[go: up one dir, main page]

JP3337525B2 - 加圧器タンクの支持体 - Google Patents

加圧器タンクの支持体

Info

Publication number
JP3337525B2
JP3337525B2 JP17744593A JP17744593A JP3337525B2 JP 3337525 B2 JP3337525 B2 JP 3337525B2 JP 17744593 A JP17744593 A JP 17744593A JP 17744593 A JP17744593 A JP 17744593A JP 3337525 B2 JP3337525 B2 JP 3337525B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressurizer tank
girder
support
tank
pressurizer
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP17744593A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH07280974A (ja
Inventor
ホールデン ベイカー トッド
リー オット ハワード
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH07280974A publication Critical patent/JPH07280974A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3337525B2 publication Critical patent/JP3337525B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/09Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Buildings Adapted To Withstand Abnormal External Influences (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Vibration Prevention Devices (AREA)
  • Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、加圧水型原子炉等の加
圧器タンクの支持体であって、原子炉冷却中の温度及び
圧力の変化に起因する寸法の変化を或る程度許容しなが
ら、地震による衝撃及び他の動的荷重に抗して加圧器タ
ンクをそのハウジングに対して維持する支持体に関す
る。
【0002】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】加圧水
型原子炉では、核燃料を収容した原子炉容器は、冷却材
から動力を抽出するための蒸気発生器と循環冷却材ルー
プをなして結合されている。加圧器タンクは原子炉冷却
系中の所要の圧力を維持するために、原子炉容器の冷却
材出口(これは一次冷却回路のホットレッグと呼ばれて
いる)に結合されている。動作条件のもとでは、ホット
レッグ中の冷却材は、約600°F(315°C)、2
250psi(150バール)の状態にある。
【0003】原子炉容器、1または2以上の蒸気発生器
及び加圧器タンクは代表的には格納容器建屋内に配置さ
れている。加圧器タンクは、原子炉容器よりも高い位置
に配置された縦長の通常は円筒形のタンクである。加圧
器タンクの底部ヘッドは、導管を介してホットレッグに
結合され、加圧器タンクの頂部ヘッドは逆止め弁を介し
て原子炉入口またはコールドレッグに結合されている。
【0004】 加圧器タンクは例えば米国特許第4,7
53,771号(発明者はConway氏等)に示すように受
動式冷却装置と関連するのがよい。加圧器はまた、除圧
弁によって燃料交換用水貯蔵タンク内に設けられた多孔
分散管に結合されている。除圧弁を開くことにより、原
子炉冷却回路は、格納容器建屋内の大気圧の状態まで下
げられ、燃料交換用水貯蔵タンクから水を重力供給方式
で追加することができるようになり、高出力圧力が可能
なポンプを必要としない。除圧弁及びこれらと関連した
導管は加圧器の頂部に結合されている。もし除圧系が
段階構成であると(即ち、漸次低くなる圧力で開放する
複数の別個の弁付き導管を備えたものであると)、加圧
器支持構造体上にさらに重量が加わる。
【0005】 加圧器タンクを基礎構造体上に配置して
タンクの側部に沿って延びる区画室内に収容するのがよ
い。加圧器タンクは縦長なので、タンクを基礎構造体の
上方のある箇所で、横方向荷重、例えば地震による衝撃
の際に生じる力に抗して支持することが有益である。図
10に示す従来型加圧器上部支持体は、一端が加圧器区
画室の壁に取り付けられていて半径方向内方に延びる4
つの個々のストラットを含む。ストラットの内端部には
垂直方向のスロットが設けられ、スロットは加圧器タン
クの外壁に設けられた半径方向に突出するラグと嵌合す
る。この従来型取付け法により、全体的な剛性が低くな
って地震時における荷重の影響を受け易くなり、荷重容
