JPH0250438B2 - - Google Patents

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JPH0250438B2
JPH0250438B2 JP56190475A JP19047581A JPH0250438B2 JP H0250438 B2 JPH0250438 B2 JP H0250438B2 JP 56190475 A JP56190475 A JP 56190475A JP 19047581 A JP19047581 A JP 19047581A JP H0250438 B2 JPH0250438 B2 JP H0250438B2
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JP
Japan
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floor
internal structure
slab
nuclear reactor
reactor building
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Kuroodo Hisuta Jan
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Fragema
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/32Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • 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

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Buildings Adapted To Withstand Abnormal External Influences (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Building Environments (AREA)
  • Conveying And Assembling Of Building Elements In Situ (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、原子炉容器を取り囲むコンクリー
ト製内部構造体に生じる応力が、建物全体を支持
する全体床に作用しない原子炉建物に関する。
原子炉建物と称する中性子原子炉を内側に装備
した建物は、一次回路の構成要素を支持している
内部構造体が内側に配置された閉込みエンクロー
ジユア(原子炉格納容器)によつて構成される。
前記内部構造体は内部構造体床と称する床部と、
原子炉容器を囲みかつ支持する容器柱体と称する
コンクリート構造物と、前記容器柱体の周囲に配
置される中性子反射及び高温断熱のためのホツト
セルとを本質的に含む。閉込みエンクロージユア
は事故の場合に放射性物質の如何なる漏洩も防止
し、かつ一次域いは二次回路の破損が起こつた場
合に生じる圧力および熱応力に抗する。又、閉込
みエンクロージユアは、全体床と称する床部と、
該全体床上の円筒状裾部と、該円筒状裾部の上方
開放部を密閉する天蓋とで構成される。更に、閉
込みエンクロージユアは外板と称する軟鋼被覆に
よつて密閉されている。
一方、原子炉建物は、内部構造体に生じる応力
が全体床の変形要因になることが知られている。
この発明は、内部構造体に生じる応力を全体床
の変形は無関係にさせ、上記不利点を排除した原
子炉建物を提供することを目的とする。
このため、この発明に係わる原子炉建物は、全
体床と内部構造体床との間に緩衝域を有する。
更に詳しくは、この発明は内側に一次回路の構
成要素を支持している内部構造体を収容した閉込
みエンクロージユアによつて構成され、該閉込み
エンクロージユアが天蓋によつて上方開口部を閉
塞されかつ全体床上に組付けられた円筒状裾部を
含み、前記内部構造体が内部構造体床と、内部構
造体床のほぼ中央に配置される原子炉容器を囲み
かつ支持する容器柱体と称するコンクリート円筒
体と、該容器柱体を囲む高温断熱のためのホツト
セルとによつて構成されると共に、前記内部構造
体床の下方部は周辺支持リングによつて前記全体
床上に載置され、かつ前記全体床と内部構造体床
との間に緩衝域が設けられている原子炉建物によ
り達成される。
全体床と内部構造体床との間の緩衝域は、内部
構造体床に向かつて全体床を移動しようとする相
