JPH02187699A

JPH02187699A - 原子炉格納容器構造物

Info

Publication number: JPH02187699A
Application number: JP1296038A
Authority: JP
Inventors: Kenneth J Swidwa; ケニース・ジョン・スウィドウァ; Robert B Salton; ロバート・バイロン・サルトン; James R Marshall; ジェームズ・リチャード・マーシル
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: Westinghouse Electric Corp
Priority date: 1988-11-14
Filing date: 1989-11-13
Publication date: 1990-07-23
Also published as: EP0369306A1; US4904442A; EP0369306B1; KR900008534A

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】本願は、本出願人に譲渡されて本出願人名義で同日に出
願された「原子炉格納容器構造物１と題する特許出願と
関連がある。

本発明は、恒久設置型のキャビティ用シール・リング（
以下、ｆリング・ソール１又は１封止リング１ともいう
。）が原子炉圧力容器と格納容器の壁との間に形成され
た環状の膨張用間隙を横切って延びてこれらの間で水密
シールを形成するよう構成された原子炉格納容器構造物
に関する。

原子炉圧力容器は典型的には、コンクリート及び遮蔽材
料で作られたキャビティ又は格納容器設備内に設置され
る。原子炉圧力容器は格納容器壁から間隔を置いて配置
され、それによりこれらの間に環状の膨張用間隙が形成
されて原子炉圧力容器が水平方向と垂直方向の両方に膨
張できるようになっている。原子炉圧力容器の１一方に
（ｉ７置した上方環状部分は燃料交換用のカナルとして
用いられる。燃料交換用カナルは原子炉の運転中は水が
入っていない状態に保たれるが原子炉の燃料交換中は水
で満たされる。燃料交換の際、原子炉圧力容器のヘット
組立体が取り外され、燃料交換用カナルは硼酸塩入すの
水で満たされて通へ７な遮蔽手段となり、放射線レヘル
を許容限度内に保つ。

原子炉圧力容器はヘット組立体を容器本体に固着する複
数のフランジを有しているが、原子炉圧力容器の開［１
近傍の原子炉圧力容器の周囲壁に設けられた下方フラン
ジは格納容器壁に対して封止ｉ＋（能である。原子炉圧
力容器と格納容器壁との間のシールは、燃料交換用カナ
ル内に入れられる水の床として働く。

従来より、着脱自在なシール、例えば、ガスケノＩ・型
シール・リングを用いて原子炉１ｆ力容器を格納容器壁
に対して封止することが提案されているが、かかるエラ
ストマーガスケットは劣化及び水漏れを起ごし易く、し
かも取付けに要する時間及び労力が非常にかかる。

着脱自在なシールを用いる場合、原子炉の通常運転の際
、原子炉圧力容器と格納容器壁との間の管状膨張用間隙
は携帯可能な断熱材及び中性子連画用の大型リング状水
タンクで覆われる。ごれら大型の構成要素は燃料交換の
際は取り外し、その後において再び取付ける必要がある
。環状膨張用間隙の外側に位置したコンクリート構造物
である格納容器壁はその温度を設計トの温度限界以下に
維持する必要があるので、原子炉の運転中、冷却用空気
がキャビティ内のコンクリート製二ンイナーの面に沿っ
て上方に圧送され、中性子遮蔽タンクの支持体に設けら
れた開ｍｌを通って送り出される。

加えて、計装の保全修理及び原イー炉圧力容器のノズル
の点検のために作業Ｕが接近できるのは通常、全ての機
器、例えば着脱自在なシール、遮蔽体及び断熱材を環状
膨張用間隙の１一部から取り外している間だけである。

一時的に用いられ又は着脱自在なシールに関連した問題
の解決のため、ミューシエケ（Ｍｅｕｓｃｂｋｅ　）氏
等に付与され、本出願人に譲渡された米国特許第４，７
４７，９９３号に記載されているような恒久設置型シー
ルを取付ける１法が開発された。かかる米国特許の記載
内容全体を本明細書の一部をなずものとして引用する。

