JP2592888B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JP2592888B2 JP2592888B2 JP63035412A JP3541288A JP2592888B2 JP 2592888 B2 JP2592888 B2 JP 2592888B2 JP 63035412 A JP63035412 A JP 63035412A JP 3541288 A JP3541288 A JP 3541288A JP 2592888 B2 JP2592888 B2 JP 2592888B2
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- reactor
- pressure vessel
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- reactor pressure
- containment vessel
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- 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
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- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) この発明は原子炉格納容器に係り、特に沸騰水型原子
力発電プラントの原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力
容器基礎の構造を改良した原子炉格納容器に関する。
力発電プラントの原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力
容器基礎の構造を改良した原子炉格納容器に関する。
(従来の技術) 第3図において、鉄筋コンクリートで構成された原子
炉格納容器1の中央部には原子炉出力容器基礎2が設置
され、この原子炉圧力容器基礎2によって原子炉圧力容
器3が支持される。また、原子炉格納容器1にはダイヤ
フラムフロア4が水平状態で配設される。原子炉格納容
器1内は、このダイヤフラムフロア4によってその上方
が上部ドライウェル5とされる。この上部ドライウェル
5内には、原子炉圧力容器3に接続された主蒸気管6等
の原子炉系配管が配設されている。
炉格納容器1の中央部には原子炉出力容器基礎2が設置
され、この原子炉圧力容器基礎2によって原子炉圧力容
器3が支持される。また、原子炉格納容器1にはダイヤ
フラムフロア4が水平状態で配設される。原子炉格納容
器1内は、このダイヤフラムフロア4によってその上方
が上部ドライウェル5とされる。この上部ドライウェル
5内には、原子炉圧力容器3に接続された主蒸気管6等
の原子炉系配管が配設されている。
原子炉圧力容器3はダイヤフラムフロア4を貫通して
設置され、原子炉圧力容器3の下方が下部ドライウェル
7とされる。また、ダイヤフラムフロア4の下方で原子
炉圧力容器基礎2の外側に圧力抑制室8が形成される。
この圧力抑制室8内にプール水9が貯蔵される。上部ド
ライウェル5、下部ドライウェル7および圧力抑制室8
は、原子炉圧力容器基礎2に設けられた連絡開口10によ
って互いに連通される。さらに、上部ドライウェル5お
よび下部ドライウェル7は、連絡開口10およびこの連絡
開口10の下方に設けられた連通管12、さらにこの連通管
12内に配設されたベント管11を通して圧力抑制室8のプ
ール水9にも連通される。
設置され、原子炉圧力容器3の下方が下部ドライウェル
7とされる。また、ダイヤフラムフロア4の下方で原子
炉圧力容器基礎2の外側に圧力抑制室8が形成される。
この圧力抑制室8内にプール水9が貯蔵される。上部ド
ライウェル5、下部ドライウェル7および圧力抑制室8
は、原子炉圧力容器基礎2に設けられた連絡開口10によ
って互いに連通される。さらに、上部ドライウェル5お
よび下部ドライウェル7は、連絡開口10およびこの連絡
開口10の下方に設けられた連通管12、さらにこの連通管
12内に配設されたベント管11を通して圧力抑制室8のプ
ール水9にも連通される。
第4図および第5図に示すように、下部ドライウェル
7内には、連動駆動方式の制御棒駆動機構13および原子
炉内蔵型再循環ポンプ14が原子炉圧力容器3に連結して
設置される。これら13,14を駆動し制御するためのケー
ブルを収納したケーブルダクト15および電線16が連絡開
口10内に設置されている。また、下部ドライウェル7お
よび原子炉圧力容器3のスカート部3A等を冷却し換気す
るための空調ダクト17や、各種配管18等の設備も連絡開
口10内に設置される。そして、これらのケーブルダクト
15、電線管16、空調ダクト17や各種配管18等の設備がサ
ポート19によって原子炉格納容器基礎2に固定され支持
されている。
7内には、連動駆動方式の制御棒駆動機構13および原子
炉内蔵型再循環ポンプ14が原子炉圧力容器3に連結して
設置される。これら13,14を駆動し制御するためのケー
ブルを収納したケーブルダクト15および電線16が連絡開
口10内に設置されている。また、下部ドライウェル7お
よび原子炉圧力容器3のスカート部3A等を冷却し換気す
るための空調ダクト17や、各種配管18等の設備も連絡開
口10内に設置される。そして、これらのケーブルダクト
15、電線管16、空調ダクト17や各種配管18等の設備がサ