対変形を吸収することを可能にする。従つて、内
部構造体に生じる応力は全体床の変形と無関係と
なる。
ここにおいて問題となるのは、周辺支持リング
によつてのみ内部構造体が全体床上に載置される
ように、内部構造体内に前記緩衝域が形成される
間に内部構造体床がコンクリート打ちされること
である。
この発明の第1実施例によれば、この緩衝域は
周辺支持リングの内側の全円形表面にわたつて配
設される圧縮層により得られる。
内部構造体床は2段階でコンクリート打ちされ
る。第1段階で、容器柱体に面する床部分を覆わ
ないようにして内部構造体床の下方部となる周辺
リングをコンクリート打ちする。コンクリート打
ち作業中に、周辺支持リング内側に配設する圧縮
層の変形能力が侵されるのを阻止するために、容
器柱体に対応した下方位置に一組のシムを仮設す
る。これらシムは内部構造体が周辺支持リング上
に自己支持されるのに充分な慣性を有すると直ち
にジヤツキにより取外される。シムを容器柱体の
下方から取外した後に容器柱体に面する全体床の
中央部分に圧縮層となる圧縮緩衝体を取付ける。
次に、容器柱体に面する内部構造体床の部分をコ
ンクリート打ちする。容器柱体と内部構造体床を
合体接合するために容器柱体裾部には図示しない
結合補助部材が設けられる。
この発明の第2実施例によれば、原子炉建物は
全体床と内部構造体床との間の緩衝域に3個のス
ラブが配置され、これらスラブは少なくも3個の
支持点によつて全体床上に置かれかつ容器柱体に
面する全体床の部分を除いて周辺支持リング内側
に位置する全円形表面を覆い、これらスラブの上
に圧縮層が配置されかつ内部構造体床が形成され
る間ずつと該圧縮層を保護する無補強セメントモ
ルタルカバーが配置され、更に通気パイプを有し
た通気システムが緩衝域内に形成される空所を閉
込みエンクロージユアの周囲環境と接続する。
この実施例の場合、内部構造体の応力が全体床
の変形と無関係であることを補償するため、前記
スラブ上方に圧縮層を具備することが不可欠であ
る。即ち、前記圧縮層を設けなければ、少なくと
も3個の支持点によつて全体床上に載置されかつ
周辺支持リング内側の全円形表面を覆うこのスラ
ブは全体床の変形を内部構造体に伝達する。
次に、前記第2実施例の変形例によれば、全体
床と内部構造体床との間の緩衝域は、リング扇形
状を有しかつ内部構造体床を形成する生コンクリ
ートの全重量域いは部分重量を支持できる大型の
スラブの配設により達せられる。この変形例にお
いて、先の第2実施例と同様、内部構造体床に事
故が起きた場合の影響を防ぐため、通気システム
が緩衝域に形成される空所と閉込みエンクロージ
ユアの周囲環境を接続する。
この変形例によれば、全体床と内部構造体床と
の間の緩衝域に空所を形成するためにスラブは外
方側が全体床によつて支持され、内方側が仮設の
シム上に置かれており、通気システムは空所を閉
込みエンクロージユアの周囲環境と接続する。
即ち、内部構造体床に提供される緩衝域はスラ
ブと全体床との間に形成される空所によつて構成
される。従つて、前述の2実施例の場合に存在し
た圧縮槽は必ずしも不可欠でない。
図面を参照しつつ必ずしもそれらに限定するも
のでないこの発明の実施例によつて、以下にこの
発明を詳細に説明する。
第1図はこの発明に係わる内部構造体が配置さ
れた原子炉建物の断面図である。
原子炉容器2は閉込みエンクロージユア4内に
配置される。このエンクロージユア4は円筒状裾
部6、全体床8、およびこのエンクロージユア4
の上方部を密閉する図示しない天蓋部を含む。閉
込みエンクロージユア4は外板と称する軟鋼被覆
10によつて密閉されている。円筒状裾部6の下
方部は全体床8に結合される。この結合は台形形
状の結合部12で実施されている。このようにし
て内側に、後述する内部構造体14を載置するた
めの平坦な底部を有した小型の容器が構成されて
いる。従つて、全体床8と接する軟鋼被覆10は
水平移動はできない。
内部構造体14は閉込みエンクロージユア4内
に装備され、主として一次回路の構成要素を支持
しているコンクリート構造体である。内部構造体
14は内部構造体床16、原子炉容器2を支持し
かつ前記内部構造体床16のほぼ中央に位置する
容器柱体18と称するコンクリート円筒体、およ
びこれらに接合されかつ容器柱体18に対して放
射状に配置された高温断熱のためのホツトセル2
0よつて構成される。内部構造体14は閉込みエ
ンクロージユア4から取外し可能で、スチレン域
いは類似の材料で造られたガスケツト5が閉込み
エンクロージユア4と内部構造体床16の上方対
向面との間に配設されている。内部構造体床は
