(57)【要約】【課題】原子力圧力容器の支持構造部に発生する応力を有効に低減できる支持構造を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋のペデスタルに支持する原子炉圧力容器の支持構造において、支持構造は、胴体部の外周に設けられた突設サポート部７と、突設サポート部７とペデスタルとの間に介在された中間支持部材を有し、中間支持部材は、ペデスタルに固定支持された台座１２と、台座１２に連係し且つ突設サポート部７を載置して突設サポート部７の変位に追従する追従サポート部１１，８と、からなり、追従サポート部１１は、台座１２に対して胴体部の略半径方向に回動可能であり胴体部の略半径方向への熱膨張又は熱収縮を吸収する。２つの台座１２の上部に隙間をもってロッド１０を掛け渡して係合させ、ロッド１０に追従サポート部１１，８を係合させて吊り下げ支持させる。【選択図】図３
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋の基礎部に設けられたペデスタルに支持する原子炉圧力容器の支持構造において、
前記支持構造は、前記胴体部の外周に設けられた突設サポート部と、前記突設サポート部と前記ペデスタルとの間に介在された中間支持部材と、を有し、
前記中間支持部材は、前記胴体部の半径方向への膨張又は収縮移動に伴って回動する回動機構を有する
ことを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【請求項２】
請求項１において、
前記中間支持部材の回動機構は、前記突設サポート部をロッドで回動支持するロッド支持構造であることを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【請求項３】
原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋の基礎部に設けられたペデスタルに支持する原子炉圧力容器の支持構造において、
前記支持構造は、前記胴体部の外周に設けられた突設サポート部と、前記突設サポート部と前記ペデスタルとの間に介在された中間支持部材を有し、
前記中間支持部材は、前記ペデスタルに固定支持された台座と、前記台座に連係し且つ前記突設サポート部を載置して前記突設サポート部の変位に追従する追従サポート部と、からなり、
前記追従サポート部は、前記台座に対して前記胴体部の略半径方向に回動可能であり前記胴体部の略半径方向への熱膨張又は熱収縮を吸収する
ことを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【請求項４】
請求項３において、
２つの台座の上部に隙間をもってロッドを掛け渡して係合させ、前記ロッドに前記追従サポート部を係合させて吊り下げ支持させることを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【請求項５】
請求項４において、
前記ロッドの下面と前記突設サポート部の上面との間に隙間を設け、前記原子炉圧力容器の上方向への移動時に、前記隙間の距離の移動分を許容することを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【請求項６】
請求項４または５において、
前記突設サポート部は、その側面と前記追従サポート部の側面との間に第１の隙間をもって配置され、さらに、前記台座の側面との間に第２の隙間をもって配置され、
前記原子炉圧力容器の水平方向への移動時に、前記第１の隙間と第２の隙間の合計距離の移動分を超える移動を阻止する
ことを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【請求項７】
請求項３または４において、