ト記米国特許に記載された恒久設置型シール・リングは
横断面が階段状に形成された環状リング・プレートを有
し、このリング・プレートは、格納容器壁に設けられた
取付はプレートに固定される第１の環状部分と、原子炉
圧力容器のフランジの外縁から間隔を置いた状態でこの
前を水平方向に延びる第２の環状部分とを有する。、１
１字形ｉ１撓性部材が、その一方の脚部が第２の環状部
分に、他方の脚部がフランジまで延びてこれと密封的に
係合した状態で、第２の環状部分に取付けられる。米国
特許第４．１４１．９９３号に示すセミ久設置型封１ト
リングは従来型リングよりも優れた特長をもっているが
、他方の脚部とフランジとの間の対重状態が屈撓力又は
他の各種力により損なわれた場合に備えて封止用可撓性
部材のほかにバックアップ部材を有するよう設計されて
いる。このバックアップ部材はフラッシングが施された
バンクアンプ・プレートであり、可撓性部材が構造的に
損傷した場合に遮蔽用水の大規模な漏れの生しる恐れが
無いようにする、可撓性部材のためのバックアンプ構造
体となる。バックアップ部材は水密シールとしては働か
ず、燃料交換中に遮蔽用の水が燃料交換用カナルから突
発的に、及び／又は完全に喪失しないようにする流量レ
ストリフタとして機能するに過ぎない。また、この環状
リング・シールの支持アーＪ・には、フランジに係合し
て、取付は中はシール・リングを初期整列状態にし、燃
料交換中は環状リング・シールの補助的支持体になる水
準ボルトが用いられる。

本発明は、周囲壁及び水平方向外方に延びるフランジを
有する原子炉圧力容器と原子炉圧力容器の周囲壁から間
隔を置いた状態でこれを包囲した格納容器壁との間の環
状膨張用間隙を横切って延びてこれらの間の水密シール
を形成する環状のシール・リングを提供する。環状リン
グ・シールは、半径方向内方及び外方に位置した端部と
、下方に延びる内側及び外側円筒形部分とを備えた支持
リングを有する。内側円筒形部分は支持リングの半径方
向内方に位置した端部から間隔を置いてはいちされると
共に原子炉１＋−、内容器に設けられた水平方向外方に
延びるフランジに截り、外側円筒形部分は格納容器壁に
設けられた棚部に載っている。

東向方向に延びる１字形ＯＪ撓性内側シールが、支持リ
ングの半径方向内方に位置し、た端部と原子炉圧力容器
の水平方向Ｃ１：延びる一７ランジとの間に延びると共
にその脚部は水平方向に延びる前記フランツと面一をな
し、それによ勾ジ持リングの半径方向内方に位置した端
部と水下方向に延びるフランジとの間の空間を月止し、
垂直り向に延びる（５字形可撓性外側シールが、外側円
筒形部分と格納容器壁の棚部との間に延びている。外側
シールの脚部は格納容器壁の棚部に設けられた衝合板と
而−・をなして、支持リングの外側円筒形部分と衝合板
との間の空間を封ＩＦする。

半径方向支持ビーＪ、が支持リングの内側と外側の円筒
形部分の間に延びており、支持ビームは、これから上方
に延びると共に環状膨張用間隙内に中性子遮蔽体を支持
する支持ロッドを備えている支持リングは、作業員通路
用接近ハツチ及び検出器収納ウェル用接近ハツチが支持
リングに設けられ、中性子遮蔽体の下の環状膨張用間隙
の領域に接近できるようにするための中性子遮蔽材料で
作られた着脱自在なプラグが設けられている。空気を中
性子遮蔽体に沿ってトーから１一方に、そして、原子炉
の通常運転中、開放状態にある作業員通路用接近ハツチ
及び検出器収納ウェル用ハツチを通って外方に差し向け
る断熱材が設けられている本発明の内容は添付の図面に
例示的に示すに過ぎない好ましい実施例についての以ト
ーの詳細な説明を読むと一層容易に明らかになろう。

今、第１図を参照すると、本発明による原子炉格納容器
構造物１が示されており、該構造物において原子炉圧力
容器３が着脱自在なヘッド部分５及び本体部分７を有し
ている。原子炉圧力容器３は、本体部分７の円筒壁を貫
通すると共にこれに一体に形成された冷却材流入手段９
及び冷却材流出手段１１を有する。原子炉圧力容器３は
、：Ｌとして制御手段（その圧力容器ハウジング＋３が
示されている）の位置に応じて熱を発生する複数本の核
燃料要素を有する炉心（図示せず）を収容している。炉
心から発生した熱は、槌来公知のように、冷却材を流入
り段！）から流入させ流出手段１１を通って流出させる
ことにより炉心から運び出される。

