドエル７４を受ける円形貫通穴１７０とを含むことができる。減衰要素６９の大きさを必要に応じて変更して、それに対して装置６０が取付けられる例示的な昇水管ブレース組立体４０のような原子炉構成部品の所望の振動周波数特性を得ることができる。円形溝内に（減衰要素６９の両側面で）スプリング７２を嵌込むことにより、昇水管ブレース組立体４０に固有のものと言える流動誘起振動環境においてスプリング７２が抜け出るのを防止することができる。ドエル７４はさらに、スプリング７２及び減衰要素６９を所定の位置に保持するのを助けることができる。
【００３０】
減衰要素６９は、エンクロージャ３４０内部の粘性流体内で浮動することができるが、回転するのを防止され、従って、スプリング７２と共同して減衰要素６９と内側カバー３２０／外側カバー３１０と間の相対的距離を制御するように動作することができる。減衰要素６９は、ドエルピン８４によって捕捉位置に保持され、該ドエルピンはさらに、過大寸法の貫通穴を貫通して減衰要素６９が浮動するのを可能にするが、スプリング７２とは膠着しないよにすることができる。
【００３１】
従って、例えば図３に示した昇水管ブレース組立体４０のような原子炉構成部品の構造体に対して振動軽減装置６０を付加することによって、動的応力の大きな低下を達成することができる。粘性振動減衰機能は、装置６０の形状寸法と装置６０の流体エンクロージャ３４０内に含まれる流体の剪断変形とによって得ることができる。粘性振動減衰機能は、原子炉冷却材それ自体によって得ることができるので、装置６０からの漏れは、原子炉運転にとって悪影響を与えることはない。
【００３２】
図４は、本発明の例示的な実施形態による振動軽減装置６０の例示的な図である。図４は、昇水管ブレース組立体４０のリーフ４１及び４２間に取付けられた振動軽減装置６０を示す、昇水管ブレース組立体４０の一部分の平面図である。図４では、明確にするために、装置６０の一部の構成部品のみを示す。外側カバー３１０の上面は、昇水管ブレース上部リーフ４１の下面に対して押し当てられ、それによって減衰装置６０を昇水管ブレースリーブ４１及び４２間に挟むことができる。装置６０は、図４に示すように、減衰要素６９、流体エンクロージャ３４０及びスプリング７２が昇水管ブレースリーフ４１及び４２間に固定され、従ってリーフ４１及び４２間の空間を埋めるように調整可能でありかつ取付けることができる。
【００３３】
図５は、元の固有周波数と本発明の例示的な実施形態によって導入した減衰固有周波数とを比較するためのグラフである。このグラフは、周波数応答の大きさ（振幅）の関数として無次元周波数を示し、この周波数応答は、振動軽減装置６０を備えた状態及び備えない状態での原子炉の振動周波数応答を表す。
【００３４】
図５に示すように、元の固有周波数５００（実線で示した）は、ｙ軸上の「１」で表した周波数において目盛付きｘ軸の最高値に達したピークを有する。これと対照的に、原子炉構成部品に振動軽減装置６０を適用することによって導入された２つの減衰固有周波数５１０及び５２０のピーク（点線参照）は、構成部品（昇水管ブレース組立体４０）の振動の元の固有周波数以上及び以下の両方の周波数において発生し、かつさらに元の固有周波数５００の振幅と比較して小さい振幅で発生することになる。従って、元の固有周波数５００の振幅は、ダイナミック質量体ダンパ（すなわち、装置６０）を付加することによって減少し、かつ２つの新たな減衰固有周波数５１０及び５２０は、元の固有周波数５００よりも小さい振幅を有し、従って、それに対して振動軽減装置６０を取付けた構成部品の場合、周波数応答の最大振幅が減少した。
【００３５】
本発明の例示的な実施形態は、幾つかの利点をもたらすことができる。装置６０は、それに対して該装置６０を結合した原子炉構成部品の振動振幅を減少させることができる。装置６０は、粘性振動減衰媒体として原子炉冷却材を利用することができ、また燃料交換停止の間に取付けて原子炉寿命の残りの間に取付けた状態のままにしておくことができる。装置６０は、原子炉冷却材内に沈められるので漏れの問題は全く考える必要はない。さらに、原子炉冷却材水の化学的性質によって、装置６０が影響を受けることはない。
【００３６】
さらに、装置６０は、原子炉環境に適合し得る、例えばステンレス鋼及び／又はステンレス鋼合金のような材料で形成することができる。例えば、ステンレス鋼は、運転中の原子炉環境に曝されたときに大きな劣化が生じるこがなく、また原子炉水の化学的性質を損なうことはない。従って、装置６０を利用する原子炉は、そうでなければ、改造を加えていない状態における原子炉構成部品（すなわち、装置６０を利用していないか又は装置６０が構成されていない原子炉構成部品）の疲労破損を引き起こす可能性があった炉心流で運転することができる。
【００３７】
以上、本発明の例示的な実施形態を説明しているが、本発明の実施形態は多くの方法で変更することができることは明らかであろう。このような変更は、本発明の例示的な実施形態の技術思想及び技術的範囲から逸脱したものとみなすべきものではなく、また特許請求の範囲に記載した参照符号は、本発明の技術的範囲を狭めるためものではなく、それらを容易に理解することを意図したものである。
【図面の簡単な説明】
【００３８】
【図１】沸騰水型原子炉の従来型の原子炉圧力容器の一部を切り取った概略部分断面図。
【図２】従来型の昇水管ブレース組立体の詳細図。
【図３】本発明の例示的な実施形態による振動軽減装置の例示的な等角投影図。
【図４】本発明の例示的な実施形態によるクランプ装置の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内部での別の結合を示す例示的な図。
【図５】元の固有周波数と本発明の例示的な実施形態によって導入された減衰固有周波数とを比較するためのグラフ。
【符号の説明】
【００３９】
４１ 昇水管ブレース上部リーフ
４２ 昇水管ブレース下部リーフ
５１ 上部プレート
５２ 支持プレート
５３ クランプボルト
６０ 振動軽減装置
６２ ボルト
６９ 減衰要素
７２ スプリング要素
７４ ドエル
７６ 減衰要素の円形溝
７８ 外側カバーの円形溝
７９ 内側カバーの円形溝
１７０ 円形貫通孔
３１０ 外側カバー
３２０ 内側カバー
３４０ 流体エンクロージャ