種々の方式で閉込みエンクロージユア内に配置可
能である。
第1実施例によれば、その配置は内部構造体床
16の中央部が円形凹部47に形成され、全体床
8に形成された前記円形凹部47と補合する形状
の円形ボス46がこの凹部に係合すること、およ
び内部構造体床16の下方部の周辺に形成される
周辺支持リング23を全体床8上に載置すること
によつて実施される。この配置は、前記内部構造
体床16および全体床8の相対的水平固定を保証
すると共に、それらの間の自由膨張を許す。この
実施例は第1図の左半分において示されており、
全体床8は床上に突出しかつ軟鋼被覆10で覆わ
れた円形ボス46を有する。内部構造体床16は
界面位置に垂直円形リング48によつて円形ボス
46と協働する円形凹部47を有する。従つて、
水平固定が得られ、しかも両方の床間で垂直移動
が可能である。内部構造体床16と全体床8との
間には、該内部構造体床16の下方部の周辺に形
成される周辺支持リング23の部分を除いて緩衝
域33が存在する。
第1図の右半分に示す第2実施例では、全体床
8と内部構造体床16との間にスラブ22が配設
されており、容器柱体18の加熱の作用を受けて
内部構造体床16が容器柱体を中心に自由に熱膨
張できるように、滑動部材から成り水平滑り接合
部を構成する水平滑り層24がスラブ22と内部
構造体床16との間に容器柱体18を中心にリン
グ形状に配置されている。スラブ22の厚さは、
伝達される地震の力に耐える最小限の大きさであ
る。
この発明によれば、第1図に示す原子炉建物の
2つの実施例は、何れも全体床8と内部構造体床
16との間に緩衝域33を有する。この緩衝域は
内部構造体14に生じる応力を全体床8の変形に
無関係にさせる。上記特性を得るために緩衝域3
3を構成する種々の方法を第2図乃至第5図を参
照して後述する。
第2図は前記第1実施例の部分断面図である。
図には、全体床8、閉込みエンクロージユア4の
密閉を保証する軟鋼被覆10、該被覆を保護する
コンクリート層11、および被覆10の溶接部の
点検或いは検査を可能にするため前記コンクリー
ト層11で被覆された溝13が示されている。そ
の他に閉込みエンクロージユア4の円筒状裾部6
の下方部と全体床8との間に台形形状部の結合部
12が示されている。第1図には図示しなかつた
スラブ22は容器柱体18に対応する中央部分2
2a、および閉込みエンクロージユア4の結合部
12に固定される周辺部22bを持つ。スラブ2
2は相対的に幅狭の周辺支持リング23だけによ
つて全体床8上に載置され、この支持リング23
の内側において内部構造体床16とは接触しない
全体床8の円形表面25を限定する。
この実施例によれば、緩衝域33は前記円形表
面25の全体に配設される圧縮層32,38によ
つて構成される。圧縮層32上に無補強セメント
モルタルカバー34が配置され、スラブ22の建
設中に該圧縮層が保護される。
この発明は更に、第3図に示す第2実施例によ
り達成される。全体床8、軟鋼被覆10を保護す
るコンクリート層11を含む。この実施例におい
て、前記コンクリート層11と内部構造体床16
との間に形成される緩衝域は、第2図の第1実施
例における緩衝域に対応して、空所27、スラブ
30および圧縮層32とによつて充填される。ス
ラブ30は少なくとも3箇所の支持点31によつ
て全体床8に載置され、かつ容器柱体18に面す
る全体床8の部分を除いて周辺支持リング23の
内側に全円形表面を覆うように配置される。圧縮
層32はスラブ30上に配置され、該圧縮層上に
はこの圧縮層を保護する無補強セメントモルタル
カバー34が配置される。シム36は容器柱体1
8に面するスラブの中央部分22aに配置されて
いる。このシム36は内部構造体の建設中に圧縮
層32の変形を阻止するために仮設される。無補
強セメントモルタル34上に形成されるスラブ2
2は、次に続いてコンクリート打ちされる中央部
分22aを除いて、コンクリート打ちされる。内
部構造体床16が周辺支持リング23上に自主的
に支持能力を有するように充分な慣性を持つと
き、図示しないジヤツキによつてシム36を取り
除くことができる。シムおよびジヤツキは建設段
階に存在する内部構造体の中央部分22aにおけ
る円形開口を通して除去される。中央部分22a
に面する全体床8上には圧縮層38が配置されて
いる。この圧縮層(クツシヨン)38上には無補
強セメントモルタルカバー40が造られ、これに
よつて中央部分22aをコンクリート打ちでき
る。
第4図および第5図は、この発明の前記第2実
施例の変形例を示す。この変形例によれば、全体
床8と内部構造体床16との緩衝域33は扇形状