量が制限される。地震時の荷重に関する問題は、もし加
圧器の区画室モジュール建屋構造体の特徴であるよう
剛性が低い場合には一層深刻になる。さらに、多くの
弁及び導管を多段除圧のための加圧器タンクの頂部に取
り付けると、吐出し配管系及び弁の寸法、高さ位置及び
重量に起因して予想荷重が増大する。
【0006】 静止状態のタンクに関して、タンクを支
持する構造体の寸法及び重量を単に増大させ、それによ
りタンクを直接に且つ堅固に保持することは可能であ
る。しかしながら、加圧器タンクは静止しているという
訳ではない。原子炉の運転状態と運転停止状態との間に
おける冷却系の圧力及び温度の変動は甚だしく大きい。
加圧器タンクは、熱膨脹と流体の圧力の両方に起因して
寸法が変ることが予測される。タンク並びにタンク上の
高い位置に結合された吐出し配管系及び弁を適当に支持
することができ、剛性及び荷重容量を高くしながら、荷
重を適当な方法で区画室の壁に伝達する加圧器タンクの
改良型支持構造体を提供することが要望されている。
【0007】本発明の目的は、地震の際における荷重に
対して保護するよう垂直方向に細長い加圧器タンクの改
良型横方向支持体を提供することにある。
【0008】 本発明のもう1つの目的は、加圧器タン
クと関連した逃がし/吐出し弁及び配管系の取り付け箇
所を、かかる構成部品に起因する横方向荷重を加圧器タ
ンクで支持させることなく提供することにある。
【0009】本発明のもう1つの目的は、原子炉の起動
時及び冷却時に生じる寸法変化及び温度変化に順応する
加圧器タンクの耐久性のある耐荷重が大きな横方向拘束
手段を提供することにある。
【0010】
【課題を解決するための手段】上記目的及び他の目的
は、原子炉の加圧器タンクの支持体であって、加圧器タ
ンクは原子炉建屋の構造用壁の間に取り付けられると共
に原子炉建屋の下部構造体上に載置され、下部構造体か
ら上方に延びる垂直方向に細長い壁を備えており、前記
支持体は、下部構造体の上方に間隔を置いて位置してい
て加圧器タンクを実質的に包囲しているガーダと、各々
の一端がガーダに、また反対端が構造用壁のうちの1つ
に、実質的に水平に取り付けられた複数対のスエースト
ラットと、加圧器タンクに結合された少なくとも一つの
弁及び導管装置を支持するためにガーダに取り付けられ
加圧器タンクに対して上方に延びる構造用フレームとよ
り成り、スエーストラットは、原子炉内における温度及
び圧力の変化に起因する加圧器タンクの寸法上の変化を
許容すべくガーダが構造用壁に対して垂直方向に自由に
変位できるように、実質的に水平なピボット軸線を有す
る結合手段によりガーダ及び構造用壁へ取り付けられて
いることを特徴とする支持体に関する本願発明により達
成される。
【0011】
【実施例】図1に示す加圧器は、原子炉格納容器建屋内
の下部構造体30上に支持された垂直方向に細長い、即
ち縦長のタンクである。加圧器タンク22を実質的に包
囲するための区画室32が設けられており、図面には、
区画室32が示され、格納容器建屋全体は示されていな
い。区画室32を例えば格納容器内の内部コンクリート
壁34によって構成するのがよい。図2、図5及び図6
に示すように、加圧器タンク22の上部支持体40は、
加圧器タンク22の底部44から或る離隔距離を置いて
配置され、好ましくはタンクの頂部46に隣接して設け
られている。上部支持体40は、加圧器タンク22を包
囲していて、揺動支柱またはスエーストラット54によ
って区画室32の壁34に取り付けられた円形のボック
スガーダ50を含む。スエーストラット54は、ガーダ
に加わる横方向荷重を区画室の壁34に伝え、かかる横
方向の荷重が加圧器タンク22を介し、加圧器タンク2
2を垂直方向に支持している下部構造体30に伝わらな
いようにしている。
【0012】スエーストラット54は図2〜図4に詳細
に示され、ガーダ50は図5及び図6に詳細に示されて
いる。ガーダ50は図7に示すように加圧器タンク22
の外壁から半径方向に延びる弁支持ブラケット板118
上に垂直方向に載るのが良い。スエーストラット54
は、後で一層詳しく説明するように加圧器タンク22と
区画室の壁との間で、水平ピボット軸線を定める結合点
において取り付けられた実質的に伸縮することができな
い結合部材を構成する。
【0013】 加圧器タンク22は、その上部で支持さ
れていてその上方に位置する各種構造部材に起因する横
方向荷重を受けやすい。逃がし/吐出し弁支持フレーム
60がかかる構造部材を取り付けるために加圧器タンク
22上に設けられている。支持フレーム60は垂直脚部
62及び水平ビーム64を含み、脚部及びビームは互い
に溶接されて構造用フレームを形成している。脚部62
はボックスガーダ50の上面に載っていて下端がこの上
面に溶接されている。逃がし/吐出し支持フレーム60
は吐出し配管系72及び弁モジュール要素74を支持
し、これらを介して加圧器タンク22を、格納容器内燃
料交換用水貯蔵タンク(図示せず)に連通させることが
できる。配管系72と弁モジュール74は、加圧器タン
ク22を支持する格納容器内部コンクリートの下部構造
体30から間隔を置いて位置した重りとなる。加圧器タ
ンク22と独立して配管系72及び弁モジュール要素7
4を支持しようとすることは有利ではない。というの
