JPS6318716B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6318716B2 JPS6318716B2 JP55072795A JP7279580A JPS6318716B2 JP S6318716 B2 JPS6318716 B2 JP S6318716B2 JP 55072795 A JP55072795 A JP 55072795A JP 7279580 A JP7279580 A JP 7279580A JP S6318716 B2 JPS6318716 B2 JP S6318716B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor
- equipment
- containment vessel
- foundation
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 12
- 238000010276 construction Methods 0.000 claims description 11
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 3
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 3
- 101100449952 Arabidopsis thaliana KOR gene Proteins 0.000 description 2
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 239000002028 Biomass Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
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- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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Classifications
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉を有する原子力発電所の建設に
おける原子力プラントの建設方法に関する。
おける原子力プラントの建設方法に関する。
まず、従来の原子力プラントの建設方法につい
て添付図を参照しながら説明する。
て添付図を参照しながら説明する。
第１図は原子力発電所の原子炉建屋Ａと原子炉
格納容器３及び原子炉圧力容器１を示す断面図で
ある。
格納容器３及び原子炉圧力容器１を示す断面図で
ある。
原子炉格納容器３（以下PCVと呼ぶ）は、周
辺のコンクリートしやへい壁５に先行して基礎１
１の上に組立てられるが、この組立作業と平行作
業でPCV３内にある原子炉圧力容器１の基礎台
下部（ペデスタル）４−１の立上げ、圧力抑制プ
ール８とドライウエル９を仕切るダイアフラムフ
ロア７の搭載、その後圧力容器基礎台上部４−２
の立上げが行なわれる。このあとPCV３はPCV
ヘツド６をかぶせる状態まですべて完了したなら
ばPCV３全体の耐圧及び漏洩率試験を行ない、
その後格納容器ドライウエル９内の機器例えばパ
イプホイツプストラクチユア１０、フロアビーム
（図示せず）、生体しやへい壁２−１，２−２等の
本格的な工事に入るのである。この手段としては
圧力容器基礎台上部４−２より支持するパイプホ
イツプストラクチユア１０の下部を据付け、それ
に取付けられる主要配管の据付を行ない、これと
並行に生体しやへい壁下半部２−１を据付ける。
据付完了後さらにパイプホイツプストラクチユア
１０上部を据付け、同じ手順で主要配管及び生体
しやへい壁上半部２−２を据付け配管工事を進め
るのである。
辺のコンクリートしやへい壁５に先行して基礎１
１の上に組立てられるが、この組立作業と平行作
業でPCV３内にある原子炉圧力容器１の基礎台
下部（ペデスタル）４−１の立上げ、圧力抑制プ
ール８とドライウエル９を仕切るダイアフラムフ
ロア７の搭載、その後圧力容器基礎台上部４−２
の立上げが行なわれる。このあとPCV３はPCV
ヘツド６をかぶせる状態まですべて完了したなら
ばPCV３全体の耐圧及び漏洩率試験を行ない、
その後格納容器ドライウエル９内の機器例えばパ
イプホイツプストラクチユア１０、フロアビーム
（図示せず）、生体しやへい壁２−１，２−２等の
本格的な工事に入るのである。この手段としては
圧力容器基礎台上部４−２より支持するパイプホ
イツプストラクチユア１０の下部を据付け、それ
に取付けられる主要配管の据付を行ない、これと
並行に生体しやへい壁下半部２−１を据付ける。
