JP7321045B2

JP7321045B2 - nuclear power plant

Info

Publication number: JP7321045B2
Application number: JP2019174942A
Authority: JP
Inventors: 梢松川; 文仁廣川; 祐一郎今村
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2019-09-26
Filing date: 2019-09-26
Publication date: 2023-08-04
Anticipated expiration: 2039-09-26
Also published as: JP2021051029A; WO2021059590A1

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 Patent Document 1 below. In this patent document 1, ``The reactor pressure vessel (RPV) 4 is erected on the pedestal 3 via a support structure 5 at the lower part of the cylindrical body 6, and a high-temperature and high-pressure fluid is supplied via a pipe (not shown). The support structure 5 includes a convex support 7 protruding from the lower outer circumference of the cylindrical shell 6 of the reactor pressure vessel 4, and supports the load of the cylindrical shell 6 via the convex support 7. It is composed of a follow-up support member 11 and a support member 8 that follow (absorb) the thermal expansion and contraction of the cylindrical body 6 in the radial direction by turning.".

特開２００９－２２９２８９号公報JP 2009-229289 A

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.

第１実施形態の原子力プラントの構成図である。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS It is a block diagram of the nuclear power plant of 1st Embodiment. 第２実施形態の原子力プラントの構成図である。It is a block diagram of the nuclear power plant of 2nd Embodiment.

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 nuclear power plant 1 according to the first embodiment, showing a case where the present invention is applied to an improved boiling water nuclear power plant. A nuclear power plant 1 shown in this figure includes a reactor pressure vessel 10 containing a reactor core, piping 11 fixed to the reactor pressure vessel 10, and a pressure vessel support structure 20 supporting the reactor pressure vessel 10. . The nuclear plant 1 also includes a reactor containment vessel 30 that houses the reactor pressure vessel 10 and a reactor building 40 that houses the reactor containment vessel 30 .

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 nuclear power plant 1 is characterized by the state in which the reactor pressure vessel 10 is supported by the pressure vessel support structure 20 . Hereinafter, the configuration of the nuclear power plant 1 will be described in order from the reactor pressure vessel 10 .

＜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。 <Reactor pressure vessel 10>
The reactor pressure vessel 10 accommodates a core, which is an assembly of nuclear fuel, and a coolant, and has a shape in which openings on both sides of a vertically arranged cylindrical member are closed. Such a reactor pressure vessel 10 is made of steel, and includes, for example, a cylindrical member in which an upper cylindrical body and a lower cylindrical body are welded together; and a lower speculum that closes the lower part of the cylindrical member.

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 reactor pressure vessel 10, a plurality of pipes 11, which will be described below, are connected at different heights in the vertical direction.

＜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。 <Piping 11>
The pipe 11 is connected to the reactor pressure vessel 10 and fixed to the reactor containment vessel 30 . One end of the pipe 11 is connected to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 so as to communicate with the interior of the reactor pressure vessel 10 . A connection point of each pipe 11 to the reactor pressure vessel 10 is above the center of gravity of the reactor pressure vessel 10 and is a side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 .

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 pipe 11 penetrates the reactor containment vessel 30, which will be described later, is fixed to the reactor containment vessel 30 at the penetration point, and is arranged in a state of being taken out of the reactor building 40 to the outside. It is The penetration point of the pipe 11 in the reactor containment vessel 30 is assumed to be approximately the same height as the connection height of the pipe 11 to the reactor pressure vessel 10 .

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 nuclear power plant 1 is of the boiling water type as shown, these pipes 11 are steam pipes 11a, condensate pipes 11b, and other pipes. The steam pipe 11a is a pipe for supplying steam S obtained by heating water as a coolant from the reactor pressure vessel 10 to external equipment such as a turbine. The condensate pipe 11 b is a pipe for returning the water L obtained by cooling the steam S that has passed through the external equipment to the reactor pressure vessel 10 . Each of these pipes 11 is provided as many as necessary, and is typically arranged at a plurality of locations in the circumferential direction of the reactor pressure vessel 10 above the center of gravity Cg of the reactor pressure vessel 10. .

