JP7321045B2 - nuclear power plant - Google Patents
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Description
本発明は、原子力プラントに関する。 The present invention relates to nuclear plants.
原子力プラントに関する技術として、下記特許文献1に開示の技術がある。この特許文献1には、「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を介してペデスタイル3上に立設され、図示しない配管を介して高温高圧の流体を内蔵及び流通する。…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、…から構成される。」と記載されている。
As a technology related to nuclear power plants, there is a technology disclosed in
ところで、原子炉の運転中は原子炉圧力容器が高温となり、原子炉圧力容器が熱膨張する。このため、上述のように原子炉圧力容器を円筒胴の下部において支持する構造では、原子炉圧力容器の上方に接続された配管の高さ位置が大きく変動する。 By the way, during the operation of the nuclear reactor, the temperature of the reactor pressure vessel becomes high and the reactor pressure vessel thermally expands. Therefore, in the structure in which the reactor pressure vessel is supported at the lower portion of the cylindrical body as described above, the height position of the pipes connected above the reactor pressure vessel fluctuates greatly.
ここで、原子炉圧力容器の上方に接続された配管は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器の壁部を貫通して原子炉格納容器の外に引き出され、原子炉圧力容器の側壁と原子炉格納容器の壁部とに固定された状態となっている。このため、原子炉圧力容器の熱膨張により、原子炉圧力容器に接続された配管の高さ位置が大きく変動すると、配管の固定部に負荷が掛かる。そこで、配管の固定部に掛かる負荷を軽減するために、原子炉圧力容器から原子炉格納容器までの配管にエルボーを設けるなどして経路を延長する構成としており、このことが原子力プラントの小型化を妨げる要因となっている。 Here, the piping connected to the upper part of the reactor pressure vessel penetrates the wall of the reactor containment vessel housing the reactor pressure vessel and is drawn out of the reactor containment vessel. and the wall of the containment vessel. Therefore, when the height position of the piping connected to the reactor pressure vessel fluctuates greatly due to thermal expansion of the reactor pressure vessel, a load is applied to the fixing portion of the piping. Therefore, in order to reduce the load on the fixed part of the piping, the piping from the reactor pressure vessel to the reactor containment vessel is configured to extend the path by providing an elbow, etc., which contributes to the miniaturization of the nuclear power plant. is a factor that hinders
そこで本発明は、原子炉圧力容器に接続され原子炉格納容器に固定された配管の経路短縮を可能とし、これにより小型化が可能な原子力プラントを提供することを目的とする。 SUMMARY OF THE INVENTION Accordingly, it is an object of the present invention to provide a nuclear power plant capable of downsizing by making it possible to shorten the path of piping connected to the reactor pressure vessel and fixed to the reactor containment vessel.
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を支持する圧力容器支持構造と、前記圧力容器支持構造に支持された前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器の重心よりも上方において前記原子炉圧力容器の側周壁に接続され、かつ前記原子炉格納容器に固定された配管とを備え、前記圧力容器支持構造は、前記原子炉圧力容器の重心よりも上方において、前記原子炉圧力容器を支持する原子力プラントである。
In order to solve the above problems, for example, the configurations described in the claims are adopted.
The present application includes a plurality of means for solving the above problems. To give one example, a reactor pressure vessel, a pressure vessel support structure that supports the reactor pressure vessel, and a pressure vessel support structure supported by the pressure vessel support structure. a reactor containment vessel that houses the reactor pressure vessel; and a pipe that is connected to a side peripheral wall of the reactor pressure vessel above the center of gravity of the reactor pressure vessel and fixed to the reactor containment vessel. wherein the pressure vessel support structure supports the reactor pressure vessel above the center of gravity of the reactor pressure vessel.
本発明によれば、原子炉圧力容器に接続され原子炉格納容器に固定された配管の経路短縮を可能とし、これにより小型化が可能な原子力プラントを提供することができる。 Advantageous Effects of Invention According to the present invention, it is possible to shorten the path of piping connected to the reactor pressure vessel and fixed to the reactor containment vessel, thereby providing a nuclear power plant capable of downsizing.