据付完了後さらにパイプホイツプストラクチユア
１０上部を据付け、同じ手順で主要配管及び生体
しやへい壁上半部２−２を据付け配管工事を進め
るのである。
生体しやへい壁上部２−２は原子炉圧力容器１
を搬入する直前までに完了させる手順となる。と
いうのは、生体しやへい壁上部２−２が上部へ立
上る程PCV３との隙間が少なくなり、上部から
の搬入が困難となるからである。この場合の搬入
は格納容器３の側面に用意される機器用ハツチを
利用することもある。
を搬入する直前までに完了させる手順となる。と
いうのは、生体しやへい壁上部２−２が上部へ立
上る程PCV３との隙間が少なくなり、上部から
の搬入が困難となるからである。この場合の搬入
は格納容器３の側面に用意される機器用ハツチを
利用することもある。
従来の格納容器ドライウエル部内機器搬入据付
手順は概略上述のようであつたが、このような方
法では次に説明する欠点があつた。
手順は概略上述のようであつたが、このような方
法では次に説明する欠点があつた。
即ち、従来の方法では生体しやへい壁（以下
RSWと略す）が立上がるとPCVとの隙間が少な
くなることから、機器搬入はPCV側面の機器ハ
ツチからによらなければならない。この為、搬入
効率が落ち工程が長くなる。またRSW上部立上
げを圧力容器搬入直前とし、なるべく上部から機
器の搬入を確保する手順の為にRSW上部立上げ
が圧力容器搬入前のひとつのクリテイカルパスと
なり全体工程への影響が大きい。さらにパイプホ
イツプ・ストラクチユアとRSWを交互にシリー
ズに立上げてゆくようなシーケンスとなるため両
方の工事がその後に続くドライウエル内配管工事
へのクリテイカルパスとなつている。また、
RSW内部は圧力容器が据付けられるまでは保温
材の作業のみであり、空間が大変無駄になつてい
ること、及びドライウエル内工事と上部からの搬
入が同じ区域内で行なわれ完全な上下作業となり
安全面、作業能率面からもきわめて不利なものと
なつている。これらの結果、PCV内機器搬入と
RSW立上げ工事の交錯がドライウエル内工事の
隘路となつており、全体建設工期が長期に及ぶ最
大の原因となつている。
RSWと略す）が立上がるとPCVとの隙間が少な
くなることから、機器搬入はPCV側面の機器ハ
ツチからによらなければならない。この為、搬入
効率が落ち工程が長くなる。またRSW上部立上
げを圧力容器搬入直前とし、なるべく上部から機
器の搬入を確保する手順の為にRSW上部立上げ
が圧力容器搬入前のひとつのクリテイカルパスと
なり全体工程への影響が大きい。さらにパイプホ
イツプ・ストラクチユアとRSWを交互にシリー
ズに立上げてゆくようなシーケンスとなるため両
方の工事がその後に続くドライウエル内配管工事
へのクリテイカルパスとなつている。また、
RSW内部は圧力容器が据付けられるまでは保温
材の作業のみであり、空間が大変無駄になつてい
ること、及びドライウエル内工事と上部からの搬
入が同じ区域内で行なわれ完全な上下作業となり
安全面、作業能率面からもきわめて不利なものと
なつている。これらの結果、PCV内機器搬入と
RSW立上げ工事の交錯がドライウエル内工事の
隘路となつており、全体建設工期が長期に及ぶ最
大の原因となつている。
本発明は以上の事情に鑑みてなされたものでそ
の目的とする所は工期の大幅短縮と工数の低減、
作業上の安全性向上、能率向上を図つた原子力プ
ラントの建設方法を得ようとしたものである。
の目的とする所は工期の大幅短縮と工数の低減、
作業上の安全性向上、能率向上を図つた原子力プ
ラントの建設方法を得ようとしたものである。
本発明の特徴は、原子炉をとり囲む生体しやへ
い壁にドライウエルに配設される機器及び配管の
搬入口を設けておき、原子炉格納容器組立工事と
は無関係に並行作業で炉心側から生体しやへい壁
が立上つたのちまでも一次格納容器内への機器の
搬入据付方法を提供しようとするものである。
い壁にドライウエルに配設される機器及び配管の
搬入口を設けておき、原子炉格納容器組立工事と
は無関係に並行作業で炉心側から生体しやへい壁
が立上つたのちまでも一次格納容器内への機器の
搬入据付方法を提供しようとするものである。
以下、第２図を参照して本発明の一実施例を説
明する。第２図はコンクリート製格納容器の場合
の原子炉建屋と一次格納容器及び原子炉を示す断
面図である。
明する。第２図はコンクリート製格納容器の場合
の原子炉建屋と一次格納容器及び原子炉を示す断
面図である。
第２図に示すようなコンクリート製格納容器の
場合、コンクリート格納容器１４及び内側ライニ
ング１３を並行作業で進め、さらにこれと並進で
圧力容器基礎台４を立上げるのである。格納容器
天井部１４−１を施工の際は、RSW２とパイプ
ホイツプストラクチユア１０から支持をとり施工
する必要がある為RSW２の立上げ工事も格納容