ポート19によって原子炉格納容器基礎2に固定され支持
されている。
このような原子炉格納容器では、主蒸気管6の破断等
の事故が発生したときに、上部ドライウェル5内および
下部ドライウェル7内へ放出された蒸気等の原子炉系エ
ネルギが、連絡開口10、連通管12およびベント管11を通
ってプール水9中へ導、かれ、これらの蒸気等が凝縮さ
れることにより原子炉格納容器1内の圧力を低減するよ
う構成されている。
の事故が発生したときに、上部ドライウェル5内および
下部ドライウェル7内へ放出された蒸気等の原子炉系エ
ネルギが、連絡開口10、連通管12およびベント管11を通
ってプール水9中へ導、かれ、これらの蒸気等が凝縮さ
れることにより原子炉格納容器1内の圧力を低減するよ
う構成されている。
(発明が解決しようとする課題) ところで、連絡開口10内に設置されたケーブルダクト
15、電線管16、空調ダクト17および各種配管18等の設備
さらにこれらの設備を支持するサポート19は、主蒸気管
6等の事故時に連絡開口10内を流れる蒸気および雰囲気
の受圧部となって過大な荷重が作用し、破損するおそれ
がある。そこで、この破損を防止するため、これらケー
ブルダクト15、電線管16、空調ダクト17および各種配管
18等の設備の肉厚を厚くする等して剛性を高めると共
に、サポート19を大型化して強固なものにする必要があ
る。
15、電線管16、空調ダクト17および各種配管18等の設備
さらにこれらの設備を支持するサポート19は、主蒸気管
6等の事故時に連絡開口10内を流れる蒸気および雰囲気
の受圧部となって過大な荷重が作用し、破損するおそれ
がある。そこで、この破損を防止するため、これらケー
ブルダクト15、電線管16、空調ダクト17および各種配管
18等の設備の肉厚を厚くする等して剛性を高めると共
に、サポート19を大型化して強固なものにする必要があ
る。
しかし、ケーブルダクト15等の肉厚の増加およびサポ
ート19の大型化は、連絡開口10内における受圧部の面積
の増加を招き、それに伴い、ケーブルダクト15等が受け
る荷重がさらに増大してしまう。その結果、さらにケー
ブルダクト15等の設備の肉厚を増加させ、サポート19を
大型化する必要が生ずるが、このことは取りも直さず、
連絡開口10の開口面積を減少させる結果となる。そのた
め、連絡開口10の開口面積を充分広く確保できなくなる
おそれが生ずる。
ート19の大型化は、連絡開口10内における受圧部の面積
の増加を招き、それに伴い、ケーブルダクト15等が受け
る荷重がさらに増大してしまう。その結果、さらにケー
ブルダクト15等の設備の肉厚を増加させ、サポート19を
大型化する必要が生ずるが、このことは取りも直さず、
連絡開口10の開口面積を減少させる結果となる。そのた
め、連絡開口10の開口面積を充分広く確保できなくなる
おそれが生ずる。
この発明は、上述した事情に鑑みなされたものであ
り、連絡開口の開口面積を広く確保して、原子炉格納容
器の健全性および信頼性を向上させることができる原子
炉格納容器を提供することを目的とする。
り、連絡開口の開口面積を広く確保して、原子炉格納容
器の健全性および信頼性を向上させることができる原子
炉格納容器を提供することを目的とする。
(課題を解決するための手段) この発明は、ダイヤフラムフロア等によって上部ドラ
イウェルおよび下部ドライウェルが画成され、上記下部
ドライウェル内に原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力
容器基礎が設置され、この原子炉圧力容器基礎には、上
記上部および下部ドライウェルを連通する連絡開口が形
成されるとともに、上記上部および下部ドライウェル間
に延びる空調ダクト、ケーブルダクト、電線管および配
管等の設備が収納された原子炉格納容器において、上記
空調ダクト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設
備のうち保守点検が必要な設備が前記連絡開口内に配設
され、保守点検が不要な設備が上記原子炉圧力容器基礎
内に埋設されたことを特徴とするものである。
イウェルおよび下部ドライウェルが画成され、上記下部
ドライウェル内に原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力
容器基礎が設置され、この原子炉圧力容器基礎には、上
記上部および下部ドライウェルを連通する連絡開口が形
成されるとともに、上記上部および下部ドライウェル間
に延びる空調ダクト、ケーブルダクト、電線管および配
管等の設備が収納された原子炉格納容器において、上記
空調ダクト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設
備のうち保守点検が必要な設備が前記連絡開口内に配設
され、保守点検が不要な設備が上記原子炉圧力容器基礎
内に埋設されたことを特徴とするものである。
(作用) したがって、この発明に係る原子炉格納容器によれ
ば、上部および下部ドライウェル間に延びる空調ダク
ト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設備のう
ち、保守点検が必要な設備が連絡開口内に配設され、保
守点検が不要な設備が原子炉圧力容器基礎内に埋設され
るので、連絡開口内に設置される設備の数が削減でき
る。そのため、主蒸気管等の破損事故時に連絡開口内を
流れる蒸気および雰囲気等の受圧部の面積を減少でき
る。その結果、連絡開口の開口面積が増加して、連絡開
口の開口面積の裕度が拡大し、原子炉格納容器の健全性
