JPH0734038B2

JPH0734038B2 - 原子炉圧力容器

Info

Publication number: JPH0734038B2
Application number: JP3191202A
Authority: JP
Inventors: ハロルド・エドワード・タウンセンド; ペルング−フェイ・ゴウ; ジャンカルロ・バーバンティ
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1990-07-06
Filing date: 1991-07-05
Publication date: 1995-04-12
Anticipated expiration: 2010-04-12
Also published as: US5204054A; EP0465272A1; JPH04232495A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の背景】本発明は、原子炉システムに関し、詳し
くは、大型水型原子炉システム用原子炉圧力容器に関す
る。本発明は、特に、これまで広く使用されているタイ
プの原子炉圧力容器を採用するときは、容易ではない寸
法定格および容量定格を代表するような原子炉システム
に関する。

【０００２】水型原子炉タイプの原子炉システムの進展
は、１０００メガワット以上の原子炉システムの開発お
よび運転圧力が約７０．３kg／cm²（＝１０００ｐ．
ｓ．ｉ）の原子炉圧力容器の利用に至った。これらの原
子炉圧力容器の内径は、約７ｍに達した。この寸法の容
器の製造は、容易に満たされない特別の製造基準を必要
とする。特に、このような製造上の課題を達成できる能
力を有する製造業者が少ない。また、約７ｍという鋼製
容器の径の実際上の制限があると、特に、炉心制御棒、
配管類、冷却系統などの、鋼製容器に固定しなければな
らない多くの機器および付属部品を通過させる鋼鉄製容
器の利用可能な表面領域を見出すという課題が依然残っ
ている。この表面領域要件では、これまで、例えば、頭
部、壁および多数の個所のような２つ以上の側で鋼製容
器を貫通しなければならなかった。このため、原子炉圧
力容器全体は、格納構造物内に配置されなければならな
い。いずれにしても、原子炉圧力容器の寸法制限に伴う
欠点はある程度緩和されてきたが、特に、必須部品を受
け入れる利用可能な領域および構造が大きくなるほど据
付けがより最適化されることにつながるので、密接に結
合および配置された構造は望ましくないほど複雑さを増
すことになる。現在の原子炉圧力容器の設計上の欠点
は、システム容量の増大を妨げる上記のような固有の制
約があることである。

【０００３】したがって、他の原子炉システムの改良と
ともに進展することができる原子炉圧力容器の寸法設定
および組立への新規方策は、望ましく、実に必須である
と思われる。

【０００４】

【発明の要約および目的】したがって、本発明の目的
は、従来技術の欠点を克服する原子炉システムの圧力容
器を提供することである。

【０００５】本発明の他の目的は、これまで可能であっ
たものより大きい寸法を以って製作することができ、こ
れにより、同等の効果を以って原子炉システム容量を増
大できる原子炉圧力容器を提供することである。

【０００６】本発明の他の目的は、原子炉圧力容器の最
小部分だけが格納容器に収納されればよく、他方、原子
炉圧力容器の残りの構造物は、地盤面上に立設された格
納容器の真下であって地盤より下方に配置することがで
きるように設計された原子炉圧力容器を提供することで
ある。

【０００７】簡単に説明すれば、鋼製内側ライナ部と、
中間断熱層部と、これらの部分を収容した外側プレスト
レスト（pre-stressed）コンクリート部とを含む原子炉
システム圧力容器が提供される。プレストレストコンク
リート構造により、従来よりも大型の圧力容器を構成す
ることができ、また、従来よりもずんぐりした炉心の利
用と結び付いて、現在導入されつつある大容量原子炉シ
ステム内にある加熱水プール原子炉圧力容器内の自然対
流循環を可能とする。原子炉圧力容器は、その能力によ
り、該原子炉圧力容器内での自然気水分離の改良を可能
とし、遠心気水分離器の使用を不要とする。外側容器部
は、一体流し込み構造物、または、プレストレス効果を
生じる種々の向きに配置されたプレストレス用テンドン
（緊張材）を設けたコンクリートセグメント組立て集積
構造であることができる。圧力容器の主要部は、地盤よ
り下方に配置されることにより、原子炉システムの格納
容器内の容器構造物の存在を少なくすることができる。
冷却通路が原子炉圧力容器内に設けられていることによ
り、炉心から崩壊熱を除去するのと同様に原子炉圧力容
器の外側コンクリート部からも熱を除去する。