以下、本発明の原子力プラントの各実施の形態を、図面に基づいて詳細に説明する。なお、以下に説明する各実施形態においては、同一の構成要素に同一の符号を付し、重複する説明は省略する。 Hereinafter, each embodiment of the nuclear power plant of the present invention will be described in detail based on the drawings. In addition, in each embodiment described below, the same code|symbol is attached|subjected to the same component, and the overlapping description is abbreviate|omitted.
≪第1実施形態≫
図1は、第1実施形態に係る原子力プラント1の構成図であって、本発明を改良沸騰水型の原子力プラントに適用した場合の図を示している。この図に示す原子力プラント1は、炉心が収容された原子炉圧力容器10と、原子炉圧力容器10に固定された配管11と、原子炉圧力容器10を支持する圧力容器支持構造20とを備える。また原子力プラント1は、原子炉圧力容器10を収容する原子炉格納容器30と、さらに原子炉格納容器30を収容する原子炉建屋40とを備えている。
<<First embodiment>>
FIG. 1 is a block diagram of a
このような構成において、この原子力プラント1は、圧力容器支持構造20による原子炉圧力容器10の支持状態が特徴的である。以下、原子力プラント1の構成を、原子炉圧力容器10から順に説明する。
In such a configuration, this
<原子炉圧力容器10>
原子炉圧力容器10は、核燃料の集合体である炉心と冷却材とを収容するものであり、鉛直方向に配置された円筒材の両側開口を閉塞した形状を有する。このような原子炉圧力容器10は、鋼鉄製であって、例えば上部円筒胴と下部円筒胴とを溶接した円筒材と、鉛直方向に配置された円筒材の上部を閉塞する上鏡部と、円筒材の下部を閉塞する下鏡部とによって構成されている。
<
The
また原子炉圧力容器10は、次に説明する配管11が、鉛直方向の異なる高さに複数接続されている。
In the
<配管11>
配管11は、原子炉圧力容器10に接続されると共に、原子炉格納容器30に固定されたものである。このような配管11は、一方の端部が、原子炉圧力容器10の内部に連通する状態で、原子炉圧力容器10の側周壁に接続して設けられている。原子炉圧力容器10に対する各配管11の接続箇所は、原子炉圧力容器10の重心よりも上方であって、原子炉圧力容器10の側周壁である。
<
The
また配管11は、他方の端部が、以降に説明する原子炉格納容器30を貫通し、貫通箇所において原子炉格納容器30に固定され、さらに原子炉建屋40から外側に取り出された状態で配置されている。原子炉格納容器30における配管11の貫通箇所は、おおむね、原子炉圧力容器10に対する配管11の接続高さと同程度の高さであることとする。
The other end of the
例えばこの原子力プラント1が、図示したような沸騰水型の場合、これらの配管11は、蒸気配管11aと復水配管11bと、さらにその他の配管である。蒸気配管11aは、冷却材である水が加熱された蒸気Sを、原子炉圧力容器10からタービンなどの外部機器に供給するための配管である。復水配管11bは、外部機器を通過した蒸気Sを冷却した水Lを、原子炉圧力容器10に戻すための配管である。これらの配管11は、それぞれが必要に応じた数だけ設けられ、典型的には原子炉圧力容器10の重心Cgよりも上方において、原子炉圧力容器10の周方向の複数個所に配置されている。
For example, if this
例えば蒸気配管11aであれば、原子炉圧力容器10内の冷却材の液面よりも高い位置に配置されている。また復水配管11bであれば、原子炉圧力容器10内の冷却材の液面よりも低い位置に配置されている。以上は、沸騰水型の原子力プラント1であれば、図示したような改良型に限定されることはなく、従来型であっても、自然循環型であっても同様である。
For example, the steam pipe 11 a is arranged at a position higher than the liquid surface of the coolant inside the
また、この原子力プラント1が加圧水型の場合、これらの配管11は、蒸気発生器を介して原子炉圧力容器10に接続され、原子炉格納容器30を貫通して固定された配管であることとする。
Further, if the
なお、ここでの図示は省略したが、配管11は、原子炉圧力容器10に設けられたノズル部分と、このノズル部分に接続された配管部分とで構成されていてよい。配管部分は、必要に応じて配管11を屈曲して配置するためのエルボー配管を含んでよい。また原子炉圧力容器10は、原子炉格納容器30の外に取り出される配管11の他にも、これらの配管11とは異なり、原子炉圧力容器10に連通するが、原子炉格納容器30の内部のみに配設された内部配管も備えていてよい。
