JPH03274492A

JPH03274492A - 原子炉圧力容器スタビライザ

Info

Publication number: JPH03274492A
Application number: JP2073456A
Authority: JP
Inventors: Masataka Nakajima; 中島　政隆
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1990-03-26
Filing date: 1990-03-26
Publication date: 1991-12-05

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。

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の目的〕（産業上の利用分野）本発明は原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器スタ
ビライザに関する。

（従来の技術）一般に原子炉圧力容器スタビライザは、原子炉圧力容器
と原子炉圧力容器の外周を覆う原子炉遮蔽壁との間に配
設されていて、原子炉圧力容器スタビライザにより地震
荷重を吸収して原子炉圧力容器を地震から保護するよう
にしている。

上記原子炉圧力容器スタビライザ１は、第６図および第
７図に示すように、原子炉圧力容器２に取り付けられる
スタビライザブラケット３と、原子炉遮蔽壁４の上端に
取り付けられるソールプレート５と、このソールプレー
ト５に設置されるスタビライザガセット６とから構成さ
れており、上記スタビライザガセット６のガセット側壁
゛１１７間にはスタビライザブラケット３を保持するた
めのヨーク８が配置されている。

上記ヨーク８にはガセット側壁７の開口を通してロッド
９が螺着されている。上記ロッド９の自由端とガセット
側壁７ｂとの間には複数の皿ばね１０およびスリーブ１
１が挿着され、ロッド９のねじ部に螺着されたナツト１
２により締め付は固定されている。

（発明が解決しようとする課題）上記形式の原子炉圧力容器スタビライザを原子炉圧力容
器と原子炉圧力容器の外周を覆う原子炉遮蔽壁との間に
配設した場合に、特に高岩盤サイトに原子力発電所を立
地する際には、原子炉圧力容器系と原子炉建屋２次の固
有振動数の周期が近接する傾向にあり、大地震発生時に
は、原子炉圧力容器系の地震応答が大きくなるために、
原子炉圧力容器を支持するペデスタル等の原子炉圧力容
器支持構造体の構造を強化したり、原子炉圧力容器に接
続される原子炉格納容器配管系の耐震サポートの容量、
数量を増加させることにより、原子炉圧力容器系の耐震
性を確保し、原子力発電所の安全性、信頼性を向上させ
ている。

上記原子炉圧力容器スタビライザについては、スタビラ
イザ部の剛性を変更し、原子炉圧力容器系と原子炉建屋
２次の固有振動数の周期を離した値とすることでにより
共振関係を緩和し、原子炉圧力容器系の地震応答を低減
させるように対処しているが、この方式では、耐荷重性
能、許容変位量等により、皿ばね部分のみの変更するに
とどまらず、スタビライザガセット、スタビライザブラ
ケットも含めたスタビライザ全体の物量増加につながり
、原子炉遮蔽壁本体、原子炉遮蔽壁上部における原子炉
圧力容器スタビライザ取り付は部、原子炉圧力容器２に
接続される配管系のサポート等のレイアウトに影響を与
え、適切な配置の制限になるとともに、上記構造物の設
計、製作を含めたコストアップになることがある。

本発明は上記事情を考慮してなされたもので、従来形の
原子炉圧力容器スタビライザの構造や全体寸法を大幅に
変更することなく、原子炉圧力容器系の地震応答を低減
させ、原子炉圧力容器系の耐震性を向上させるようにし
た原子炉圧力容器を提供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段）本発明の原子炉圧力容器スタビライザは、スタビライサ
ブラケットと、ソールプレートと、このソールプレート
に設置されるスタビライザガセットとを有し、スタビラ
イザガセットのガセット側壁間に設けたヨークに螺着さ
れるロッドに複数の皿ばねおよびスリーブを挿着すると
ともに、上記ロッドのガセット側壁とスリーブの間に金
属の弾塑性変形による振動エネルギ消散機構を装着して
構成される。

（作用）本発明の原子炉圧力容器スタビライザにおいては、地震
が発生し、地震入力を受けることによりガセット側壁と
スリーブの間の距離が変動した際に、振動エネルギ消散
機構の弾塑性変形で地震入力による振動エネルギを消散
させて、原子炉圧力容器系の地震応答を低減させること
で、原子炉圧力容器系の耐震性が向上する。

（実施例）以下本発明の一実施例を図面につき説明する。

なお第１図および第２図において第６図および第７図と
同一部材については同一符号を付す。

第１図において符号２０はこの発明の原子炉圧力容器ス
タビライザに備えられる振動エネルギ消散機構を構成す
る弾塑性変形金属円筒体であって、この金属円筒体２０
は第３図に示すようにスリーブ状の金属円筒部２１とこ
の金属円筒部２１の一端に連接された外周フランジ部２
２とから構成され、この金属円筒部２１の他端部には周
方向に間隔を置いて軸線方向に延びるスリット２３が形
成されている。このスリット２３の長さは、第４図に示
すように半径方向外側に折り曲げられて、フランジ部２
４を形成する程度の長さである。

金属円筒体２０を原子炉圧力容器スタビライザを構成す
るヨーク８に螺着されたロッド９に装着するには、金属
円筒体２０をフランジ部２２を先にしてロッド９に通し
、金属円筒部２１に所定枚数の皿ばね１０を装着し、つ
いて金属円筒部２１の他端部を半径方向外側に折り曲げ
て、フランジ部２４を形成し、このフランジ部２４に接
するようにスリーブ１１を配置してからナツト１２をロ
ッド９のねじ部に螺着することで行う。

第５図は皿ばねを単純な線形の軸ばね要素に、金属円筒
体の弾塑性変形挙動を完全弾塑性要素としてモデル化し
たときのスタビライザ部の荷重−変位特性を示すもので
ある。