【０００８】本発明の上記目的およびその他の目的によ
れば、格納空間を画成する構造物を備えた原子炉システ
ムが得られる。上記構造物は、地盤レベルにある構造物
床と、炉心と、上記炉心を収容する原子炉圧力容器とを
備える。上記原子力圧力容器は、従来より広く深い金属
製構造化内側ライナ部を含む。上記内側ライナ部は、そ
の上端で内側ライナ部の頭部によって区切られた狭幅上
端領域を有する。上記内側ライナ部は、完全に閉じられ
た空間を画成する。上記炉心は、上記閉空間の下部領域
において、上記内側ライナ部の下端境界と隣合せに配置
されている。上記原子炉圧力容器はまた、内側ライナ部
の下端境界から上記内側ライナ部の狭幅領域と上記内側
ライナ部の従来より広い残りの構造部との接合部近傍ま
で上記内側ライナ部の輪郭に従って上記内側ライナ部を
近接して囲むプレストレストコンクリート製外側容器部
と、上記外側容器部上に配置された従来より厚いコンク
リート製カバーとを含む。上記カバーは、上記内側ライ
ナ部の狭幅上端領域を上向きに挿通するための中心開口
を有する。上記中心開口を画成する上記カバーの一の表
面は、上記上端領域の外面と密着して配置されている。

【０００９】本発明の他の態様によれば、少なくとも上
記カバーとその下方にある容器構造物とは、該容器構造
物が埋め込みのベースマット上に都合良く支持され、上
記ベースマットと上記外側容器との連結部が複数の免震
装置を介して上記ベースマット上に着座して上記外側容
器を揺動支持するようにした状態で、地盤レベルの下方
に配置されている。

【００１０】上記容器構造物（上記カバー以外）は、一
体流し込み構造物、または、上記外側容器部と共働して
形成する互いに組付けられた複数個のプレストレスト容
器セグメントで構成することができる。いずれの形状に
おいても、この形状をプレストレスするための手段が上
記外側容器部内において軸方向および周方向のいずれか
一方または両方に設けられている。この手段は、軸方向
および周方向に上記外側容器部（上記カバーも含む）内
を延びる通路で構成することができる。この通路には該
通路の外まで細長い複数本のテンドン部材が通されてい
る。その端末には、上記テンドン内の引張り応力の生起
に応答して上記外側容器部内に圧縮応力を生じさせるた
めに、通路終端に隣接して外側容器部の表面と共働する
テンドン引張り部材が設けられている。上記外側容器部
および上記カバーにある上記通路には、上記テンドンを
受入れる管状部材を装着しうる。

【００１１】上記内側ライナ部と上記外側容器部とを隔
置して、これら内側ライナ部と外側容器部との間の空間
を、例えばコンクリート層のような断熱材層によって充
填し、上記断熱層と上記内側ライナ部との接合部および
上記断熱層と上記外側容器部との接合部に、崩壊熱およ
び上記外側容器部コンクリートからの熱を除去するため
の冷却通路を設けることができる。これらの冷却通路
は、適当な冷却媒体源に接続される。

【００１２】循環シュラウドは炉心を囲み、該炉心より
上方かつ上記原子炉圧力容器内の標準水位の下方まで延
びている。上記炉心に近接して隔置された上記循環シュ
ラウドは、該循環シュラウド内を上向きに流れてから、
上記循環シュラウドの外側で上記原子炉圧力容器内に貯
蔵された使用済燃料ストックを通って下向きに流れ、次
いでシュラウドの底部の開口を通ってシュラウド内に戻
る循環路に沿うように、上記圧力容器内にある加熱水の
自然対流流れを促進する。対流の向上は蒸気発生過程に
対して必要である。この自然対流流れは、本発明による
原子炉圧力容器が従来型のものよりも相当大きい直径を
有することができるので、可能となる。この結果、より
高い炉心は、自然対流循環が促進される従来よりずんぐ
りした幅広の炉心により不要となる。

【００１３】本発明の上記目的および他の目的、特徴お
よび利点は、添付図面を参照した以下の記載から明らか
となろう。

【００１４】

【好適な実施例の詳細な説明】本発明は、新規圧力容器
が使用されうる原子炉システムの容量および寸法に関し
て従来型圧力容器と根本的に異なる原子炉システムの新
規圧力容器に関する。この圧力容器は、一般には、鋼製
容器の分野であるとは考えられていない容器寸法を可能
とし、したがって、＋１３５０メガワットの範囲のシス
テム容量を予測する沸騰水炉型原子炉システムの他の改
良を圧力容器の特徴および適性に適合させる。