Although not shown here, the
<圧力容器支持構造20>
圧力容器支持構造20は、支持構造体21と支持部材22とを備える。支持構造体21には、スタビライザ23が設けられている。以下、これらの構成要素の詳細を説明する。
[支持構造体21]
支持構造体21は、例えば原子炉格納容器30の床面30aを構成するベタ基礎からの立ち上がりによって構成された円筒形状の基礎部分である。このような支持構造体21は、放射性物質の遮蔽壁を兼ねたものであり、特にγ線に対する遮蔽機能、さらに好ましくは生体遮蔽機能を有する遮蔽壁として構成されていることとする。このような支持構造体21は、鉄筋材料とコンクリート材料との複合構造によって構成され、原子炉圧力容器10を下部側から覆って収容する。このように支持構造体21が遮蔽壁を兼ねる構成とすることにより、原子炉圧力容器10と原子炉格納容器30との間に、別体としてγ-シールドを配置する必要がなく、原子炉格納容器30内の省スペース化を図ることができる。
<Pressure
Pressure
[Support structure 21]
The
また支持構造体21は、その上端縁であって円筒形状の開口縁部分が、原子炉圧力容器10を支持するための台座21aとして構成されている。支持構造体21の上端縁を台座21aとして構成することにより、支持構造体21の径を小型化できる。この台座21aには支持部材22が固定され、この支持部材22を介して原子炉圧力容器10が支持構造体21の台座21aに固定された状態となっている。
The
また支持構造体21は、配管11を貫通させるための開口部21bが設けられていてもよい。この原子力プラント1が沸騰水型の場合、一例として配管11のうち下方に配置された復水配管11bを貫通させるための開口部21bを有する。
Further, the
このような開口部21bは、原子炉圧力容器10に対する復水配管11bの接続高さに合わせ、同程度の高さ位置に設けられていることが好ましい。また配管11を貫通させた状態の開口部21bは、放射性物質に対する遮蔽機能を有する材料、特にγ線に対する遮蔽機能さらに好ましくは生体遮蔽機能を有する材料によって埋め込まれていることが好ましい。このような材料としては、セメントが用いられる。
Such an
なお、原子炉圧力容器10の縦方向の熱膨張・収縮によって配管11に掛かる負荷の軽減を考慮した場合、開口部21bは、復水配管11bの垂直及び水平方向の動きを妨げることのない構成であってもよい。
Considering the reduction of the load applied to the piping 11 due to the thermal expansion and contraction in the vertical direction of the
[支持部材22]
支持部材22は、原子炉圧力容器10を支持構造体21に対して固定するための部材であり、原子炉圧力容器10に対して支持部材22が取り付けられた位置が、原子炉圧力容器10の支持部Pとなる。このような支持部材22は、例えば下方に向かって広がる円錐台のスカート形状を有する。スカート形状の支持部材22は、上方側の端縁が原子炉圧力容器10の側周壁に固定され、下方側の端縁が支持構造体21の台座21a上に固定され、鉛直方向及び水平方向の荷重を支持する構造となっている。
[Support member 22]
The
より詳しくは、支持部材22における上方側の端縁は、原子炉圧力容器10の重心Cgよりも上方において、原子炉圧力容器10の側周壁に固定されている。これにより、原子炉圧力容器10は、重心Cgよりも上方の支持部Pにおいて、支持部材22によって支持された状態で、原子炉格納容器30内に固定された状態となっている。
More specifically, the upper edge of the
また好ましくは、支持部材22における上方側の端縁は、配管11の接続高さと同程度の高さにおいて、原子炉圧力容器10の側周壁に固定されていることとする。原子炉圧力容器10の異なる高さ位置に複数の配管11が接続されている場合であれば、これらの配管11が接続された高さ位置の範囲内に、支持部材22における上方側の端縁が固定されていることとする。さらに好ましくは、複数の配管11が接続された高さ位置の範囲の中間の高さに、支持部材22における上方側の端縁が固定されていることとする。
Further, preferably, the upper end edge of the
具体的な一例として、原子炉圧力容器10に接続された配管11が蒸気配管11aと復水配管11bとである場合、蒸気配管11aと復水配管11bとが接続された高さ位置の範囲内において、支持部材22における上方側の端縁が、原子炉圧力容器10の側周壁に固定されていることとする。この場合の好ましい例としては、蒸気配管11aの接続高さと、復水配管11bの接続高さの中間位置において、支持部材22における上方側の端縁が、原子炉圧力容器10の側周壁に固定されていることとする。