は、配管系72は加圧器タンク22に結合され、タンク
は原子炉冷却系の温度及び圧力に起因して寸法が変化し
やすいからである。従って、加圧器タンクの取り付けを
地震による衝撃を横方向の荷重が生じた場合でも加圧器
タンク22及びその支持付属品が横方向に変位しないよ
う保持するのに十分強固なものにすることが必要であ
る。
【0014】ボックスガーダ50は、ガーダ50から加
圧器タンク22を収納した構造区画室32の壁34まで
延びる複数の対向したスエーストラット54により区画
室32に対して横方向に変位しないよう拘束されてい
る。図示の実施例では、区画室32は平面図で見てほぼ
正方形であり、スエーストラット54はガーダ50か
ら、対向対におけるコーナー82のほぼ真中のガーダ5
0へのそれぞれの取付け部の間に延びている。スエース
トラット54は、従来の支持ストラット(例えば、グリ
ンネル氏等に付与された米国特許の図211参照)であ
るのが良い。区画室32のコーナー82の取付けによ
り、剛性及び耐荷重が最大になる。
【0015】図2〜図4を参照すると、スエーストラッ
ト54はピボット取付け具94で終端する水平荷重支持
シャフト92を含む。各ピボット取付け具94の遠方の
部材を、ガーダ50及び区画室32の部材、例えば図示
のようにコーナー80に設けられた垂直方向のビームに
溶接し、或いは類似の方法で固定するのが良い。ピボッ
ト取付け具94は、対応するスエーストラット54のシ
ャフト92に向って開口した実質的にU字形ブラケット
として形作られたバックプレート102を含む。連結ピ
ン104が、バックプレート102を貫通すると共に各
スエーストラットのシャフト92の端部を貫通してお
り、これらピンはそれぞれボックスガーダ50と区画室
の壁34との連結部における水平ピボット軸線を定めて
いる。
【0016】ボックスガーダ50の所で、それぞれのス
エーストラットのピボット軸線と実質的に平行に整列し
た側縁112を備えた2つの垂直方向に間隔を置いて設
けられた取付け板108が、ボックスガーダ50の外周
部に溶接されていて、スエーストラットの取付け具94
のバックプレート102のための取付け箇所を提供して
いる。スエーストラットはそれらの各端部がバックプレ
ート102を通って延びる連結ピン104によって定め
られるピボット軸線と整列状態を保ったままになるよう
自動調心式ブッシュを含むのが良い。
【0017】図5及び図6は、ボックスガーダ50を一
層詳細に示している。図示のような取付け板108は、
互いに垂直方向に間隔を置いていてボックスガーダ50
の表面に溶接された2つの水平なプレートを含むのが良
い。また、溝形部材または中実ブロックを用いてスエー
ストラットのバックプレート102のための取付け箇所
を定めても良い。また図6に示すように、複数の結合板
114が、ガーダ50に溶接され、或いは類似の方法で
取り付けられている。結合板114はガーダ50から軸
線方向下方に突出していて、加圧器タンク22の半径方
向に、例えば45°間隔で差し向けられている。これら
結合板114は、加圧器タンク22の外面に溶接された
相補形状の結合板118の対の間に延びるような位置と
寸法に設定されている。このような形態の連結構成が図
7に示されている。ガーダ50及び加圧器タンク22に
それぞれ取り付けられた結合板114,118は、止め
ピン124を受け入れる整列可能な孔122を有し、そ
れによりボックスガーダ50を加圧器タンク22上に垂
直方向に設けられたその取付け支持フレーム60に係合
させる。
【0018】逃がし/吐出し弁及び導管系を支持する支
持フレーム60は、加圧器タンク22を包囲するボック
スガーダ50の頂部に溶接されている。図7に示すよう
に、逃がし/吐出し弁74及び導管72は、例えば、流
路を格納容器内燃料交換用水供給源内の送出し部に向っ
て開く1または2以上の弁74を各々備えた互いに異な
る直径の導管72を介して加圧器タンク22を段階的に
除圧できるようにする多段積重ね装置を含むのが良い。
【0019】図9は、かかる装置による流路の結合関係
を概略的に示しており、原子炉容器162は冷却回路内
で蒸気発生器164に結合されると共に高圧補給タンク
166及び大気圧燃料交換用水供給タンク168にも結
合されている。加圧器22は逆止弁172を介して冷却
回路の圧力を制御し、また除圧弁74を介して燃料交換
用水供給源168内に送り出すよう結合されている。弁
74を次々に作動させると、段階的な除圧を達成するこ
とができる。
【0020】逃がし/吐出し支持フレーム60と、逃が
し/吐出し系と連携する配管系72との温度差に起因す
る熱応力を減少させるため少なくとも逃がし/吐出し支
持フレーム60の第1のレベル132に断熱処理が施さ
れている。原子炉冷却系の自動多段除圧実施中、弁74
を順次開き、それにより導管72の選択された組に熱負
荷を及ぼす。ガーダ50は大きな熱負荷がスエーストラ
ットに加わらないようにするため断熱されていない。
【0021】上述のようにガーダ50は加圧器タンク2
2及びガーダ50にそれぞれ取り付けられていて、ピン
124によって互いに保持された対をなす結合板11
4,118を介して加圧器タンク22に垂直方向に取り
付けられているのが好ましい。弁支持ブラケットが加圧