器組立工事途中にクリテイカルパス工程となつて
くる。この為RSW中間部１２にドライウエル内
機器、配管に合わせた必要な大きさの搬入口１２
を形成し、原子炉圧力容器１側から常時機器を搬
入するようにしてドライウエル内機器搬入ルート
１５を設定する。この搬入口１２は後付け可能な
構造とし、原子炉圧力容器１を搬入したのちに復
旧を行なう。この搬入口１２はまたダイアフラム
フロア７部の配筋取込み口としても使用しパイプ
ホイツプストラクチユア１０が据付いたのちでも
上下並行作業を行なえるようにする。この搬入口
１２は原子力圧力容器１が搬入据付されるまでの
長期に渡り有効となる。
場合、コンクリート格納容器１４及び内側ライニ
ング１３を並行作業で進め、さらにこれと並進で
圧力容器基礎台４を立上げるのである。格納容器
天井部１４−１を施工の際は、RSW２とパイプ
ホイツプストラクチユア１０から支持をとり施工
する必要がある為RSW２の立上げ工事も格納容
器組立工事途中にクリテイカルパス工程となつて
くる。この為RSW中間部１２にドライウエル内
機器、配管に合わせた必要な大きさの搬入口１２
を形成し、原子炉圧力容器１側から常時機器を搬
入するようにしてドライウエル内機器搬入ルート
１５を設定する。この搬入口１２は後付け可能な
構造とし、原子炉圧力容器１を搬入したのちに復
旧を行なう。この搬入口１２はまたダイアフラム
フロア７部の配筋取込み口としても使用しパイプ
ホイツプストラクチユア１０が据付いたのちでも
上下並行作業を行なえるようにする。この搬入口
１２は原子力圧力容器１が搬入据付されるまでの
長期に渡り有効となる。
期して本発明による原子力プラントの建設方法
は、原子炉格納容器組立及びRSW立上げとは無
関係に常にドライウエル内機器搬入ルートを確保
出来る事からRSW工事とドライウエル内パイプ
ホイツプストラクチユア、配管工事との並進工事
が進められ工期短縮をはかることができる。また
パイプホイツプストラクチユアを施行したあとで
もこの搬入口を使用することによりダイアフラム
フロア工事を上部工事と全く別個に並進作業出来
ることからドライウエル内工事が早期に開始出
来、全体工期短縮につながる。さらに常にドライ
ウエル内工事区域とは分離された区域すなわち
RSW内部から機器の搬入ルートが確保されるこ
とから上下搬入がなくなり安全面でも著しく改善
される。さらに、上からの機器搬入ルート確保に
より格納容器側面の機器ハツチからは、作業員の
アクセス、小物搬入だけを考えればよく作業能率
がはるかに向上することになる。
は、原子炉格納容器組立及びRSW立上げとは無
関係に常にドライウエル内機器搬入ルートを確保
出来る事からRSW工事とドライウエル内パイプ
ホイツプストラクチユア、配管工事との並進工事
が進められ工期短縮をはかることができる。また
パイプホイツプストラクチユアを施行したあとで
もこの搬入口を使用することによりダイアフラム
フロア工事を上部工事と全く別個に並進作業出来
ることからドライウエル内工事が早期に開始出
来、全体工期短縮につながる。さらに常にドライ
ウエル内工事区域とは分離された区域すなわち
RSW内部から機器の搬入ルートが確保されるこ
とから上下搬入がなくなり安全面でも著しく改善
される。さらに、上からの機器搬入ルート確保に
より格納容器側面の機器ハツチからは、作業員の
アクセス、小物搬入だけを考えればよく作業能率
がはるかに向上することになる。
これら種々の効果の総合により原子力発電所建
設工期の大幅な短縮と費用の節約は著しいもので
あることは容易に理解することが出来る。
設工期の大幅な短縮と費用の節約は著しいもので
あることは容易に理解することが出来る。
本発明では、特に効果の著しいと思われる第２
図に示すようなコンクリート製格納容器について
その実施例を説明したが、本発明はこれら特定の
実施例に限定されるものではなく、本発明の精神
を逸脱しないで幾多の応用、変形がなし得ること
は勿論である。
図に示すようなコンクリート製格納容器について
その実施例を説明したが、本発明はこれら特定の
実施例に限定されるものではなく、本発明の精神
を逸脱しないで幾多の応用、変形がなし得ること
は勿論である。
第１図は従来の原子力発電所の原子炉建屋と一
次格納容器及び原子炉圧力容器を示す縦断面図、
第２図は本発明によるコンクリート製格納容器の
場合の原子炉建屋と一次格納容器及び原子炉圧力
容器を示す縦断面図である。 ２……生体しやへい壁（RSW）、３……原子炉
格納容器、４……圧力容器基礎台、７……ダイア
フラムフロア、８……圧力抑制プール、９……ド
ライウエル、１０……パイプホイツプストラクチ
ユア、１２……搬入口、１４……コンクリート製
原子炉格納容器。
次格納容器及び原子炉圧力容器を示す縦断面図、
第２図は本発明によるコンクリート製格納容器の
場合の原子炉建屋と一次格納容器及び原子炉圧力