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 reactor pressure vessel 10 . Further, the condensate pipe 11b is arranged at a position lower than the liquid surface of the coolant inside the reactor pressure vessel 10 . As long as the nuclear power plant 1 is of a boiling water type, the above description is not limited to the improved type shown in the figure, and the same applies to the conventional type and the natural circulation type.

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 nuclear power plant 1 is of a pressurized water type, these pipes 11 are connected to the reactor pressure vessel 10 via the steam generators and fixed through the reactor containment vessel 30. do.

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 pipe 11 may be composed of a nozzle portion provided in the reactor pressure vessel 10 and a pipe portion connected to this nozzle portion. The piping section may include elbow piping for bending and arranging the piping 11 as needed. The reactor pressure vessel 10 also communicates with the reactor pressure vessel 10 in addition to the piping 11 that is taken out of the reactor containment vessel 30 , unlike these piping 11 . There may also be internal piping disposed only on 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 vessel support structure 20>
Pressure vessel support structure 20 comprises a support structure 21 and a support member 22 . The support structure 21 is provided with stabilizers 23 . Details of these components are described below.
[Support structure 21]
The support structure 21 is, for example, a cylindrical base portion formed by rising from a mat base that constitutes the floor surface 30 a of the containment vessel 30 . Such a support structure 21 also serves as a shielding wall for radioactive substances, and is configured as a shielding wall having a function of shielding against γ-rays, more preferably a function of shielding a living body. Such a support structure 21 is composed of a composite structure of reinforcing steel material and concrete material, and covers and houses the reactor pressure vessel 10 from the lower side. By configuring the support structure 21 to serve also as a shield wall in this way, there is no need to dispose a γ-shield as a separate body between the reactor pressure vessel 10 and the reactor containment vessel 30. Space saving in the container 30 can be achieved.

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 support structure 21 is configured such that the cylindrical opening edge portion, which is the upper end edge thereof, serves as a pedestal 21 a for supporting the reactor pressure vessel 10 . By configuring the upper edge of the support structure 21 as a pedestal 21a, the diameter of the support structure 21 can be reduced. A support member 22 is fixed to the pedestal 21 a , and the reactor pressure vessel 10 is fixed to the pedestal 21 a of the support structure 21 via the support member 22 .

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 support structure 21 may be provided with an opening 21b for allowing the pipe 11 to pass therethrough. If the nuclear power plant 1 is of a boiling water type, for example, the piping 11 has an opening 21b through which the condensate piping 11b arranged below is passed.

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 opening 21b is preferably provided at a height similar to the connection height of the condensate pipe 11b with respect to the reactor pressure vessel 10 . The opening 21b through which the pipe 11 is passed is preferably embedded with a material having a function of shielding radioactive substances, particularly a material having a function of shielding against γ-rays, more preferably a material having a function of shielding a living body. Cement is used as such a material.

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 reactor pressure vessel 10, the opening 21b is configured so as not to hinder the movement of the condensate piping 11b in the vertical and horizontal directions. may be

［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 support member 22 is a member for fixing the reactor pressure vessel 10 to the support structure 21 , and the position where the support member 22 is attached to the reactor pressure vessel 10 is the It becomes the support part P. Such a support member 22 has, for example, a frusto-conical skirt shape that widens downward. The skirt-shaped support member 22 has an upper edge fixed to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 and a lower edge fixed to the pedestal 21a of the support structure 21. It has a structure that supports the load.

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 support member 22 is fixed to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 above the center of gravity Cg of the reactor pressure vessel 10 . As a result, the reactor pressure vessel 10 is fixed inside the reactor containment vessel 30 while being supported by the support member 22 at the support portion P above the center of gravity Cg.