前記突設サポート部は、その下面が前記追従サポート部に対して凹凸形状で係合して載置されることを特徴とする原子炉圧力容器の支持構造。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、高温高圧で運転される原子炉圧力容器の支持構造に係り、特に圧力容器の起動時、停止時、運転時及び地震時などに発生する応力を低減するのに好適な原子炉圧力容器の支持構造に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ）は近年、安全性、経済性の向上等を目的として数々の高度な技術改良が行われており、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Ａｄｖａｎｃｅｄ  Ｂｏｉｌｉｎｇ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ）として安全に運用されている。先ず、改良型沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器（ＲＰＶ：Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｐｒｅｓｓｕｒｅ  Ｖｅｓｓｅｌ）の配置状態を図１０に示す。図１０は、従来の原子力発電所の主要部を示す縦断面図である。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）４は、原子炉建屋１内に格納されている。原子炉建屋１の内側に円筒状をした原子炉遮蔽壁２が設置され、原子炉遮蔽壁２の内壁に円環状突部からなるぺデスタル３が設けられ、ぺデスタル３上に支持装置５を介してＲＰＶ４が支持されている。
【０００３】
ＲＰＶ４の上部にベイスンシールスカート６７と称されるシール部材やスタビライザ６５が設置されている。スタビライザ６５は、地震時にＲＰＶ４に発生するＲＰＶ４の水平方向の荷重を支持する機能を有している。
【０００４】
従来技術における支持装置５の構成例を図１０〜図１８に示す。図１１は原子炉圧力容器ＲＰＶ４の支持構造を示す縦断面図であり、図１２は図１１に示すＡ部の詳細図である。図１１に示すようにＲＰＶ４は、主として円筒胴６と、円筒胴６の上部に設けられたフランジ付の上鏡板部１００と、円筒胴６の下部に設けられた下鏡板部１０１とから構成されている。円筒胴６は製作性等の観点から、上部円筒胴４３と下部円筒胴４０とを円周方向の溶接部４７（図１２参照）により接続したものである。
【０００５】
図１２に示すように、下部円筒胴４０の外周部にスカート４１が設けられて外形が切頭円錐（円錐台）状をしており、スカートフランジ４２及びベースプレート５０を介して前記ぺデスタル３上に配置されている。スカートフランジ４２及びベースプレート５０にはぺデスタル３に埋め込まれた基礎ボルト５１が貫通して、ナット５３とワッシャー５２で締め付け固定されている。
【０００６】
スカート４１は、下部円筒胴４０の外周に突出させて切り出し等で形成した突起部４９に溶接部４８で接続され、突起部４９を含む逆Ｙ字断面形状の下部円筒胴４０を形成している。下部円筒胴４０の上端は溶接部４７で上部円筒胴４３の下端に接続され、下部円筒胴４０の下端は溶接部４６で下鏡板部１０１の上部に形成された円筒胴４５に接続されている。
【０００７】
図１２に示すように、ＲＰＶ４を高温高圧で運転する場合、円筒胴４３，４０，４５は破線で示すように熱膨張により半径方向に膨れる。この場合、スカート４１はスカートフランジ４２が基礎ボルト５１によりぺデスタル３に固定されており、しかもスカートフランジ４２と円筒胴４３，４０，４５との温度差が大きいことから（例えば、スカートフランジ４２で５０℃、円筒胴４０で２９０℃となり、温度差は２４０℃）、スカートフランジ４２を拘束点として変形し、スカート４１と円筒胴４０との溶接部４８、及びスカート４１とスカートフランジ４２との接続部に大きな曲げ応力が生じる。
【０００８】
この曲げ応力を許容値以下とするためには、スカート４１の長さＬを長くする必要がある。また地震時の上下方向の荷重によりスカート４１が座屈することを防止するために、スカート４１の厚さＴを厚くすることで、機械的強度を確保する必要があった。このようなことからぺデスタル３の径Ｄ（図１１参照）を大きくし、かつＲＰＶ４を収納している原子炉遮蔽壁２の内径Ｗ（図１１参照）を大きくする必要があった。