As a specific example, when the
これにより、原子炉圧力容器10の支持部Pは、配管11の接続高さと同程度の高さとなり、原子炉圧力容器10の熱膨張・収縮による配管11の鉛直方向の移動を小さく抑えることができる。
As a result, the support portion P of the
[スタビライザ23]
スタビライザ23は、原子炉格納容器30および原子炉圧力容器10の揺れを安定化させるためのものであって、複数箇所に設けられている。このようなスタビライザ23のうちの幾つかは、原子炉圧力容器10と支持構造体21との間に配置されたRPVスタビライザ23aであって、原子炉圧力容器10を構成する円筒材の周方向に沿って複数配置されている。またスタビライザ23のうちの他の幾つかは、支持構造体21と原子炉格納容器30の側周壁と間に配置されたPCVスタビライザ23b(PVV:Primary Containment Vessel)であって、支持構造体21の周方向に沿って複数配置されている。
[Stabilizer 23]
The stabilizers 23 are for stabilizing the shaking of the
<原子炉格納容器30>
原子炉格納容器30は、圧力容器支持構造20で支持された状態の原子炉圧力容器10を収容する容器である。この原子炉格納容器30は、冷却材喪失などの事故発生時において原子炉圧力容器10に対する圧力障壁として機能するとともに、外部への放射性物質の拡散に対する障壁となる。このような原子炉格納容器30は、原子炉圧力容器10の全周を覆う構成であって、鉄筋材料とコンクリート材料との複合構造であり、例えば鋼鉄製の容器の周囲をコンクリートで覆って構成される。
<
The
また原子炉格納容器30は、配管11を取り出す貫通孔31を有する。貫通孔31は、原子炉圧力容器10に接続された配管11を、原子炉格納容器30の外側に取り出すための開口である。貫通孔31は、各配管11に対応して設けられており、原子炉圧力容器10に対する各配管11の接続高さに合わせ、同程度の高さ位置に設けられていることが好ましい。また個々の配管11を貫通させた状態の各貫通孔31は、放射性物質に対する遮蔽機能を有する材料、特にγ線に対する遮蔽機能さらに好ましくは生体遮蔽機能を有する材料によって埋め込まれていることが好ましい。このような材料としては、セメントが用いられる。
The
<原子炉建屋40>
原子炉建屋40は、原子炉格納容器30を収容する建造物である。この原子炉建屋40は、冷却材喪失などの事故発生時において原子炉格納容器30に対する圧力障壁として機能するとともに、外部への放射性物質の拡散に対する障壁となる。このような原子炉建屋40は、原子炉格納容器30の覆うコンクリート製のものであり、内部に収容する原子炉格納容器30との間に取り合いを設けて配置されている。
<
The
さらに原子炉建屋40は、配管11を取り出す開口41を有する。この開口41から取り出された配管11が、ここでの図示を省略したタービンや復水器などの外部機器に接続された構成となっている。
Furthermore, the
<第1実施形態の効果>
以上説明した第1実施形態の原子力プラント1は、原子炉圧力容器10の支持高さPを、原子炉圧力容器10の重心Cgよりも上方とした構成である。これにより、原子炉圧力容器10の支持高さPを、原子炉圧力容器10に対する配管11の接続高さに対して、より近接した位置とすることができる。このため、原子炉圧力容器10の熱膨張・収縮による配管11の接続高さ位置の変動を小さく抑えることができる。
<Effects of the first embodiment>
The
したがって、原子炉圧力容器10と原子炉格納容器30との間で配管11を引き回すことなく、原子炉圧力容器10が熱膨張・収縮した際に配管11の固定部に掛かる負荷を軽減することができる。これにより、原子炉圧力容器10から原子炉格納容器30までの配管11の経路を短縮することが可能になる。この結果、原子炉圧力容器10と原子炉格納容器30との間の、配管11を引き回すためのスペースを縮小することができ、原子力プラント1の小型化を図ることが可能となる。
Therefore, it is possible to reduce the load applied to the fixing portion of the
≪変形例≫
以上説明した第1実施形態において、支持構造体21は、遮蔽壁として形成された構造物として説明したが、これに限定されることはない。例えば、支持構造体21は、遮蔽壁と別体で設けたものであってもよい。また支持構造体21は、原子炉格納容器30の床面30aからの立ち上げた円筒形状の遮蔽壁となる基礎部分と、遮蔽壁の上部に立設させた台座構造体とで構成されてもよい。台座構造体は、支持部材22を固定できる構成であれば、壁構造であってもよいが柱構造であってもよく、他の構成であってもよい。これにより従来設計の遮蔽壁の高さに依存することのない支持高さPにおいて原子炉圧力容器10を支持することができる。