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 support member 22 is fixed to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 at the same height as the connection height of the pipe 11 . In the case where a plurality of pipes 11 are connected at different height positions of the reactor pressure vessel 10, the upper end edge of the support member 22 is located within the range of height positions where these pipes 11 are connected. is fixed. More preferably, the upper edge of the support member 22 is fixed at an intermediate height in the range of height positions to which the plurality of pipes 11 are connected.

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 pipes 11 connected to the reactor pressure vessel 10 are the steam pipe 11a and the condensate pipe 11b, the height within the range where the steam pipe 11a and the condensate pipe 11b are connected 3, the upper edge of the support member 22 is fixed to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 . As a preferable example in this case, the upper edge of the support member 22 is fixed to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 at an intermediate position between the connection height of the steam pipe 11a and the connection height of the condensate pipe 11b. It is assumed that

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 reactor pressure vessel 10 becomes as high as the connection height of the pipe 11, and the vertical movement of the pipe 11 due to thermal expansion/contraction of the reactor pressure vessel 10 can be suppressed. can.

［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 reactor containment vessel 30 and the reactor pressure vessel 10, and are provided at a plurality of locations. Some of such stabilizers 23 are RPV stabilizers 23a arranged between the reactor pressure vessel 10 and the support structure 21, and are arranged in the circumferential direction of the cylindrical member forming the reactor pressure vessel 10. Several are arranged along the Some of the other stabilizers 23 are PCV stabilizers 23b (PVV: Primary Containment Vessel) arranged between the support structure 21 and the side peripheral wall of the reactor containment vessel 30. A plurality of them are arranged along the circumferential direction.

＜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。 <Reactor containment vessel 30>
The reactor containment vessel 30 is a vessel that accommodates the reactor pressure vessel 10 supported by the pressure vessel support structure 20 . This reactor containment vessel 30 functions as a pressure barrier against the reactor pressure vessel 10 in the event of an accident such as loss of coolant, and also serves as a barrier against diffusion of radioactive materials to the outside. Such a reactor containment vessel 30 is configured to cover the entire periphery of the reactor pressure vessel 10, and has a composite structure of a reinforcing steel material and a concrete material. For example, a steel vessel is surrounded by concrete. be done.

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 reactor containment vessel 30 also has a through hole 31 through which the pipe 11 is taken out. The through hole 31 is an opening for taking out the pipe 11 connected to the reactor pressure vessel 10 to the outside of the reactor containment vessel 30 . The through-holes 31 are provided corresponding to the respective pipes 11 , and are preferably provided at approximately the same height as the connection height of the pipes 11 with respect to the reactor pressure vessel 10 . Further, each through-hole 31 through which each pipe 11 is passed is preferably embedded with a material having a function of shielding against radioactive substances, particularly a material having a function of shielding against γ-rays, and more preferably a material having a function of shielding a living body. Cement is used as such a material.

＜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。 <Reactor Building 40>
The reactor building 40 is a building that houses the reactor containment vessel 30 . The reactor building 40 functions as a pressure barrier against the reactor containment vessel 30 in the event of an accident such as coolant loss, and also serves as a barrier against diffusion of radioactive materials to the outside. Such a reactor building 40 is made of concrete to cover the reactor containment vessel 30, and is arranged with a connection between it and the reactor containment vessel 30 housed therein.

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 reactor building 40 has an opening 41 through which the pipe 11 is taken out. The piping 11 taken out from the opening 41 is connected to external equipment such as a turbine and a condenser (not shown).

＜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 nuclear power plant 1 of the first embodiment described above is configured such that the support height P of the reactor pressure vessel 10 is higher than the center of gravity Cg of the reactor pressure vessel 10 . As a result, the support height P of the reactor pressure vessel 10 can be positioned closer to the connection height of the pipe 11 to the reactor pressure vessel 10 . Therefore, fluctuations in the connection height position of the pipe 11 due to thermal expansion/contraction of the reactor pressure vessel 10 can be suppressed.