【０００９】
図１３及び図１４は、原子炉圧力容器の支持装置における従来技術を例示する特許文献１に記載されている支持装置５を説明するための図であり、図１３は図１０に示すＢ部の詳細図であり、図１４は図１３に示すＣ−Ｃ線の断面視図である。図面において、円筒胴６の外周にリング５６を一体に設け、リング５６の外周に凹凸の係合部５７を周方向に所定の間隔をおいて多数設ける。一方、ＲＰＶ４を支持するぺデスタル３上に、この係合部５７と嵌合する嵌合部５８を周方向に所定の間隔をおいて多数設ける。各嵌合部５８は、ボルト６０でぺデスタル３上に固定されている。
【００１０】
図１３に示すように係合部５７に対応するリング５６とぺデスタル３との間にスライドプレート６４を設け、係合部５７はＲＰＶ４の半径方向に沿ってスライド可能になっている。嵌合部５８とその中央部に嵌合された係合部５７とでリング押さえ部材５９が構成され（図１３参照）、地震によるＲＰＶ４の上向きの荷重を抑止する構造になっている。
【００１１】
しかし、ＲＰＶ４を高温高圧で運転する場合、熱膨張により円筒胴６は半径方向に膨れるから、リング５６とスライドプレート６４の間でスライド現象が発生する。ＲＰＶ４内には内部構造物や燃料等が収納され、それらの質量を加えたＲＰＶ４全体の質量は非常に重く、リング５６とスライドプレート６４に大きな面圧が生じる。また、リング５６には円周方向に変形が生じることから、スライドプレート６４のＲＰＶ４面内には均一の面圧ではなく局所的に過大な面圧が作用する。このためＲＰＶ４の起動時及び停止時において常にスライドが発生し、この現象に伴い局所的に磨耗するという課題がある。
【００１２】
さらに、上記の特許文献１に記載されている別の支持装置５を図１５び図１６を用いて説明する。図１５は図１０に示すＢ部の詳細図であり、図１６図は図１５に示すＤ−Ｄ線の断面視図である。図面において、円筒胴６の外周にリング６1を設け、リング６１の外周に凸部６２を周方向に所定の間隔をおいて多数設ける。一方、ぺデスタル３上に支持スカート６３を固定し、支持スカート６３の上部にはこの凸部６２が嵌合する凹部５５がそれぞれ設けられ、図１３に示すように凹部５５の下方内側には内フランジ６０が形成されている。凸部６２を凹部５５に嵌合して、内フランジ６０上に載置することにより、リング６1と支持スカート６３を介してＲＰＶ４をぺデスタル３で支持することができる。
【００１３】
図１５に示すように支持スカート６３の上端にリング押さえ部材６４が取り付けられ、リング押さえ部材６４と内フランジ６０により凸部６２が挟まれて、地震時のＲＰＶ４の上向きの荷重を押さえている。この構造においてもＲＰＶ４の起動時及び停止時にリング６1と内フランジ６０との間でスライドが生じ、接触部での磨耗が課題となる。
【００１４】
図１７と図１８は、原子炉圧力容器の支持装置における従来技術を例示する特許文献２に記載されている支持装置５を説明するための図であり、図１８は図１７に示すＥ−Ｅ線の側面視図である。この支持装置は、スカートタイプの支持構造に替えてラグタイプの支持構造になっている。
【００１５】
図１７と図１８において、円筒胴６の外周には、所定の間隔をおいて多数の凸部サポート７が突設されている。一方、原子炉遮蔽壁２のこの凸部サポート７側の下方に向けて延設されたぺデスタル３２上にサポート２６，２７，２８が設けられている。サポート２６，２７は一体構造になっており、図１８に示すようにサポート２７の両端部はサポート２８に嵌合して、サポート２８はボルト３３とナット３５でぺデスタル３２上に固定されて、サポート２７とぺデスタル３２の間はスライド可能な構造になっている。凸部サポート７と最上部のサポート２６は、ボルト３３とナット３５で連結されている。この支持構造においてもＲＰＶ４の起動時及び停止時にサポート２７とぺデスタル３２との間でスライドが生じ、接触部での磨耗が課題となる。