容器を示す縦断面図である。 ２……生体しやへい壁（RSW）、３……原子炉
格納容器、４……圧力容器基礎台、７……ダイア
フラムフロア、８……圧力抑制プール、９……ド
ライウエル、１０……パイプホイツプストラクチ
ユア、１２……搬入口、１４……コンクリート製
原子炉格納容器。
Claims (1)
- １ 原子炉格納容器内に圧力容器基礎台を介して
原子炉圧力容器を収納し、この原子炉圧力容器の
周囲に生体しやへい壁を配設し、前記原子炉格納
容器をドライウエルと圧力抑制プールに区分けし
て成る原子力プラントの建設方法において、前記
原子炉格納容器の組立作業と並行して前記圧力容
器基礎台の組立作業を行ない、この圧力容器基礎
台の組立後前記ドライウエル内に配設される機器
及び配管の搬入口を形成した生体しやへい壁を前
記圧力容器基礎台の上部に建設し、この生体しや
へい壁の建設作業と並行して前記生体しやへい壁
に形成された搬入口からドライウエル内に配設さ
れる機器及び配管をドライウエル内に搬入据付
し、このドライウエル内に配設される機器及び配
管の据付後に原子炉圧力容器を搬入据付し、この
原子炉圧力容器の搬入据付後に前記生体しやへい
壁に形成された搬入口を閉塞して成ることを特徴
とする原子力プラントの建設方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7279580A JPS57586A (en) | 1980-06-02 | 1980-06-02 | Method of carrying instrument into primary containment vessel and installing it |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7279580A JPS57586A (en) | 1980-06-02 | 1980-06-02 | Method of carrying instrument into primary containment vessel and installing it |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57586A JPS57586A (en) | 1982-01-05 |
| JPS6318716B2 true JPS6318716B2 (ja) | 1988-04-19 |
Family
ID=13499673
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7279580A Granted JPS57586A (en) | 1980-06-02 | 1980-06-02 | Method of carrying instrument into primary containment vessel and installing it |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57586A (ja) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS549394A (en) * | 1977-06-24 | 1979-01-24 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | Mounting method for shielding wall of reactor |
| JPS55116298A (en) * | 1979-03-02 | 1980-09-06 | Hitachi Ltd | Method of installing nuclear reactor |
-
1980
- 1980-06-02 JP JP7279580A patent/JPS57586A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS549394A (en) * | 1977-06-24 | 1979-01-24 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | Mounting method for shielding wall of reactor |
| JPS55116298A (en) * | 1979-03-02 | 1980-09-06 | Hitachi Ltd | Method of installing nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57586A (en) | 1982-01-05 |
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