第５図（ａ）は、従来形スタビライザ部の荷重−変位特
性を示し、この場合には荷重−変位履歴は引張側と圧縮
側が同じ線上をたどり、いわゆるエネルギ保存則が成り
立つために、特に顕著な振動エネルギの消散が起こらな
い。

第５図（ｂ）は、ばね要素の荷重−変位特性と弾塑性要
素の荷重−変位特性を重ね合わせた状態を示す。

第５図（ｃ）は、第５図（ｂ）のばね要素と弾塑性要素
を合成した状態を示す。第５図（Ｃ）によれば、１サイ
クルの振動中でハツチング部分の面積に相当する振動エ
ネルギが消散する。

金属円筒体２０の弾塑性変形による消散エネルギ量は以
下の計算式により求められる。

弾塑性金属円筒体の形状、材質を、例えば、ロ径り＝７
０ｍｍ、板厚ｔ＝２ｍｍ、長さ（＝２０Ｑｍｍ、材質（
軟鋼５Ｓ４１相当）、ヤング率Ｅ＝２、　１　ｘ　１０
’　ｋｇ／ｓ、降伏応力σ　＝２０ｋｇ／！一１最大変位δ＝２．８閾とすると、金属円筒体の降伏荷重Ｆは、Ｆ＝ａ　　・πＤｔ＝８．　８ｔｏｎ　　−（１）降伏
変位量δ　は、・・・・・・　（２）となる。

１サイクル分の振動エネルギの消散量Ｗは、第５図（ｂ
）に示す完全弾塑性要素の荷重−変位特性を示すループ
面積に相当することから、１サイクル分の振動エネルギ
の消散量Ｗは以下の計算式により求められる。

Ｗ＝φＦ・δ （８，８Ｘ　２）　Ｘ　＋２．　ｌｌ＋　（２，８−０
，２Ｘ　２）＝９１．５　ｔｏｎ−ｍ　　　　　　　　
　・・・・・・（３）また金属円筒体は圧縮変形を受け
ることになるため、圧縮を受けたときに、座屈変形が発
生する可能性があるので、座屈変形を前置した結果を下
記に示す。

座屈評価式ここに、Ｆ：圧縮荷重Ａ：円筒断面積ｆＣ：座屈応力である。

また、軸圧縮荷重に対する座屈応力をｆｃとすると、（５）となる。

ここに、 Φ　　（η）・・　（６）Ｅ：材料の縦弾性係数（ｋｇ／ｍｊ）ｔ・円筒の板厚（ｍｍ） η・Ｒ／ｌ η　１　　・　１２００／σ。

η２：８０００／σ。

η３：　９６０１１／σ。

である。

上式によると、本発明の構造では、η≦η１の範囲であ
り、座屈応力は降伏応力に等しく、弾性域内での座屈は
生じず、したがってエネルギの消散を起こさなければ、
除荷が生じることがないことが分かる。

しかして塑性座屈変形が生した場合には、第５図（ｂ）
に示す完全弾塑性要素の荷重−変位特性を修正する必要
があると考えられるが、スタビライザの一方の側の円筒
で圧縮（座屈）が生じても、他方の側の円筒は引張りを
受けるため、第５図（ｂ）に示す完全弾塑性要素の荷重
−変位特性を示すループは保たれることになる。したが
ってエネルギ消散の効果は、スタビライザ部においては
、圧縮側で塑性座屈が生じても、確保することができる
。

〔発明の効果〕

以上述べたように本発明によれば、スタビライザガセッ
トのガセット側壁間に設けたヨークに螺着されるロッド
のガセット側壁とスリーブの間に金属の弾塑性変形によ
る振動エネルギ消散機構を装着したので、原子炉圧力容
器系の地震応答を低減させ、原子炉の安全性および信頼
性を確保でき、また原子炉圧力容器２に接続される配管
系のサポート等の強化をはかる必要がないので、物量の
低減ができ、しかも装置全体寸法の変更を必要としない
ので、原子炉遮蔽壁土部のレイアウト等他の部位に影響
を与えることがなく、設計、製作面を含めコストアップ
を回避できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による原子炉圧力容器スタビライザの一
部を示す平面図、第２図は同縦断面図、第３図は振動エ
ネルギ消散機構を構成する金属円筒体の取り付は前の状
態を示す斜視図、第４図は金属円筒体の取り付は後の状
態を示す斜視図、第５図（ａ）ないし第５図（Ｃ）はス
タビライザ部の荷重−変位特性を示す説明図、第６図は
従来の原子炉圧力容器スタビライザを示す図、第７図は
第６図のＡ−Ａ線に沿った断面図である。５・・・ソールプレート、６・・・スタビライザガセッ
ト、７・・・ガセット側壁、８・・・ヨーク、９・・・
ロッド、１０・・・皿ばね、１１・・・スリーブ、２０
・・・金属円筒体、２１・・・金属円筒部、２２・・・
フランジ部、２３・・・スリット、２４・・・フランジ
部。

Claims

【特許請求の範囲】１、スタビライザブラケットと、ソールプレートと、こ
のソールプレートに設置されるスタビライザガセットと
を有し、スタビライザガセットのガセット側壁間に設け
たヨークに螺着されるロッドに複数の皿ばねおよびスリ
ーブを挿着した原子炉圧力容器スタビライザにおいて、
上記ロッドのガセット側壁とスリーブの間に金属の弾塑
性変形による振動エネルギ消散機構を装着したことを特
徴とする原子炉圧力容器スタビライザ。２、振動エネルギ消散機構が弾塑性変形する金属円筒体
であることを特徴とする請求項１記載の原子炉圧力容器
スタビライザ。