【特許文献１】実願昭６３−５６８４０号（実開平１−１６０３９６号公報）                  のマイクロフィルム
【特許文献２】米国特許第５，９３０，３２０号明細書
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１６】
しかしながら、上記の特許文献１に示すような従来技術におけるスカートタイプの支持構造は、運転時、起動時、停止時及び地震時などにスカートに発生する応力が大きく、それに対応するためにスカートを長くする必要があり、ぺデスタルの径が大きくなり、さらに原子炉圧力容器を収納している原子炉遮蔽壁の内径が大きくなるという課題がある。また、スカートと円筒胴との溶接部を運転開始後の検査で点検する際（ＵＴ等）、作業時間が長くかかり、検査員の被曝線量が多くなるという課題が生じる。
【００１７】
さらに、上記の特許文献２に示すような、スカートタイプ以外の支持構造（ブラケット構造）は、原子炉圧力容器の運転時、停止時に熱膨張、熱収縮が生じ、構成部品同士の摺動で摩擦が発生し、その摩擦力で構成部品に過大な応力が発生する恐れがあり、構造強度の健全性が低下する。
【００１８】
本発明の目的は、原子炉遮蔽壁の内径を小さく、且つ、支持構造部に発生する応力を有効に低減できる原子炉圧力容器の支持構造を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１９】
前記課題を解決するために、本発明は主として次のような構成を採用する。  
原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋の基礎部に設けられたペデスタルに支持する原子炉圧力容器の支持構造において、前記支持構造は、前記胴体部の外周に設けられた突設サポート部と、前記突設サポート部と前記ペデスタルとの間に介在された中間支持部材と、を有し、前記中間支持部材は、前記胴体部の半径方向への膨張又は収縮移動に伴って回動する回動機構を有する構成とする。さらに、前記原子炉圧力容器の支持構造において、前記中間支持部材の回動機構は、前記突設サポート部をロッドで回動支持するロッド支持構造である構成とする。
【００２０】
また、原子炉圧力容器の胴体部を原子炉建屋の基礎部に設けられたペデスタルに支持する原子炉圧力容器の支持構造において、前記支持構造は、前記胴体部の外周に設けられた突設サポート部と、前記突設サポート部と前記ペデスタルとの間に介在された中間支持部材を有し、前記中間支持部材は、前記ペデスタルに固定支持された台座と、前記台座に連係し且つ前記突設サポート部を載置して前記突設サポート部の変位に追従する追従サポート部と、からなり、前記追従サポート部は、前記台座に対して前記胴体部の略半径方向に回動可能であり前記胴体部の略半径方向への熱膨張又は熱収縮を吸収する構成とする。さらに、前記原子炉圧力容器の支持構造において、２つの台座の上部に隙間をもってロッドを掛け渡して係合させ、前記ロッドに前記追従サポート部を係合させて吊り下げ支持させる構成とする。
【発明の効果】
【００２１】
本発明によれば、原子炉圧力容器の支持構造が原子炉圧力容器の半径方向の熱膨張、収縮を吸収できる回動構造であるから、熱膨張、収縮に起因した応力は発生せず、支持構造材の強度健全性の向上が図れ、装置の安全性及び信頼性に繋がる。
【００２２】
また、原子炉圧力容器の支持構造が上方向への移動又は水平方向への移動を一定量以下に抑えることから、地震時の原子炉圧力容器の移動を効果的に防止できる。また、従来のスカートタイプの支持構造に代えて、ブラケットタイプの支持構造となることから、原子炉圧力容器の運転・保守管理における溶接部の検査が不要となり、保守管理の経済性の向上が図れる。
【００２３】
さらに、原子炉圧力容器の支持構造が小型化できるから、ぺデスタルの径を小さくでき、これに伴い原子炉圧力容器を収納しているコンクリート製原子炉遮蔽壁の内径も小さくなり、建設コストの低減を図ることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２４】