の大型スラブ42が配置される。このスラブ42
はその外方側に2つの周辺支持点44を持つ。
一方、それらの中央部分42aに支持点が形成
されていない。特に第4図に明示するシム36は
内部構造体の建設中、内部構造体の自重を担持し
得るように充分硬くなるまで支持点の役目を果た
す。第5図から判るように、スラブ42はスラブ
22の周辺支持リング23と容器柱体18に面す
る全体床8の表面との間の全円形表面を覆うよう
に並置される。又、スラブ42は第2実施例の空
所27のように、通気パイプ29を有する通気シ
ステムによつて該空所33と閉込みエンクロージ
ユア4の周囲環境を接続する。これらスラブ42
はスラブ22の生コンクリートの重量と共にそれ
ら自身の重量を支持するに充分な剛さを有する。
この変形例において、先の第2実施例おいては必
要とした圧縮層32は、前記スラブ42が先のス
ラブ30と異なつて中間支持点を有しないで応力
を吸収し易い構造のために存在しない。従つて、
内部構造床の応力は全体床に伝達しない。これと
は逆に、容器柱体の下方に配置する圧縮層38は
この変形例においても存在する。
第4図および第5図に図示した変形例に基づい
て、前述した内部構造体を造る方法について述べ
る。
この方法によれば、スラブ42は、スラブ22
の周辺支持リング23と容器柱体18に面する中
央部分42aとの間の全体床8上に並置される。
この場合、シム36は中央部分42aに対してス
ラブ42の下方に配置される。次いで、容器柱体
の下方に対応した部分を除いて内部構造体のコン
クリート打ちを行う。内部構造体が充分に剛化し
て周辺支持リング23上に自主的に支持性をもつ
とき、スラブ建設時のみ存在する中心開口を通し
てシム36を除去する。
空所27は事故が発生した際に排水或いは乾燥
される。これは内部構造体床に埋込まれた通気パ
イプ29によつてエンクロージユア通気システム
に接続され、空気が該通気パイプ29によつて排
気される。
もし圧縮層がポリスチレンで造られると、やが
て該層はガスの発散を伴つて緩徐な自然品質低下
を招くか、或いは再循環水中に得られる科学反応
物質の作用を受けて品質低下を招くことがある。
しかし、ポリスチレンの組成を考慮すればこのよ
うな品質低下は特別な不利益となるものでない。
圧縮層の消滅はかえつて内部構造体の満足できる
作動を助長しかつ特に内部構造体と全体床との独
立性を助長する。
上述の内部構造体は次のように機能する。
事故が発生した場合、通気システムはスラブ下
方の空所27を閉込みエンクロージユア4の圧力
下に置く。この圧力は、スラブ、圧縮層および無
補強セメントモルタルカバーによつて構成された
圧縮層システムによつて、或いはスラブ、水平滑
り層および無補強セメントモルタルカバーを備え
た圧縮層システムによつて、該システムが圧縮さ
れた際に、内部構造体の下表面に伝達される。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明に係わる原子炉建物の断面図
で、左半分は中央部分によつて位置付けされた内
部構造体床を有する第1実施例を、右半分はスラ
ブを含む内部構造体床を有する第2実施例を、第
2図は前記第1実施例の部分断面図、第3図は前
記第2実施例の部分断面図、第4図および第5図
は第3図の第2実施例の変形例を示す断面図およ
び斜視図である。 図中符号、2……原子炉容器、4……閉込みエ
ンクロージユア、5……ガスケツト、6……裾
部、8……全体床、10……軟鋼被覆、11……
コンクリート層、12……結合部、13……溝、
14……内部構造体、16……内部構造体床、1
8……容器柱体、20……ホツトセル、22……
スラブ、23……周辺支持リング、24……水平
滑り層、25……円形表面、27……空所、29
……通気パイプ、30……スラブ、31……支持
点、32……圧縮層、33……緩衝域、34……
無補強セメントモルタルカバー、36……シム、
38……圧縮層、40……無補強セメントモルタ
ルカバー、42……スラブ、44……周辺支持
点、46……円形ボス、47……円形凹部、48
……垂直円形リング、を示す。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 内側に一次回路の構成要素を支持している内
    部構造体14を収容した閉込みエンクロージユア
    4によつて構成された原子炉建物において、前記
    閉込みエンクロージユアが天蓋によつて上方開口
    部を閉塞されかつ全体床8上に組付けられた円筒
    状裾部6を含み、前記内部構造体が内部構造体床
    16と、内部構造体床のほぼ中央に配置されて原