ヘッド組立体を備えた原子炉圧力容器は、コンクリート
製格納容器壁１５により画定された原子炉キャビティ内
に収納維持され、コンクリート製格納容器壁１５は、。

下方部分である燃料交換用カナル１７と、原子炉圧力容
器３０本体部分７を収容した下方部分であるウェル１９
に分割されている。棚部２１が格納容器壁１５に設けら
れていて、原子炉キャビティの下方部分である燃料交換
用カナル１７と下方部分であるウェル１９とを分けてい
る。

原子炉圧力容器３０本体部分７の周囲壁２３と格納容器
壁１５との間には環状の膨張用間隙２５が形成され、こ
の間隙２５ば原子炉のサイクル運転中に生しろ原子炉圧
力容器３の熱膨張及び収縮に対応するようになっている
。原子炉圧力界３３の本体部分７の周囲壁２３ば水平方
向外方に延びるフランジ２７を有し、また、子方フラン
ジ２９が、燃料交換中は取り外されるヘット部分５に設
けられている。

原子炉の運転中に生じる原子炉容器３の通常の熱膨張及
び収縮に対応すると共に燃料交換用カナル１７を原子炉
キャビティのウェルＩ９から封１１−する環状リング・
シール３Ｉが設けられている。

環状シール・リングは、燃料交換中、燃料交換用カナル
１７を満たすのに用いられる水がキャビティの下方部分
であるウェル１９に流入しないようにすることを目的と
している。

環状シール・リング３Ｉは、第２図を参照すれば図示さ
れているように、環状膨張用間隙２５を横切って延びる
支持リング３３を有し、この支持リングは、半径方向内
方に位置した端部３５、半径方向外方に位置した端部３
７、下方に延びる内側円筒形部分３９及び下方に延びる
外側円筒形部分４１を有している。図示のように、下方
に延びる内側円筒形部分３９は支持リング３３の半径方
向内方に位置した端部３５から間隔を置いて配置されて
いる。

支持リング３３ば、下方に延びる内側円筒形部分３９が
、ｊ皇子炉圧力容器の水・下方向外方に延びるフランジ
２７のト面４３に載ると共に下方に延びる外側円筒形部
分４１が、衝合板４５を備えた、格納容器壁１５の棚部
２１に載るよう配置され、支持リング３３は重力で衝合
板４５に載っている。

上方に延びる内側及び外側円筒形部分３９．４１は溶接
部４７によって支持リング３３に同定されているが、そ
れら自体がフランジ２７０Ｆ面４３又は棚部２１に固定
されている訳ではない。

環状リング・シールには、垂直方向に延びる■。

字形の可撓性内側シール４９及び外側シール５１が設け
られている。内側シール４９の形状は１４字形であり、
その上端部５３は例えば溶接部５５により支持リング３
３０半径方向内方に位置した端部３５に固着され、シー
ル４９の脚部５７は圧力容器壁に向かって内方に延びる
と共に例えば溶接１つ部５９によって原子炉圧力容器３の水平方向外方に延び
るフランジ２７のＩ−而４３に固着されている。

１ト直方向に延びるＬ字形−Ｊ撓性外側シール５１は、
例えば溶接部６５によって環状リング・シール３１の下
方に延びる外側円筒形部分４１の表面６３に固着された
上端部６Ｉ及び、例えば、格納容器壁１５の棚部２１の
衝合板４５との間の溶接部６９により棚部２１に固着さ
れた脚部６７を有している。垂直方向に延びる１７字字
形可撓性外側シール４と垂直方向に延びる［１字形可撓
性外側シール５Ｉはそれぞれ［場において環状封１トリ
ング３１の支持リング３３の半径方向内方に位置した端
部３５と下方に延びる外側円筒形部分４１の表面６３に
溶接し、現場において水平方向外方に延びるフランジ２
７と衝合板４５に溶接するのが良い。図面を見れば分か
るように、内側シール及び外側シールは、水圧下であっ
ても突発損傷が律じる恐れが無いよう構成されているの
で、燃料交換用カナルである水プールの排水を防１トす
るための多重防護手段としての受動的シールを用いる必
要は無い。最悪の事態は亀裂の入ったシール溶接部から
の漏洩であるが、これは二次的な又は多東防＝【−Ｌ段
としてのシールを用いてもあまり防止効果が無い。

複数本の半径方向支持ビーム７１が支持リング３３に固
着された状態で下方に延びる内側及び外側円筒形部分３
９．４１の間に延びていて、これらを補強すると共に以
下に説明するように中性子遮蔽体の支持体となっている
。