<<Modification>>
In the above-described first embodiment, the
さらに支持構造体21は、上端縁を台座21aとして支持部材22を固定する構造物として説明したが、これに限定されるとはない。例えば、支持構造体21は、遮蔽壁の中間高さに原子炉圧力容器10側に向かって突出する台座21aが設けられた構成であってもよい。このような構成であtっても、遮蔽壁の高さに依存することのない支持高さPにおいて原子炉圧力容器10を支持することができる。
Furthermore, although the
≪第2実施形態≫
図2は、第2実施形態に係る原子力プラント2の構成図である。この図に示す原子力プラント2が、図1に示した第1実施形態の原子力プラント1と異なるところは、原子炉格納容器30内において原子炉圧力容器10を支持するための圧力容器支持構造20’の構成であって、特に支持部材102の構成にあり、他の構成要素は変形例も含めて第1実施形態と同様である。このため、以下においては支持部材102の構成のみを説明する。
<<Second embodiment>>
FIG. 2 is a configuration diagram of a
<圧力容器支持構造20’>
[支持部材102]
支持部材102は、原子炉圧力容器10を支持構造体21に支持させるための部材であって、原子炉圧力容器10の側周壁から外側に向かって突出する状態で原子炉圧力容器10に固定さられたブロック状の部材である。この支持部材102は、原子炉圧力容器10の周方向に連続するフランジ形状であってもよい。このような支持部材102は、支持構造体21の台座21a上に載置され、台座21a上でスライドすることにより、熱膨張による原子炉圧力容器10の水平方向の移動を吸収しつつ、原子炉圧力容器10を支持する構造となっている。
<Pressure
[Support member 102]
The
原子炉圧力容器10の側周壁に対する支持部材102の固定位置は、第1実施形態の支持部材の固定位置と同様であり、この支持部材102の固定位置が、原子炉圧力容器10の支持部Pとなる。すなわち、支持部材102は、原子炉圧力容器10の重心Cgよりも上方において、原子炉圧力容器10の側周壁に固定され、好ましくは、配管11の接続高さと同程度の高さにおいて原子炉圧力容器10の側周壁に固定されている。具体的な一例としては、蒸気配管11aと復水配管11bとの間であって中間位置である。
The fixed position of the
<第2実施形態の効果>
以上説明した第2実施形態の構成であっても、原子炉圧力容器10の支持高さPを、原子炉圧力容器10の重心Cgよりも上方とし、原子炉圧力容器10の支持高さPを、原子炉圧力容器10に対する配管11の接続高さに対して近接させているため、第1実施形態と同様に原子力プラント1の小型化を図ることが可能となる。
<Effects of Second Embodiment>
Even in the configuration of the second embodiment described above, the support height P of the
なお、本発明は上記した実施形態および変形例に限定されるものではなく、さらに様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施形態は本発明をわかりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。 In addition, the present invention is not limited to the above-described embodiments and modifications, and includes various modifications. For example, the above-described embodiments have been described in detail in order to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the configurations described. Also, part of the configuration of one embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of one embodiment. Moreover, it is possible to add, delete, or replace a part of the configuration of each embodiment with another configuration.