および信頼性を向上させることができる。
ば、上部および下部ドライウェル間に延びる空調ダク
ト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設備のう
ち、保守点検が必要な設備が連絡開口内に配設され、保
守点検が不要な設備が原子炉圧力容器基礎内に埋設され
るので、連絡開口内に設置される設備の数が削減でき
る。そのため、主蒸気管等の破損事故時に連絡開口内を
流れる蒸気および雰囲気等の受圧部の面積を減少でき
る。その結果、連絡開口の開口面積が増加して、連絡開
口の開口面積の裕度が拡大し、原子炉格納容器の健全性
および信頼性を向上させることができる。
(実施例) 以下、この発明の実施例を図面に基づいて説明する。
第1図はこの発明に係る原子炉格納容器の一実施例を
示す原子炉圧力容器基礎の縦断面図、第2図は第1図の
II−II線に沿う要部横断面図である。なお、この実施例
において前記従来例と同様な部分は同一の符号を付すこ
とにより説明を省略する。
示す原子炉圧力容器基礎の縦断面図、第2図は第1図の
II−II線に沿う要部横断面図である。なお、この実施例
において前記従来例と同様な部分は同一の符号を付すこ
とにより説明を省略する。
第1図および第2図に示すように、上部ドライウェル
5から下部ドライウェル7へ延びるケーブルダクト15、
電線管16、空調ダクト20および配管18のうち、保守点検
が不要な空調ダクト20を原子炉圧力容器基礎2内に埋設
する。空調ダクト20の埋設位置は、原子炉圧力容器基礎
2において連絡開口10および連通管12が設置されない領
域である。また、空調ダクト20の吹出口は、原子炉圧力
容器3のスカート部3Aおよび下部ドライウェル7内の適
切な箇所21に設けられる。また、ケーブルダクト15、電
線管16および配管18等の設備については従来と同様に連
絡開口10内に配設される。そのため、第2図に示すよう
に、サポート19が小型化される。
5から下部ドライウェル7へ延びるケーブルダクト15、
電線管16、空調ダクト20および配管18のうち、保守点検
が不要な空調ダクト20を原子炉圧力容器基礎2内に埋設
する。空調ダクト20の埋設位置は、原子炉圧力容器基礎
2において連絡開口10および連通管12が設置されない領
域である。また、空調ダクト20の吹出口は、原子炉圧力
容器3のスカート部3Aおよび下部ドライウェル7内の適
切な箇所21に設けられる。また、ケーブルダクト15、電
線管16および配管18等の設備については従来と同様に連
絡開口10内に配設される。そのため、第2図に示すよう
に、サポート19が小型化される。
なお、空調ダクト20は第1図および第2図に示すよう
に、スカート部3A用および下部ドライウェル7用を兼用
して設置する場合のみならず、それぞれ独立に設置して
もよい。
に、スカート部3A用および下部ドライウェル7用を兼用
して設置する場合のみならず、それぞれ独立に設置して
もよい。
このように、上部ドライウェル5から下部ドライウェ
ル7へ延びる設備のうち共用期間中に保守点検が不要な
空調ダクトを原子炉圧力容器基礎2内に埋設して、連絡
開口10内に設置される設備の数を削減したので、主蒸気
管6破損等の事故時に連絡開口10内を流れる上部および
雰囲気等の受圧部の面積を削減でき、サポート19が受け
る荷重を低減できる。その結果、サポート19を小型化で
きる。このサポート19の小型化と連絡開口10から空調ダ
クト20が削減されたことから連絡開口10の開口面積が増
加し、連絡開口10の開口面積の裕度を拡大でき、原子炉
格納容器の健全性および信頼性を向上させることができ
る。
ル7へ延びる設備のうち共用期間中に保守点検が不要な
空調ダクトを原子炉圧力容器基礎2内に埋設して、連絡
開口10内に設置される設備の数を削減したので、主蒸気
管6破損等の事故時に連絡開口10内を流れる上部および
雰囲気等の受圧部の面積を削減でき、サポート19が受け
る荷重を低減できる。その結果、サポート19を小型化で
きる。このサポート19の小型化と連絡開口10から空調ダ
クト20が削減されたことから連絡開口10の開口面積が増
加し、連絡開口10の開口面積の裕度を拡大でき、原子炉
格納容器の健全性および信頼性を向上させることができ
る。
また、連絡開口10内に配設される設備の数が削減され
ることから、建設時における連絡開口10内の作業スペー
スが拡大される。さらに、連絡開口に配設される設備の
削減によって施工手順および取合い条件等が緩和でき
る。これらのことから、原子炉格納容器の工期を短縮で
きる。
ることから、建設時における連絡開口10内の作業スペー
スが拡大される。さらに、連絡開口に配設される設備の
削減によって施工手順および取合い条件等が緩和でき
る。これらのことから、原子炉格納容器の工期を短縮で
きる。
なお、上記実施例においては、連絡開口10内に配設さ
れる設備のうち空調ダクト20を原子炉圧力容器基礎2内
に埋設するものにつき説明したが、同様に保守点検が不
要な電線管16および配管18の少なくとも一方を空調ダク
ト20の代りに、あるいは空調ダクト20と共に原子炉圧力
容器基礎2内に埋設して、連絡開口10内に配設される設
備を削減してもよい。
れる設備のうち空調ダクト20を原子炉圧力容器基礎2内
に埋設するものにつき説明したが、同様に保守点検が不
要な電線管16および配管18の少なくとも一方を空調ダク
ト20の代りに、あるいは空調ダクト20と共に原子炉圧力
容器基礎2内に埋設して、連絡開口10内に配設される設
備を削減してもよい。
以上のように、この発明に係る原子炉格納容器によれ