本発明の実施形態に係る原子炉圧力容器の支持構造について、図１〜図７を参照しながら以下詳細に説明する。図１は本発明の実施形態に係る改良型沸騰水型原子炉内における原子炉圧力容器の配置状態を示す図である。図２は本実施形態に関する図１に示すＦ部の断面詳細図である。図３は本実施形態に関する図２に示すＧ−Ｇ線からみた側断面図である。図４は本実施形態に関する図２に示すＨ−Ｈ線からみた平面図である。図５は本実施形態に関する図４に示すＫ−Ｋ線からみた側断面図である。図６は本実施形態に関する図２に示すＪ−Ｊ線からみた平面図である。
【００２５】
また、図７は本実施形態に係る支持構造の見取図である。図８は本実施形態に係る支持構造における追従サポート部材の作動態様を説明する図である。図９は本実施形態に係る支持構造における他の構成例を示す図である。
【００２６】
図１に示すように、本実施形態に関する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）４は、その円筒胴６の下部に支持構造５を介してぺデスタル３上に立設され、図示しない配管類を介して高温高圧の流体を内蔵及び流通する。本実施形態の特徴は、原子炉圧力容器４とペデスタル３とを連係させる原子炉圧力容器の支持構造が、原子力圧力容器の運転時、停止時に生じる熱膨張、熱収縮に因る支持構造への過大な熱応力が生じないようにする工夫を凝らしたものである。
【００２７】
図２に示すように（図７に示す見取図を参照して）、本実施形態に係る支持構造５は、原子炉圧力容器４の円筒胴６の下部外周に突設した凸部サポート７と、この凸部サポート７を介して円筒胴６の荷重を支持すると共に円筒胴６の径方向の熱膨張、収縮を回動により追従（吸収）する追従サポート部材１１及びサポート部材８と、追従サポート部材１１及びサポート部材８を回動可能に支持するロッド１０と、ロッド１０を支持する台座１２及び台座ベース１５と、台座ベース１５をペデスタル３に固定するボルト２０及びナット２１と、から構成される。すなわち、本実施形態の支持構造は、その機能において概略的に云えば、円筒胴６の外周に設けられた凸部サポート７と、この凸部サポート７とペデスタル３との間に介在された中間支持部材を備え、この中間支持部材が、円筒胴６の半径方向への膨張又は収縮移動に伴って回動する回動機構を有するものである。追従サポート部材１１はサポート８と連結されて、ロッド１０を介して台座１２と連係されている。追従サポート部材１１は凸部サポート７（原子炉圧力容器４の円筒胴６に突設されたもの）の周方向に等間隔に配置されている。
【００２８】
図２と図３に示すように、原子炉遮蔽壁２のぺデスタル３上に台座ベース１５が載置され、台座ベース１５の上部に台座１２が接続され、台座ベース１５はボルト２０とナット２１でぺデスタル３に固定されている。図３に示すように、図示する左右の台座１２と台座１２の間にサポート部材８と追従サポート部材１１（両部材８，１１は一体構造でも別体構造でもよい）を設けて、追従サポート部材１１の上面１１Ａに凸部サポート７の下面７Ａを接触できる構造としている。また、台座１２とサポート部材８の間にはギャップ１２Ａを確保して、サポート部材８の設置容易とすることや、原子炉圧力容器４の運転時における円筒胴６の径方向の熱膨張、収縮を回動により追従（吸収）できる構造としている。
【００２９】
すなわち、円筒胴６は凸部サポート部材７と一体構造であり、追従サポート部材１１とサポート部材８は円筒胴６と一体的に移動可能であり（面１１Ａと面７Ａとの接触を通して）、円筒胴６の熱膨張・収縮によって、サポート部材８は台座１２との隙間１２Ａを介して後述するロッド１０を中心にして回動し、円筒胴６の径方向の熱膨張、収縮を追従（吸収）しているのである。
【００３０】
台座１２及びサポート部材８にはロッド１０の直径より大きい開口１０Ａ及び開口１０Ｂを設けて、ロッド１０をそれぞれの開口１０Ａ，１０Ｂに貫通させる。ロッド１０の両端部にはそれぞれ突起１３、ストッパー１４を設けて、ロッド１０が開口１０Ａ，１０Ｂから脱落させない構造としている。
【００３１】