内側シール４９及び外側シール５１並びにそれらの溶接
部５５，５４１．６５．６９は上記のように構成されて
いるが、支持リング３３上の燃料交換用カナル内の水の
重量を支える主たる支持体ではない。これらは主として
水漏れを封止すると共に温度現象又は地震現象に起因し
て発生する表面の差動運動に対応するよう設けられてい
る。下方に延びる内側及び外側円筒形部分３！１．４１
はそれぞれ、かかる荷車の主たる支持体となる水平方向
に延びるフランジ２９及び棚部２１に載っている。

第３図に示すように、垂直方向に延びる１１字字形可撓
性外側シール４９原子炉圧力容器３０半径方向の膨張、
垂直方向に延びる■、字形可撓性外側シール５１は原子
炉圧力容器３の垂直方向の膨張を補償する。

第４図に示すように、環状シール・リング３■は複数の
弧状セグメント７３、例えば４つの弧状セグメント７３
ａ、７３ｂ、７３ｃ、７３ｄ内に配設されている。弧状
セグメント７３は現場における環状シール・リングの取
付は後、互いに添え継ぎ溶接される。

弧状セグメント７３はそれぞれ、環状膨張用間隙２５内
に吊り下げられた中性子遮蔽材料を有する。中性子遮蔽
材料の弧状ブロックで構成される中性子遮蔽体７５は垂
下した支持ロッド７７によって半径方向支持ビーム７Ｉ
から吊り下げられている。支持「Ｉソド７７は中性子遮
蔽体７５に設けられた孔７９（第３、図）をｙｔ通する
と共にその底端８３の周りに肩８１を有し、肩８Ｉには
中性子遮蔽体が載っている。中性子遮蔽体の下面８７の
補強のため該ド血８７に金属製スキン８５を設けるのが
良い。支持口、ドア７の上端部８つにはクレビス９■が
設けられ、クレビス９１は半径方向支持ビーム７１に取
付けられたビン９３と協働して支持Ｉ！ノド７７を垂−
トした状態で支持する。中性子遮蔽体７５の外周部０５
は格納容器壁１５の内周部９９の周りに設けられた従来
型ライナー９７に当接している。中性子遮蔽体７５を備
えた環状シール・リング３１の弧状セルフ３は、傾けた
り回転しないで垂直方向に定位置に取付けるのが良い。

中性子遮蔽体７５は、耐熱性でセメント質の中性子遮蔽
材料から作られる。中性子遮蔽体７５は粉末の形で調達
して現場で水を加えても良く、或いはプレキャスト・ブ
ロックの形で調達しても良い。プレキャスト・ブロック
は輸送中に損傷する恐れがあるので、現場において中性
子遮蔽材料を、取付は及び設置に用いられる鋼製支持ト
レ内で混練するのが好ましい。かかる中性子遮蔽ブ０ツ
クの形成は、据付けの数日前に格納容器構造物の外部で
行われる。

従来と同様、断熱材が原子炉圧力容器３の周りでその周
囲壁２３と格納容器壁１５の内周部９９の金属製ライナ
ー９７との間に設けられている。

断熱材１０３は本実施例では、監視装；ｎへの接近がｉ
Ｊ能な状態で中性子障壁７５が配置できると共に冷却用
空気が環状膨張用間隙２５を通って流れることができる
ような態様で取付けられている。

プラットホーム１０５が水平方向外方に延びるフランジ
２７の垂直方向上方に間隔を置き、環状膨張用間隙２５
内に位置した状態で原子炉圧力容器の周囲壁２３に同定
されている。断熱材＋０３の」１方垂直部分１１５は、
水平方向外方に延びるフランジ２７から下方に延びると
共に、ブラフトホム１０５に載った下端１（１５）及び
フランジ２７の下面１１３に密接しているがこれから間
隔を置いてＩｌｌのとごろで終端した１一端を有し−（
いる。

断熱材１０３の下方垂直部分１１５は下方垂直部分１０
７から半径方向外方に間隔を置くと共にその下方に配置
され、１一方垂直部分１０７と下方垂直部分１１５を連
結する水平方向に延びる連結部分１１７が設けられてい
る。