【００１５】図１には、本発明に従って構成された原子
炉圧力容器１０が示されている。当業者であれば、該原
子炉圧力容器１０は、格納空間１４、例えば米国特許出
願第３２５，７２９号および第３５０，１８９号に示さ
れたものと類似した空間を閉鎖する構造物包囲体１２で
上端部を覆われていることが認められよう。この格納空
間１４は、特に、地盤ベル１６にある床と、格納空間１
４自体がその上方に存在する高くした水平障壁床部材１
８とを備えている。

【００１６】地盤レベル１６の下方に、原子力施設を製
作することができる、自然の土盛り近辺に向って低くな
る地形的もしくは人工の土盛りが存在しているのが理解
されよう。コンクリート製ベースマット２０は、後述す
る目的のため、地盤下レベルに設けることができる。

【００１７】圧力容器１０は、下側本体部と狭幅上端部
２４とを有する鋼製内側ライナ部２２を備えている。上
記上端部２４は、凸状皿形頭部２６によって区切られた
端末まで上方へ延びている。上記頭部２６は、地盤レベ
ル１６の上方に配置されていて、格納空間１４に連通し
た障壁床部材１８の開口２８内に位置している。例え
ば、複数本の炉心制御棒３２のような種々の部品が頭部
２６を通過している。これらの炉心制御棒３２および他
の容器通過付属物は、空間条件により頭部に隣接した側
部の通過を必要とする従来の容器と比較して、存在する
必要のある容器通過部品のみが頭部２６に局限されうる
ように集められている。主蒸気取付け具３４と給水管路
（図示せず）のみが圧力容器１０内に存在する側部の通
過部品である。

【００１８】上記内側ライナ部２２は完全に閉じられた
空間を画成し、反応燃料を格納した炉心３６は、図示さ
れているように、上記閉空間の底部に配置されている。
上記内側ライナ部２２と、後述する中間および外側容器
部とは、円形の平面輪郭を有する。これら全ての部分の
底部は、通常のように凸皿状である。円筒状シュラウド
３８が内側ライナ部２２内に存在して炉心３６を包囲し
ている。シュラウド３８は、炉心３６の外面に近接して
配置されているが、比較的ずんぐりした炉心３６よりも
かなり高い。シュラウド３８は、内側ライナ部２２内の
標準水位４０の直ぐ下まで延びている。シュラウド３８
と炉心３６との間に空間がほとんどなく、圧力容器１０
が従来より幅広で、低く、ずんぐりした炉心構造を許容
するので、加熱水の自然対流流れ循環は、原子炉運転
中、圧力容器１０内での遠心気水分離器を使用する必要
がないのを保証する。この状態により、水プール４２か
らの気水分離が増大する。

【００１９】対流流路は、シュラウド３８内を炉心３６
から上向きに通って、シュラウド３８の上方に至り、そ
こから横方向外向きに流れ、次いで内側ライナ２２の内
面とシュラウド３８の外面との間を下向きに通る。冷却
水は、炉心３６により加熱されるため、複数個の開口４
４を経てシュラウド３８の内部へ進入する。

【００２０】適当な断熱材料、例えばコンクリートで作
られた中間断熱層４７は、内側ライナ部２２の外面に接
合されている。また、中間断熱層４７は、外側容器部４
８に収容されている。これら中間断熱層４７と外側容器
部４８との両部材は、内側ライナ部２２の下端境界か
ら、内側ライナ部２２の狭幅上端領域より僅かに下側の
近接位置まで、内側ライナ部２２の輪郭（または形状）
に順応して延びる。