器タンクの表面に溶接され、かかる弁支持ブラケットと
マッチするブラケットをガーダ50の底部に溶接して弁
支持ブラケットと組み合わせるのが良い。ガーダブラケ
ット114に正確な位置に注文通り機械加工によりスロ
ットを形成するか、或いは既にスロットを設けた大きめ
のブラケットを定位置に注文通り取り付けて溶接を施す
かのいずれかにより、その場合には加圧器の弁支持ブラ
ケットを正しく取り付ける。当然のことであるが、ガー
ダ50と加圧器22のいずれにも2つのブラケットを設
けて一方のブラケットを他方のブラケットに合致させ、
或いは単一のプレートを例えばボルトでガーダ50及び
加圧器タンク22の各々に取り付けるのは容易にでき
る。ガーダブラケット114と弁ブラケット118の間
に僅かな隙間を空けることが望ましく、この隙間は、弱
い軸方向曲げ荷重がブラケット112,114に加わら
ないようにするのに役立つ。
【0022】ストリップシム136が加圧器タンクの外
面とガーダ50との間に配置されており、適当な高温状
態の隙間138(例えば1/32インチまたは0.8m
m)が形成されている。ストリップシム136は、熱伝
達路を極力小さくしながら、ガーダ50と加圧器タンク
22との間の必要な横方向の荷重の伝達を可能にする。
逃がし/吐出し支持フレーム60がガーダ50に溶接さ
れると共にガーダがスエーストラット54によって建屋
構造体に締結されているので、逃がし/吐出し系の全て
の横方向荷重は、その全てまたは一部分を加圧器に通
し、次に区画室32または下部構造体30に伝えるので
はなく、区画室の壁34によって直接支持される。
【0023】ガーダ50は、加圧器タンク22が原子力
発電所の昇温及び冷却中に膨脹したり収縮するにつれ区
画室の壁34に対して上下に変位できる。スエーストラ
ット54のピボット結合具及びそれらの自動調心ブッシ
ュは、連結ピン104の周りにおけるスエーストラット
54の垂直方向の回動を可能にし、それによりガーダ5
0は区画室の壁34に対して或る程度の垂直変位を行う
ことができる。ガーダ50が上下に運動するので、スエ
ーストラット54は依然として、生じる横方向荷重に耐
えながら相対的な変位を行うことができる。
【0024】図示のようなスエーストラット54は、円
筒形のタンクの壁の接線に沿って実質的に整列した対を
なして配置されている。4対のスエーストラット54を
90°間隔で配置するのが好ましいが、それよりも多い
数、また少ない数で加圧器タンク22及びその上の上部
支持体40を拘束することが可能である。例えば、3対
のストラット54を用いる120°の構成により、スト
ラット54がガーダ50の実質的に接線方向に差し向け
られると共に任意の方向の横方向荷重に頼るよう対向し
た組を成して配置される三角形の形態を得ることができ
る。
【0025】加圧器タンク22は溶接部146で管状本
体144に取り付けられた頂部ドーム142を有する。
好ましくは、溶接部の点検を容易にするためガーダ50
を溶接部146の下方に、例えば溶接部146よりも約
9インチ(23cm)下に配置する。
【0026】本発明による支持体は、加圧器タンク22
の改良型拘束手段となり、また、図10に突出部152
で示し従来型技術として知られる形式の耐震用突出部が
不要になる。本発明に関連する横方向荷重は全て剛性及
び耐荷重を最大にするため好ましくは区画室の壁34の
コーナー82に結合される。
【0027】
【図面の簡単な説明】
【図1】区画室及び取付け部を部分的に切り替えた状態
で示す区画室内の加圧器タンクの立面図である。
【図2】横方向支持構造体を示す図1の加圧器タンク及
び区画室の平面図である。
【図3】1つのスエーストラットを平面図で示す図2に
対応する詳細部分図である。
【図4】スエーストラット及び加圧器タンクのブロック
プレートの取り付け状態を示す図3に対応する部分立面
図である。
【図5】加圧器タンクとは別個の支持ガーダの平面図で
ある。
【図6】図5における6−6線の断面図である。
【図7】加圧器タンクの上方に配置された弁支持フレー
ム及び弁モジュールを示す立面図である。
【図8】支持フレーム及び弁モジュールを平面図で示す
図7と対応する平面図である。
【図9】受動式冷却装置の原子炉回路内の加圧器の結合
状態を示す略図である。
【図10】加圧器タンクの上部支持体の平面図である。
【符号の説明】
22 加圧器タンク 32 区画室 30 下部構造体 40 上部支持体 54 スエーストラット 50 ガーダ 136 ストリップシム 82 コーナー 94 ピボット取付け具 108 取付け板 92 水平方向荷重支持シャフト
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ハワード リー オット アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 ア ポロ スクールロード 1298 (56)参考文献 特開 昭55−122192(JP,A) 特開 昭60−7388(JP,A) 特開 昭60−158386(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 1/09 GDP G21C 13/02 GDP G21D 1/00 GDP