ば、上部ドライウェルから下部ドライウェルへ延びる空
間ダクト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設備
のうち保守点検が必要な設備が原子炉圧力容器基礎に形
成された連絡開口内に配設され、保守点検が不要な設備
が原子炉圧力容器基礎内に埋設されたことから、連絡開
口の開口面積を広く確保して、原子炉格納容器の健全性
および信頼性を向上させることができる。
ば、上部ドライウェルから下部ドライウェルへ延びる空
間ダクト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設備
のうち保守点検が必要な設備が原子炉圧力容器基礎に形
成された連絡開口内に配設され、保守点検が不要な設備
が原子炉圧力容器基礎内に埋設されたことから、連絡開
口の開口面積を広く確保して、原子炉格納容器の健全性
および信頼性を向上させることができる。
第1図はこの発明に係る原子炉格納容器の一実施例が適
用された原子炉圧力容器基礎の縦断面図、第2図は第1
図のII−II線に沿う要部横断面図、第3図は原子炉格納
容器を原子炉圧力容器と共に示す縦断面図、第4図は従
来の原子炉格納容器における原子炉圧力容器基礎の縦断
面図、第5図は第4図のV−V線に沿う要部横断面図で
ある。 1……原子炉格納容器、2……原子炉圧力容器基礎、3
……原子炉圧力容器、4……ダイヤフラムフロア、5…
…上部ドライウェル、7……下部ドライウェル、10……
連絡開口、15……ケーブルダクト、16……電線管、18…
…配管、19……サポート、20……空調ダクト。
用された原子炉圧力容器基礎の縦断面図、第2図は第1
図のII−II線に沿う要部横断面図、第3図は原子炉格納
容器を原子炉圧力容器と共に示す縦断面図、第4図は従
来の原子炉格納容器における原子炉圧力容器基礎の縦断
面図、第5図は第4図のV−V線に沿う要部横断面図で
ある。 1……原子炉格納容器、2……原子炉圧力容器基礎、3
……原子炉圧力容器、4……ダイヤフラムフロア、5…
…上部ドライウェル、7……下部ドライウェル、10……
連絡開口、15……ケーブルダクト、16……電線管、18…
…配管、19……サポート、20……空調ダクト。
Claims (1)
- 【請求項1】ダイヤフラムフロア等によって上部ドライ
ウェルおよび下部ドライウェルが画成され、上記下部ド
ライウェル内に原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容
器基礎が設置され、この原子炉圧力容器基礎には、上記
上部および下部ドライウェルを連通する連絡開口が形成
されるとともに、上記上部および下部ドライウェル間に
延びる空調ダクト、ケーブルダクト、電線管および配管
等の設備が収納された原子炉格納容器において、上記空
調ダクト、ケーブルダクト、電線管および配管等の設備
のうち保守点検が必要な設備が前記連絡開口内に配設さ
れ、保守点検が不要な設備が上記原子炉圧力容器基礎内
に埋設されたことを特徴とする原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63035412A JP2592888B2 (ja) | 1988-02-19 | 1988-02-19 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63035412A JP2592888B2 (ja) | 1988-02-19 | 1988-02-19 | 原子炉格納容器 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01212397A JPH01212397A (ja) | 1989-08-25 |
JP2592888B2 true JP2592888B2 (ja) | 1997-03-19 |
Family
ID=12441165
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63035412A Expired - Lifetime JP2592888B2 (ja) | 1988-02-19 | 1988-02-19 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2592888B2 (ja) |
-
1988
- 1988-02-19 JP JP63035412A patent/JP2592888B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH01212397A (ja) | 1989-08-25 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
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|
R360 | Written notification for declining of transfer of rights |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R360 |
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R350 | Written notification of registration of transfer |
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