【００２１】コンクリート製カバー５０は、図示されて
いる通り、外側容器部４８上に着座し、また内側ライナ
部２２が通り抜ける中心開口５２を備えている。この中
心開口を画成するカバー５０の表面は、内側ライナ部２
２の上端部２４の外面に密着している。理解される通
り、外側容器部４８とカバー５０とは、大重量であり、
原子炉システムの予期される運転圧力に耐える目的を引
受け、内側ライナ部２２の破断または殻故障のあり得な
い事故が生じた場合に、水プールを閉じ込めるために設
けられている。圧力容器１０は、上記の通り大重量であ
り、地震事故から自らを保護するものであるから、圧力
容器１０の下部は、複数個の免震装置５４を介してコン
クリート製ベースマット２０に取付けられる。これらの
免震装置５４は、圧力容器１０の下面において、吊下っ
た複数本の支柱５５を揺動支持する。ベースマット２０
は、圧力容器１０の下方に保守等のために圧力容器１０
のテンドン端末および関連取付け具に接近するための開
いた通路を備えたコンクリート製箱構造物として設けら
れるのが好都合である。

【００２２】外側容器部４８と、そのカバー５０とは、
プレストレストコンクリート製部品である。外側容器部
４８は、一体流し込み構造物として製作することができ
る。また、関連した重量と製造し易さのために、外側容
器部４８は、互いに組付けられる複数個のプレストレス
トコンクリート製セグメントによって製作することがで
きる。いずれの場合にも、採用されたプレストレス用手
段は、以下に詳述されるものと同一である。

【００２３】図２および図３に示されているように、外
側容器部４８（およびカバー５０）のプレストレス作業
は、該外側容器部４８のコンクリート内に軸方向および
周方向のいずれか一方または両方に通路６０を形成する
ことを含む。これらの通路６０は、コンクリートを流し
込み成形する時、定位置に配置された管状部材６２によ
って画成されるのが望ましい。したがって、管状部材６
２は、図２および図３中でそれぞれ部材６４および６６
として指示された軸方向および周方向テンドンを受入れ
るように機能する。これらのテンドン６４および６６
は、対応する通路の端部の外まで延びている。テンドン
の少なくとも延長部は、テンドン６４を緊張させるため
の対応ねじ付部材（ナット７０）に受入れられるため、
ねじ山が形成されている。また、対応する取付け具７２
が採用されている。これらの部品７２は、外側容器部４
８の外面領域と適合し係合自在である。また、各取付け
具７２は、ナット７０が締付けられた時、取付け具７２
が圧縮応力を外側容器部４８にテンドン配置方向と一致
する種々の荷重方向に加えるように、テンドン６４およ
び６６の端部上をすべる。図１に示されているように、
カバー５０は、複数個のナット７０と複数本のテンドン
６４とによって外側容器部４８に固着されている。コン
クリートに圧縮力を加える結果として、テンドンの引張
り応力が生じる。コンクリートへの荷重は、例えば、約
２１１kg／cm²（＝３０００ｐ．ｓ．ｉ．）の圧縮降伏
強度を有することができる。テンドン６４および６６の
引張り予荷重は、鋼製引張り部材の降伏強度の約１／２
までとすることができる。

【００２４】図３において最も判るように、圧力容器１
０の冷却は、以下に述べる方法で行われる。複数本の冷
却通路８０は、外側容器部４８と断熱層との接合部に形
成することができる。これらの通路８０は、外側容器部
４８内の熱負荷が除去されて、圧力容器１０において望
ましい温度が維持されるように、冷却流体源８２に接続
されている。類似の態様で、冷却通路８４は、冷却流体
源８２または他の源からの冷却流体が事故または原子炉
隔離の発生時に冷却通路８４へ供給されて、炉心３６か
らの崩壊熱を除去するように、内側ライナ部２２と断熱
層４７との接合部に配置される。しかし、通路８４は、
通常は乾燥している。

【００２５】極めて大型の原子炉圧力容器の使用は、図
４に示されているように、炉心３６の径方向外側の空間
に、使用済原子燃料を収容した容器９２を約５年までの
間にわたって水プール４２内に浸漬して貯蔵できる支持
部材９０を設けることができる点で、有利である。５年
が経過した時点で、上記容器９２は、乾燥貯蔵施設に移
転することができるため、使用済燃料用プールを別個に
建設し採用する必要がなくなる。

【００２６】本発明によって与えられる原子炉圧力容器
の寸法上の改良は、従来の沸騰水型原子炉の容器が一般
に約７ｍの容器内径に限定されている事実を参照するこ
とによって理解することができる。本発明の原子炉圧力
容器によれば、これらの容器内径は、約１０ｍ〜約１５
ｍの範囲まで拡大することができる。この寸法拡大に伴
なって、対流流れ特性をそこなうことなく炉心の横方向
の寸法を増大しうるので、自然対流水循環を促進する高
さ、例えば２．７４ｍ（＝９フィート）の高さまで炉心
の高さを低くしうることである。