Claims (8)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 原子炉の加圧器タンクの支持体であっ
    て、加圧器タンクは原子炉建屋の構造用壁の間に取り付
    けられると共に原子炉建屋の下部構造体上に載置され、
    下部構造体から上方に延びる垂直方向に細長い壁を備え
    ており、前記支持体は、下部構造体の上方に間隔を置い
    て位置していて加圧器タンクを実質的に包囲しているガ
    ーダと、各々の一端がガーダに、また反対端が構造用壁
    のうちの1つに、実質的に水平に取り付けられ複数対
    のスエーストラットと、加圧器タンクに結合された少な
    くとも一つの弁及び導管装置を支持するためにガーダに
    取り付けられ加圧器タンクに対して上方に延びる構造用
    フレームとより成り、スエーストラットは、原子炉内に
    おける温度及び圧力の変化に起因する加圧器タンクの寸
    法上の変化を許容すべくガーダが構造用壁に対して垂直
    方向に自由に変位できるように、実質的に水平なピボッ
    ト軸線を有する結合手段によりガーダ及び構造用壁へ取
    り付けられていることを特徴とする支持体。
  2. 【請求項2】 弁及び導管装置は、加圧器タンクの放圧
    を行うよう動作できる少なくとも1つの逃がし/吐出し
    導管及び弁を含むことを特徴とする請求項1の支持体。
  3. 【請求項3】 弁及び導管装置は、加圧器タンクを結合
    した冷却系の段階式除圧を行うよう動作できる複数の弁
    を含むことを特徴とする請求項2の支持体。
  4. 【請求項4】 弁及び導管装置は、支持フレームのそれ
    ぞれのレベルに取り付けられた多段積重ね装置を含むこ
    とを特徴とする請求項3の支持体。
  5. 【請求項5】 原子炉建屋の構造用壁は加圧器タンクを
    実質的に包囲する区画室を含み、区画室は、コーナーを
    有し、スエーストラットは、ガーダと区画室のコーナー
    との間で、実質的に水平に且つ加圧器タンクの表面と平
    行に延びることを特徴とする請求項1の支持体。
  6. 【請求項6】 ガーダの内側側部と加圧器タンクの外側
    側部との間には隙間が形成され、少なくとも1つのシム
    が加圧器タンクとガーダとの間に設けられ、シムは熱伝
    達を減少させると共に横方向荷重を支持するためガーダ
    を加圧器タンクに対して横方向に固定することを特徴と
    する請求項1の支持体。
  7. 【請求項7】 実質的に水平なピボット軸線を有する結
    合手段は、連結ピンより成ることを特徴とする請求項1
    の支持体。
  8. 【請求項8】 ガーダ及び加圧器タンクの外面にそれぞ
    れ取り付けられた複数の結合板は、止めピンによって垂
    直方向に固定されていることを特徴とする請求項1の支
    持体。
JP17744593A 1992-06-24 1993-06-23 加圧器タンクの支持体 Expired - Lifetime JP3337525B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/903,834 US5278880A (en) 1992-06-24 1992-06-24 Pressurizer tank upper support
US07/903834 1992-06-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH07280974A JPH07280974A (ja) 1995-10-27
JP3337525B2 true JP3337525B2 (ja) 2002-10-21