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 pipe 11 when the reactor pressure vessel 10 thermally expands and contracts without routing the pipe 11 between the reactor pressure vessel 10 and the reactor containment vessel 30. can. This makes it possible to shorten the route of the piping 11 from the reactor pressure vessel 10 to the reactor containment vessel 30 . As a result, the space between the reactor pressure vessel 10 and the reactor containment vessel 30 for routing the pipes 11 can be reduced, and the nuclear plant 1 can be downsized.

≪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 support structure 21 has been described as a structure formed as a shielding wall, but it is not limited to this. For example, the support structure 21 may be provided separately from the shielding wall. Also, the support structure 21 may be composed of a base portion that serves as a cylindrical shielding wall raised from the floor surface 30a of the containment vessel 30, and a pedestal structure erected on the upper part of the shielding wall. good. The pedestal structure may be a wall structure, a column structure, or other structure as long as the support member 22 can be fixed. This allows the reactor pressure vessel 10 to be supported at a support height P that is not dependent on the height of conventionally designed shield walls.

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 support structure 21 has been described as a structure in which the support member 22 is fixed using the upper edge as the pedestal 21a, it is not limited to this. For example, the support structure 21 may have a configuration in which a pedestal 21a protruding toward the reactor pressure vessel 10 side is provided at an intermediate height of the shield wall. Even with such a configuration, the reactor pressure vessel 10 can be supported at the support height P that does not depend on the height of the shielding wall.

≪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 nuclear power plant 2 according to the second embodiment. The nuclear power plant 2 shown in this figure differs from the nuclear power plant 1 of the first embodiment shown in FIG. , particularly in the configuration of the support member 102, and other constituent elements are the same as those of the first embodiment, including modifications. Therefore, only the configuration of the support member 102 will be described below.

＜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 Vessel Support Structure 20′>
[Support member 102]
The support member 102 is a member for supporting the reactor pressure vessel 10 on the support structure 21, and is fixed to the reactor pressure vessel 10 in a state of protruding outward from the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10. It is a block-shaped member. The support member 102 may have a flange shape that continues in the circumferential direction of the reactor pressure vessel 10 . Such a support member 102 is placed on the pedestal 21a of the support structure 21, and slides on the pedestal 21a, thereby absorbing horizontal movement of the reactor pressure vessel 10 due to thermal expansion while allowing the reactor to move freely. It has a structure to support the pressure vessel 10 .

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 support member 102 to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 is the same as the fixed position of the support member in the first embodiment, and the fixed position of the support member 102 is the support portion P of the reactor pressure vessel 10. becomes. That is, the support member 102 is fixed to the side peripheral wall of the reactor pressure vessel 10 above the center of gravity Cg of the reactor pressure vessel 10, and preferably, at a height approximately equal to the connection height of the pipe 11, the reactor pressure is increased. It is fixed to the side peripheral wall of the container 10 . A specific example is an intermediate position between the steam pipe 11a and the condensate pipe 11b.

＜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 reactor pressure vessel 10 is set above the center of gravity Cg of the reactor pressure vessel 10, and the support height P of the reactor pressure vessel 10 is set to , the height of the connection of the pipe 11 to the reactor pressure vessel 10 is close to that of the reactor pressure vessel 10, so that the size of the nuclear power plant 1 can be reduced in the same manner as in the first embodiment.

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 SYMBOLS 1, 2... Nuclear power plant 10... Reactor pressure vessel 11... Piping 11a... Steam pipe 11b... Condensate pipe 20, 20'... Pressure vessel support structure 21... Support structure 21a Pedestal 21b... Opening 22, 102... Support member 30... Reactor containment vessel 30a floor surface 31 through hole

Claims

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 .

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.

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.

The nuclear power plant according to Claim 1, wherein said support structure is configured as a shielding wall having a biological shielding function.

5. A nuclear power plant according to claim 4 , wherein the support structure is a composite structure of rebar material and concrete material.

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.

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 .