【００２７】代表的な施設によれば、外側容器部は３ｍ
以上の壁厚さを有することができ、鋼製内側ライナの壁
厚さ（接合された断熱層の厚さを含めて）は約１／２ｍ
にすることができる。

【００２８】添付図面を参照して本発明の好適な実施例
を説明してきたが、本発明が、これらの実施例に限定さ
れず、特許請求の範囲に定義された本発明の範囲から逸
脱することなく種々の変形が可能であるを理解すべきで
ある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に従って構成された原子炉圧力容器を示
す概略立面図であって、格納容器構造物の一部と原子力
圧力容器が配置された地盤内設備のみが示されている。

【図２】プレストレストコンクリート製外側圧力容器部
の平面図であって、上記外側容器部を構成する複数個の
予成型コンクリート部品を連結する仕方、および格納容
器構造物に採用された軸方向および周方向に向けられた
種々の鋼製テンドンが示されている。

【図３】原子炉圧力容器を貫通するプレストレス用テン
ドンの配置と、原子力圧力容器内の崩壊熱除去装置およ
びコンクリート製冷却流体流路の配置とを示す上記原子
炉圧力容器の一部の斜視図である。

【図４】使用済原子炉燃料を直接に乾燥貯蔵施設に移転
できるようになるまで貯蔵する貯蔵ラックが容器内に設
けられている原子炉圧力容器の一部を示す概略立面図で
ある。

【符号の説明】

１０原子炉圧力容器１８水平障壁床部材２０ベースマット２２鋼製内側ライナ部２４狭幅上端部２６凸状皿形頭部４７中間断熱層４８外側容器部５０カバー

フロントページの続き (72)発明者ジャンカルロ・バーバンティアメリカ合衆国、カリフォルニア州、カパーティノ、ナンバー210、スティーブンス・クリーク、20350番 (56)参考文献特開昭49−100493（ＪＰ，Ａ)