1,2…原子力プラント
10…原子炉圧力容器
11…配管
11a…蒸気配管
11b…復水配管
20,20’…圧力容器支持構造
21…支持構造体
21a 台座
21b…開口部
22,102…支持部材
30…原子炉格納容器
30a 床面
31 貫通孔
DESCRIPTION OF
Claims (7)
前記原子炉圧力容器を支持する圧力容器支持構造と、
前記圧力容器支持構造に支持された前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、
前記原子炉圧力容器の重心よりも上方において前記原子炉圧力容器の側周壁に接続され、かつ前記原子炉格納容器に固定された配管とを備え、
前記配管は、前記原子炉圧力容器内の蒸気を外部機器に供給するための蒸気配管と、前記蒸気を冷却した冷却材を前記原子炉圧力容器内に供給する復水配管とを含み、
前記圧力容器支持構造は、
前記原子炉格納容器の床面から立ち上げた支持構造体と、
前記原子炉圧力容器に固定され、前記支持構造体に支持された支持部材とを備え、
前記支持部材は、前記原子炉圧力容器の外側に向かって突出して設けられ、突出した先端側が前記支持構造体に載置されており、前記支持構造体の上端縁に設けられた台座上にスライド可能に載置されており、前記原子炉圧力容器の重心よりも上方のみにおいて、前記蒸気配管と前記原子炉圧力容器の接続高さと、前記復水配管と前記原子炉圧力容器の接続高さの中間位置で前記原子炉圧力容器を支持する
原子力プラント。 a reactor pressure vessel;
a pressure vessel support structure that supports the reactor pressure vessel;
a reactor containment vessel that houses the reactor pressure vessel supported by the pressure vessel support structure;
a pipe connected to a side peripheral wall of the reactor pressure vessel above the center of gravity of the reactor pressure vessel and fixed to the reactor containment vessel,
The piping includes a steam piping for supplying steam in the reactor pressure vessel to external equipment, and a condensate piping for supplying a coolant obtained by cooling the steam into the reactor pressure vessel,
The pressure vessel support structure comprises:
a support structure raised from the floor of the containment vessel;
a support member fixed to the reactor pressure vessel and supported by the support structure;
The support member is provided so as to protrude toward the outside of the reactor pressure vessel, and the protruding tip side is placed on the support structure, and is slid on a pedestal provided on the upper edge of the support structure. only above the center of gravity of the reactor pressure vessel, the connection height between the steam pipe and the reactor pressure vessel and the connection height between the condensate pipe and the reactor pressure vessel A nuclear plant supporting said reactor pressure vessel in an intermediate position .
請求項1に記載の原子力プラント。 The nuclear power plant according to claim 1, wherein the pipe penetrates through the reactor containment vessel and is fixed to the reactor containment vessel.
前記圧力容器支持構造は、前記複数の配管が接続された高さ位置の範囲内において前記原子炉圧力容器を支持する
請求項1に記載の原子力プラント。 A plurality of the pipes are connected to the reactor pressure vessel at different height positions,
The nuclear power plant according to Claim 1, wherein said pressure vessel support structure supports said reactor pressure vessel within a range of height positions where said plurality of pipes are connected.
請求項1に記載の原子力プラント。 The nuclear power plant according to Claim 1, wherein said support structure is configured as a shielding wall having a biological shielding function.
請求項4に記載の原子力プラント。 5. A nuclear power plant according to claim 4 , wherein the support structure is a composite structure of rebar material and concrete material.
前記開口部が生体遮蔽機能を有する材料によって埋め込まれている
請求項4に記載の原子力プラント。 The support structure has an opening through which the pipe passes,
5. The nuclear power plant according to claim 4 , wherein said opening is embedded with a material having a biological shielding function.
請求項1~6の何れか1項に記載の原子力プラント。 The reactor pressure vessel and the pressure vessel support structure , and the support structure and the reactor containment vessel are connected via stabilizers below a support portion of the reactor pressure vessel by the support member. A nuclear power plant according to any one of claims 1 to 6 .
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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