Family

ID=25418144

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP17744593A Expired - Lifetime JP3337525B2 (ja) 1992-06-24 1993-06-23 加圧器タンクの支持体

Country Status (6)

Country Link
US (1) US5278880A (ja)
JP (1) JP3337525B2 (ja)
KR (1) KR100300890B1 (ja)
CN (1) CN1033832C (ja)
GB (1) GB2268317B (ja)
IT (1) IT1263674B (ja)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2689296B1 (fr) * 1992-03-31 1994-07-01 Framatome Sa Dispositif de maintien transversal d'un composant d'un reacteur nucleaire, ensemble de maintien transversal d'un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et son procede de reglage.
US6520123B2 (en) * 2000-07-27 2003-02-18 Philip A. Parker Expansion cage
DE10320100B4 (de) * 2003-05-05 2005-06-16 Framatome Anp Gmbh Technische Anlage mit einer Anzahl von jeweils von einer Anzahl von Trägern abgestützten Systemkomponenten und mit einer Anzahl von druckführenden Leitungen, insbesondere zur Verwendung in einer Kernkraftanlage
US8520794B2 (en) * 2005-06-16 2013-08-27 General Electric Company Method and device for facilitating a uniform loading condition for a plurality of support members supporting a steam dryer in a nuclear reactor
FR2895829B1 (fr) * 2005-12-29 2008-04-04 Framatome Anp Sas Pressuriseur de centrale nucleaire a eau sous pression
US8333170B2 (en) * 2008-12-23 2012-12-18 Doozan Babcock Energy America, LLC Buckstay system
KR101797611B1 (ko) 2011-02-09 2017-11-16 대우조선해양 주식회사 부유식 구조물에 설치되는 컬럼의 지지장치
KR101438108B1 (ko) * 2011-12-16 2014-09-12 두산중공업 주식회사 내진 강화 조립체
US9805833B2 (en) * 2014-01-06 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Passively initiated depressurization valve for light water reactor
CN106384608B (zh) * 2016-10-11 2018-05-08 中国核动力研究设计院 一种反应堆压力容器用抱箍拉梁型支承装置
KR102386165B1 (ko) * 2017-10-16 2022-04-12 스미토모 에스에이치아이 에프더블유 에너지아 오와이 보일러 구조
US12057240B2 (en) * 2018-07-02 2024-08-06 Invap S.E. Compact reactor with horizontal steam generators and pressurizer
CN108953854B (zh) * 2018-08-01 2023-10-31 中广核研究院有限公司 反应堆支承装置
CN110853784B (zh) * 2019-11-19 2022-07-29 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂稳压器支承结构