    子炉容器2を囲みかつ支持する容器柱体18と称
    するコンクリート円筒体と、該容器柱体を囲む高
    温断熱のためのホツトセル20とによつて構成さ
    れており、前記内部構造体床は下方部が周辺支持
    リング23によつて前記全体床上に載置され、か
    つ前記全体床と内部構造体床との間に緩衝域33
    が設けられている原子炉建物。 2 全体床8と周辺支持リング23の内側の全円
    形表面上に位置する内部構造体床16との間に圧
    縮層32,38が配設される特許請求の範囲第1
    項記載の原子炉建物。 3 全体床8と内部構造体床16との間に配置さ
    れるスラブ30を含み、前記スラブは少なくも3
    箇所の支持点31によつて前記全体床上に載置さ
    れ、かつ容器柱体18に面する前記全体床の部分
    を除いて周辺支持リング23の内側の全円形表面
    を覆い、更に前記スラブ上に配設された圧縮層3
    2と前記内部構造床の形成の間ずつと該圧縮層を
    保護する無補強セメントモルタルカバー34、お
    よび緩衝域33と閉込みエンクロージユア4の周
    囲環境を接続する通気パイプ29を有した通気シ
    ステムとを含む特許請求の範囲第1項記載の原子
    炉建物。 4 リング扇形状をなし、かつ内部構造体床16
    を形成する生コンクリートの重量によつて増大さ
    れるそれら自身の重量を部分的又は全体的に支持
    できるスラブ42を含み、前記スラブは全体床8
    と前記内部構造体床との間の緩衝域33に空所2
    7を形成するために該スラブの周辺部分42bに
    のみ設けられた周辺支持点44によつて全体床8
    上に載置され、通気パイプ29を有した通気シス
    テムが前記空所を閉込みエンクロージユア4の周
    囲環境と接続する特許請求の範囲第1項記載の原
    子炉建物。 5 圧縮層32はポリスチレンで作られている特
    許請求の範囲第1項記載の原子炉建物。
JP56190475A 1980-11-28 1981-11-27 Nuclear reactor building and its construction Granted JPS57119294A (en)

Applications Claiming Priority (1)

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FR8025305A FR2495371A1 (fr) 1980-11-28 1980-11-28 Batiment reacteur comportant des structures internes dont les sollicitations sont independantes des deformations du radier general, et procede pour la realisation de ces structures internes

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Publication Number Publication Date
JPS57119294A JPS57119294A (en) 1982-07-24
JPH0250438B2 true JPH0250438B2 (ja) 1990-11-02

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ID=9248462

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JP56190475A Granted JPS57119294A (en) 1980-11-28 1981-11-27 Nuclear reactor building and its construction

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US (1) US4476087A (ja)
EP (1) EP0053553B1 (ja)
JP (1) JPS57119294A (ja)
KR (1) KR880002048B1 (ja)
DE (1) DE3169598D1 (ja)
EG (1) EG19455A (ja)
ES (1) ES8600552A1 (ja)
FI (1) FI72219C (ja)
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