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】格納空間を画成し且つ地盤レベルに構造
物床を備えた構造物と、炉心と、上記炉心を収容する圧
力容器とを備えている形式の原子炉システムにおける圧
力容器において、比較的広く且つ深い金属製構造化内側
ライナ部であって、上記内側ライナ部は、頭部によって
上側末端が閉じられている狭幅上端領域を有するととも
に、包囲境界を有し且つ完全に閉じられた空間を画成
し、上記炉心が当該内側ライナ部の下端境界に隣接して
上記閉空間の下部領域に配置されるようにする内側ライ
ナ部と、上記内側ライナ部の下端境界から、上記内側ラ
イナ部の狭幅領域とその比較的広い残りの構造物との接
合部に近い位置まで、上記内側ライナ部の輪郭に従って
延びて、上記内側ライナ部を囲むプレストレストコンク
リート製外側容器部と、上記外側容器部の上に載置され
た、比較的厚いコンクリート製カバーであって、上記内
側ライナ部の狭幅上端領域が通り抜ける中心開口を有
し、該中心開口を画成する表面が上記上端領域の外面と
密着しているカバーと、を含むことを特徴とする原子炉
圧力容器。
【請求項２】少なくとも上記カバーと該カバーの下方
の容器構造物とは、地盤レベルよりも下方に配置されて
いる請求項１記載の原子炉圧力容器。
【請求項３】コンクリート製ベースマットが土盛り内
に埋められ、上記圧力容器が上記ベースマット上に支持
されている請求項２記載の原子炉圧力容器。
【請求項４】上記圧力容器は、上記ベースマット上に
載置され上記圧力容器を揺動支持する免震装置を介して
上記ベースマット上に支持されている請求項３記載の原
子炉圧力容器。
【請求項５】上記外側容器部は、現場で流し込み成形
された一体構造物である請求項１記載の原子炉圧力容
器。
【請求項６】上記外側容器部は、互いに組付けられた
複数個の予成形容器セグメントから成る集積構造物であ
る請求項１記載の原子炉圧力容器。
【請求項７】上記外側容器部は、その構造内に軸方向
および周方向のいずれか一方または両方にプレストレス
をもたらすプレストレス手段を含む請求項１記載の原子
炉圧力容器。
【請求項８】上記プレストレス手段は、上記外側容器
部内に軸方向および周方向のいずれか一方または両方に
形成された通路と上記通路を通って上記通路外の端末ま
で延びた細長いテンドン部材とを備え、上記端末は、上
記テンドン内の引張り応力の生起に応答して上記外側容
器部構造内に圧縮応力状態を生起させるために、上記通
路の端末に隣接した上記外側容器部の表面と共働するテ
ンドン引張り部材を備えている請求項７記載の原子炉圧
力容器。
【請求項９】上記通路は上記通路の端末間において中
空の管状部材により画成され、上記テンドンは上記管状
部材内に通されている請求項８記載の原子炉圧力容器。
【請求項１０】上記プレストレス手段が上記カバー内
にも設けられ、上記カバーと上記外側容器部とを確実に
結合するのに使用される請求項７記載の原子炉圧力容
器。
【請求項１１】上記内側ライナ部の外面と上記外側容
器部の内面とは、少なくとも該外側容器部の内面が上記
内側ライナ部の外面の輪郭に従って延びている範囲に亘
って互いから隔っていて、断熱材層が上記外面と上記内
面との間の空間を充填している請求項１記載の原子炉圧
力容器。
【請求項１２】上記断熱材はコンクリートである請求
項１１記載の原子炉圧力容器。
【請求項１３】上記外側容器部と上記断熱材との接合
部に複数本の冷却通路が形成されていて、上記冷却通路
を通じて冷却流体源から冷却流体を流すことにより上記
外側容器部から熱が除去される請求項１１記載の原子炉
圧力容器。
【請求項１４】上記内側ライナ部と上記断熱材との接
合部に複数本の冷却通路が形成されていて、上記冷却通
路を通じて冷却流体源から冷却流体を流すことにより上
記外側容器部から熱が除去される請求項１１記載の原子
炉圧力容器。
【請求項１５】上記炉心の周りの包囲境界内に循環シ
ュラウドが上記炉心に近接して上記炉心から隔たって配
置され、上記シュラウドは上記炉心の上方かつ上記圧力
容器内に存在する水蒸気発生用水プールの標準水位の下
側の該標準水位に近い個所まで延びており、上記炉心は
プールと比較して高さがかなり低く、これにより、上記
水プール内の加熱水の自然循環が、上記循環シュラウド
と上記炉心との間の部分から上記水プールの水面の方へ
上昇し、その後上記循環シュラウドの外側を下降して、
上記炉心の下端に隣接した一連の循環シュラウド内開口
によって画成された循環シュラウド空間再入個所へ至る
対流流路内で促進される請求項１記載の原子炉圧力容
器。
【請求項１６】上記水プール内で上記循環シュラウド
の径方向外側に使用済炉心燃料用容器を受ける貯蔵支持
手段が配置され、これにより、上記使用済炉心燃料を、
上記炉心内に存在する実反応燃料に加えて上記圧力容器
内に無期限に貯蔵できる請求項１５記載の原子炉圧力容
器。
【請求項１７】上記対流流路は上記使用済炉心燃料容
器を通過する請求項１６記載の原子炉圧力容器。
【請求項１８】上記圧力容器は円形平面を有する請求
項１記載の原子炉圧力容器。
【請求項１９】上記内側ライナ部の内径は約１０ｍ〜
約１５ｍの範囲にある請求項１８記載の原子炉圧力容
器。
【請求項２０】上記内側ライナ部の内径は少なくとも
約１２ｍである請求項１９記載の原子炉圧力容器。
【請求項２１】上記外側容器は約３ｍ以上の厚さを有
する請求項１９記載の原子炉圧力容器。
【請求項２２】上記内側ライナ部の上記上端部の狭幅
領域の内径は少なくとも約６．５ｍである請求項１９記
載の原子炉圧力容器。
【請求項２３】上記炉心の高さは約２．７４ｍ（＝９
フィート）である請求項１９記載の原子炉圧力容器。
【請求項２４】上記内側ライナ部は鋼製であり、接合
した断熱材層を含めた厚さが約０．５ｍである請求項１
９記載の原子炉圧力容器。
【請求項２５】上記プレストレストコンクリートは、
約２１１kg／cm²（＝３０００ｐ．ｓ．ｉ）の圧縮降伏
強度までプレストレスされる請求項１０記載の原子炉圧
力容器。