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3716451A (en) * 1970-11-30 1973-02-13 Stone & Webster Eng Corp Nuclear reactor power plant structural support system
JPS55122192A (en) * 1979-03-14 1980-09-19 Ishikawajima Harima Heavy Ind Share lag of nuclear reactor containment vessel
US4426350A (en) * 1981-01-29 1984-01-17 Westinghouse Electric Corp. Valve support arrangement for pressurizer in a nuclear power plant
JPS607388A (ja) * 1983-06-28 1985-01-16 株式会社東芝 原子炉格納容器の支持装置
US4629601A (en) * 1984-01-09 1986-12-16 Westinghouse Electric Corp. Stirrup-type support structure for nuclear power plant pressurizer valves
US4576788A (en) * 1984-01-09 1986-03-18 Westinghouse Electric Corp. Straddle-type support structure for nuclear power plant pressurizer valves

Also Published As

Publication number Publication date
JPH07280974A (ja) 1995-10-27
CN1080767A (zh) 1994-01-12
ITPD930133A1 (it) 1994-12-14
IT1263674B (it) 1996-08-27
KR940001174A (ko) 1994-01-10
GB2268317A (en) 1994-01-05
GB2268317B (en) 1996-04-03
KR100300890B1 (ko) 2001-10-22
US5278880A (en) 1994-01-11
GB9312414D0 (en) 1993-07-28
ITPD930133A0 (it) 1993-06-14
CN1033832C (zh) 1997-01-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3337525B2 (ja) 加圧器タンクの支持体
US7011086B2 (en) Bottom supported solar receiver panel apparatus and method
CN108711457B (zh) 用于核反应堆的地震衰减系统
KR101743910B1 (ko) 수동형 원자로 냉각시스템
US3937651A (en) Nuclear reactor facility
CN102272858A (zh) 隔震安全壳容器
US10720249B2 (en) Passive reactor cooling system
EP3271924B1 (en) Reactor module support structure
JP2003014878A (ja) 水没型発電所および方法
EP2888742A2 (en) Component cooling water system for nuclear power plant
US5267281A (en) Heat exchanger and water tank arrangement for passive cooling system
US4786462A (en) Support structure for a nuclear reactor
US4832305A (en) Equipment support system
US20120199117A1 (en) Systems and methods for solar boiler construction
EP0349014A2 (en) Support structure for a nuclear reactor
Baker et al. Pressurizer tank upper support
JPH0253682B2 (ja)
CN108953854B (zh) 反应堆支承装置
US4256538A (en) Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactor
JP4076014B2 (ja) 排熱回収ボイラ及びその据付方法
KR100282371B1 (ko) 열교환기
JPH11241804A (ja) 支持架構
JPH07159563A (ja) 液体金属冷却型原子炉
JPS6146480Y2 (ja)
GB2613456A (en) Nuclear plant steam generator

Legal Events

Date Code Title Description
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20020724

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070809

Year of fee payment: 5

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080809

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080809

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090809

Year of fee payment: 7

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090809

Year of fee payment: 7

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100809

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100809

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110809

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110809

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120809

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130809

Year of fee payment: 11

EXPY Cancellation because of completion of term