環状封止リング３１の下の環状膨張用間隙２５への接近
手段が設けられており、これらの接近手段は第５図及び
第６図に最も良くボされている。

点検又は監視のため支持リング３３には作業員通路用の
接近ハツチ１１９及び検出器収納ウェル用のハツチ１２
１が設けられている。図面に６つ示した作業員通路用接
近ハツチ１１９は作業員通路１２３を覆うと共に、その
上面１２５が支持リング３３の上面１２７と面一をなす
よう支持リング３３に嵌入している。作業員通路用接近
ハツチ１１２）は、漏れがあるかどうか検査可能な二重
シール１２９によって封ｌ−されると共にボルト１３１
によって定位置に同定され、これらボルト１３１はネジ
穴Ｉ３３と螺合しており、また、環状シール・リング３
１１−に障害物の無い作業表面が得られるよう凹んだ頭
部１３５を有している。

中性子遮蔽体７５の一部が該遮蔽体から切除されてプラ
グ穴１３７を形成し、′中性子遮蔽材料で作られた着脱
自在のプラグ１３゛９がこのプラグ穴に嵌合している。

着脱自在なプラグ１３（〕に設けられた肩１６５がプラ
グ穴１３７の壁１４５に形成された協働関係の肩１４３
に載−２ている。吊上げ用ベール１４７がプラグ１３９
内に同定された状態で取付けられている。着脱自在なド
アＩ／１９がプラグ１３９の真下で、断熱材１０３の水
平方向連結部分１１７に形成されている。第４図に５つ
示されている検出器収納ゲエル用ノ１ツチ１２１は保全
修理の際に検出器計装に接近するために設けられており
、支持リング３３に設けられた接近ポート１５１を覆っ
ている。検出器収納ウェル用ハツチ１２１は作業員通路
用ハツチ１１！（の固定態様と同様な態様で支持リング
３３に同定され、ハツチ１２１は支持リング３３に嵌入
していると共に二重シール１５３及びネジ穴１５０と螺
合する、凹んだ頭部１５７を備えたボルト１５５を有し
、検出器収納ウェル用ハツチのＬ面＋６１は支持リング
３３の下面１２７と而−をなしている。

作業員通路用ハッチ１１９及び検出器収納ウェル用ハツ
チ１２１の下には、プラグ穴１３７及びその壁１４５に
形成された肩１４３と協働する肩１４１及び吊上げ用ベ
ール１４７を備えた中性子遮蔽材料の着脱自在なプラグ
１３９が形成されている。また、着脱自在なドア１６３
が、検出器収納ウェル用ハツチ１２１の下に配置された
着脱自在なプラグ１３９の下方に位置した状態で、断熱
材１０３の水平方向連結部分１１７に設けられている。

本発明の構成において断熱材１０３を設けることにより
、該断熱材は、原子炉運転中、冷却用空気の流路を、ノ
ズルのドから下方垂直部分１１５と金属製ライナー９７
との間の開放環状空間に沿って上方へ、そして中性子遮
蔽体７５の下を半径方向内方へ、次いで中性子遮蔽体７
５の内部に接触しながら上方に差し向ける。次に、冷却
用空気は第５図及び第６図の破線の矢印で示すように、
中性子遮蔽体７５の上方を半径方向外方へ移動し、原子
炉運転中は開放状態に保たれている作業員通路用接近ハ
ッチ１１９及び検出器収納ウェル川ハツチ１２１を通っ
て環状封止リング３１の下方のキャビティ１５内へ流出
する。開放状態のハツチ１１９．１２１により得られる
流れ面積は、ド方装置部分１１５と仝瓶製ライナー９７
との間のキャビティ環状空間の流れ面積よりも大きい。