凸部サポート７の上面７Ｂとロッド１０の下面１０Ｃにはギャップ７Ｃを設け、原子炉圧力容器４からの熱伝導によって生じる凸部サポート７の鉛直方向の熱膨張量とサポート部材８、台座１２、サポート部材１１及びロッド１０との熱膨張を吸収できるように配慮している。
【００３２】
図１〜図８に示すように、原子炉圧力容器４の全質量は凸部サポート７に伝達され、さらに凸部サポート７の下面７Ａと追従サポート部材１１の上面１１Ａとの接触によりサポート部材８に伝達される。そして、サポート部材８の開口１０Ｂとロッド１０が接触して、ロッド１０に質量が伝達される。
【００３３】
そして、ロッド１０に伝達された原子炉圧力容器４の全質量は、台座１２の開口１０Ａとロッド１０の下面で構成される支圧面９に伝達され、さらに台座１２に伝達されて台座ベース１５で支持される。さらに、台座ベース１５はボルト２０とナット２１でぺデスタル３に固定され、原子炉圧力容器４の全質量が完全支持される。以上説明したように、原子炉圧力容器４の据付状態及び停止状態における原子炉圧力容器４の全質量が支持された状態となる。
【００３４】
次に、原子炉圧力容器４の起動から運転次いで停止に至る状態について説明する。図８に示すように、原子炉圧力容器４が起動から運転状態への過程では高温状態となることから、一点破線で示す状態となる。すなわち、原子炉圧力容器４は熱膨張で半径方向に変形する。追従サポート部材１１の上面１１Ａ（図３参照）に凸部サポート７の下面７Ａが接触しており、当該面での接触のずれの発生はなく、サポート部材８と台座１２がロッド１０で連結されていることから、当該部材（８，１２と１０）間で回転機構が可能であり、熱膨張量１９がこの回転機構により吸収される。すなわち、当該面での接触によって生じる摩擦力Ｆが回転角度２０で生じるサポート部材８と追従サポート部材１１の質量による抵抗力ｆよりも遥かに大きいことから、熱膨張量１９がこの回転角度２０によって吸収できるものである。
【００３５】
次に、図３において、運転状態中に地震によって原子炉圧力容器４が水平方向及び鉛直方向に移動することによって、水平方向の地震荷重ＱＨ及び鉛直方向の地震荷重ＱＶが発生する場合の状態を述べる。鉛直方向の地震荷重ＱＶの場合、下向き方向に対しては、原子炉圧力容器４が停止状態と同様に追従サポート部材１１で地震荷重を支持される。
【００３６】
一方、上向き方向の地震荷重に対しては、凸部サポート７の上面７Ｂとロッド１０の下面１０Ｃとのギャップ７Ｃ、及びロッド１０と台座１２の開口１０Ａとのギャップ１２Ｂの範囲分の量は原子炉圧力容器４が上方向に移動できるが、これ以上の量の移動は阻止される。すなわち、凸部サポート７の上面７Ｂとロッド１０の下面１０Ｃが接触して、ロッド１０で凸部サポート７が阻止される。そして、ロッド１０に伝達された上向き荷重は、台座１２に伝達され、さらに台座ベース１５に伝わり、最終的には台座ベース１５に設けているボルト２０、ナット２１に伝達される。したがって、上向き方向の地震荷重に対して原子炉圧力容器４の移動が阻止できる構造となっている。
【００３７】
また、図３において、水平方向の地震荷重ＱＨに対する機能を述べる。水平方向の地震荷重ＱＨが左方向に作用した場合には、ギャップ８Ａとギャップ１２Ａの範囲分の量は原子炉圧力容器４が左方向に移動できるが、これ以上の量の移動は阻止される。すなわち、凸部サポート７の側面とサポート部材８の側面が接触して地震荷重が伝達され、さらに、サポート部材８の側面と台座１２の側面が接触して地震荷重が伝達される。伝達された地震荷重は台座ベース１５に伝わり、最終的には台座ベース１５に設けているボルト２０及びナット２１に伝達される。したがって、水平方向の地震荷重に対して原子炉圧力容器４の移動が阻止できる構造となっている。  
次に、本発明の実施形態に係る原子炉圧力容器支持構造の他の構成例について、図９を参照しながら説明する。図９によると、凸部サポート７の下面及び追従サポート１１の上面にそれぞれ凹部２３及び凸部２４を設けることで、これらの部品の現地での据付性の向上が図れることとなる（凹部と凸部はどちらに設けてもよい）。すなわち、これらの凹部２３と凸部２４を設けることで凹凸形状がガイドの機能を果たす役目となるからである。
【００３８】
以上説明したように、本発明の実施形態の主たる特徴は、胴体部に設けた凸部サポート７が原子炉圧力容器ＲＰＶ４の運転時に胴体部とともに半径方向に熱膨張するが、凸部サポートとぺデスタル側の間に設けた追従サポート部材１１とサポート部材８の回動による移動の確保が可能であり、ＲＰＶ４の半径方向の熱膨張、収縮が拘束されない状態となる。すなわち、半径方向の熱膨張、収縮を吸収できる回動構造であるから、熱膨張、収縮に起因した応力は発生せず、支持構造材の強度健全性の向上が図れ、装置の安全性及び信頼性に繋がる。また、支持部材の上方向への移動又は水平方向への移動を一定量以下に抑えることから、地震時のＲＰＶ４の移動を効果的に防止できる。
【図面の簡単な説明】
【００３９】
【図１】図１は本発明の実施形態に係る改良型沸騰水型原子炉内における原子炉圧力容器の配置状態を示す図である。
【図２】本実施形態に関する図１に示すＦ部の断面詳細図である。
【図３】本実施形態に関する図２に示すＧ−Ｇ線からみた側断面図である。
【図４】本実施形態に関する図２に示すＨ−Ｈ線からみた平面図である。
【図５】本実施形態に関する図４に示すＫ−Ｋ線からみた側断面図である。
【図６】本実施形態に関する図２に示すＪ−Ｊ線からみた平面図である。
【図７】本実施形態に係る支持構造の見取図である。
【図８】本実施形態に係る支持構造における追従サポート部材の作動態様を説明する図である。
【図９】本実施形態に係る支持構造における他の構成例を示す図である。
【図１０】従来技術に関する改良型沸騰水型原子炉内の原子炉圧力容器の配置状態を示す図である。
【図１１】従来技術に関する原子炉圧力容器の支持構造を示す縦断面図である。
【図１２】従来技術に関する図１１に示すＡ部の断面詳細図である。
【図１３】特許文献１に例示された従来技術に関する図１０に示すＢ部の断面詳細図である。
【図１４】特許文献１に例示された従来技術に関する図１３に示すＣ−Ｃ線からみた平面図である。
【図１５】特許文献１に例示された他の従来技術に関する図１０に示すＢ部の断面詳細図である。
【図１６】特許文献１に例示された他の従来技術に関する図１５に示すＤ−Ｄ線からみた平面図である。
【図１７】特許文献２に例示された従来技術に関する図１０に示すＢ部の断面詳細図である。
【図１８】特許文献２に例示された従来技術に関する図１７に示すＥ−Ｅ線からみた側断面図である。
【符号の説明】
【００４０】
１：原子炉建屋、２：原子炉遮蔽壁、３：ペデスタル、４：原子炉圧力容器、５：支持構造、６：円筒胴、７：凸部サポート、７Ａ：凸部サポート７の下面、７Ｂ：凸部サポート７の上面、７Ｃ：凸部サポート７の上面７Ｂとロッド１０の下面１０Ｃとのギャップ、８：サポート部材、８Ａ：サポート部材８と凸部サポート７とのギャップ、９：支圧面、１０：ロッド、１０Ａ：開口、１０Ｂ：開口、１０Ｃ：ロッド１０の下面、１１：追従サポート部材、１１Ａ：追従サポート１１の下面、１２：台座、１２Ａ：台座１２とサポート部材８とのギャップ、１３：突起、１４：ストッパ、１５：台座ベース、２０：ボルト、２１：ナット、１９：熱膨張量、２０：回動角度、２３：凹部、２４：凸部、
４０：下部円筒胴、４１：スカート、４２：スカートフランジ、４３：上部円筒胴、４５：円筒胴、４６：溶接部、４７：溶接部、４８：溶接部、４９：突起部、５０：ベースプレート、５１：基礎ボルト、５２：ワッシャー、５３：ナット、５４：突出部、５５：凹部、５６：リング、５７：係合部、５８：嵌合部、５９：リング押さえ部材、６０：内フランジ、６１：リング、６２：凸部、６３：支持スカート、６４：押さえ部材、６５：スタビライザ、６７：ベイスンシールスカート。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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