このような構成により、成る既存の設計よりも大きな冷
却用空気流出面積が得られる。この冷却用空気の流れ構
成と断熱材の構成により、格納容器壁の上方部分及び中
性子遮蔽体への冷却作用が最適化される。成る一つの好
ましい構成では、ド方垂直部分１１５と金属製遮蔽ライ
ナー９７の間隔は約５、０８　ｃｔｓ　（２インチ）で
あり、内径が約５０．８　Ｃ１１（２０インチ）の作業
ｉ通路用接近パッチ１１９が６つ設けられ、内径約２４
．１３　Ｃ１ｌ　（９，５インチ）の検出器収納ウェル
用ハツチ＋２１が５つ設けられる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による恒久設置型キヤビテイ用シール
・リングを有する原子炉格納容器構造物の部分横断両立
面図である。第２図は、本発明による恒久設置型キヤビテイ用シール
・リングの一部の拡大横断面図である。第３図は、恒久設置型キヤビテイ用シール・リングの重
置方向に延びる１４字形、内側シール及び垂直方向に延
びる■、字形外側シールの食い違い構成を示す第２図と
同様な拡大横断面図である。第４図は、第２図のｒＶ−ｒＶ線から見た第２図のキャ
ビティ用シール・リングを有する原子炉格納容器構造物
の横断面平面図である。第５図は、作業員通路用ハツチを通って第４図１７）Ｖ
、−、Ｖ線から見た原子炉格納容器構造物の横断両立面
図である。第６図は、計装用接近ハツチを横切って第４図のＶｌ−
Ｖｌ線から見た原子炉格納容器構造物の横断両立面図で
ある。〔主要な参照番号の説明］１・・・原子炉格納容器構造物、３・・一原子炉圧力容
器、１５・・・格納容器壁、Ｉ７・・・燃料交換用カナ
ル、１９・・・ウェル、２１・・・棚部、２３・・・原
子炉圧力容器の周囲壁、２５・・・環状膨張用間隙、２
７・・・水平方向外方に延びるフランジ、３１・・・環
状リング・シール、３３・・・支持リング、３５・・・
半径方向内方に位置した端部、３７・・・半径方向外方
に位置した端部、３９・・・内側円筒形部分、４１・・
・外側円筒形部分、４５・−・衝合板、４９・・・垂直
方向に延びる１゜字形可撓性内側シール、５Ｉ・・・垂
直方向に延びるＩ７字字形可撓性内側シール７１・・・
半径方向支持ビーム、７３・・・弧状セグメント、７５
−・・中性子遮蔽体、７７・・・支持ロッド、８５−・
・金属製スキン、９７・・・金属製ライナー、１（）３
・・・断熱材、１０５・・・プランＩ・ホーム、１（１
５）・・・下方垂直部分、１１５・・・下方垂直部分、
１１７・・・水平方向連結部分、１１９・・・作業員通
路用接近ハツチ、１２１・・・検出器収納ウェル用ハツ
チ、１２３・・・作業員通路、１３７・・・プラグ穴、
１３９・・−プラグ、＋４７・・・吊り−にげベール、
１４９，１６３・・・ドア。特許出願人：ウェスチングハウス・エレクトリック・コ
ーポレーシ・Ｉン代　理　人：前原　紘一部（外１名）

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉のサイクル運転中に熱の作用で膨張したり
収縮する原子炉圧力容器を有する原子炉格納容器構造物
であって、原子炉圧力容器が周囲壁及び水平方向外方に
延びるフランジを有し、格納容器壁が棚部を有すると共
に原子炉圧力容器の周囲壁との間に環状の膨張用間隙を
画定するよう周囲壁から間隔を置いた状態でこれを包囲
し、環状のシール・リングが前記格納容器壁と原子炉圧
力容器の周囲壁との間で水密シールを形成するよう環状
膨張用間隙を横切って延び、環状シール・リングは、半
径方向内方及び外方に位置した端部を備えると共に環状
膨張用間隙を横切って延びる支持リングを有し、該支持
リングは、半径方向内方に位置した端部から間隔を置い
た状態で原子炉圧力容器の水平方向外方に延びるフラン
ジに載っている下方に延びる内側円筒形部分及び格納容
器壁の棚部に載っている下方に延びる外側円筒形部分を
有し、前記環状シール・リングは更に、支持リングの半
径方向内方に位置した前記端部と水平方向に延びるフラ
ンジとの間に延びていて、脚部が水平方向に延びる前記
フランジと面一をなし、それにより支持リングの半径方
向内方に位置した前記端部と水平方向に延びるフランジ
との間の空間を封止する垂直方向に延びるＬ字形可撓性
内側シールと、外側円筒形部分と格納容器壁の棚部との
間に延びていてこれらの間の空間を封止する垂直方向に
延びるＬ字形可撓性外側シールとを有することを特徴と
する原子炉格納容器構造物。
（２）複数本の半径方向支持ビームが支持リングに固着
されると共に内側と外側の円筒形部分の間に延びている
ことを特徴とする請求項第（１）項記載の原子炉格納容
器構造物。
（３）半径方向支持ビームは環状膨張用間隙内で半径方
向支持ビームから垂下した支持ロッドを有し、中性子遮
蔽体が支持ロッドで支持された状態で前記間隙内に配設
されていることを特徴とする請求項第（２）項記載の原
子炉格納容器構造物。
（４）環状シール・リングは、取付け後に互いに溶接さ
れる複数の弧状セグメント内に配設されていることを特
徴とする請求項第（３）項記載の原子炉格納容器構造物
。
（５）中性子遮蔽体は、下面に金属製スキンを備えた中
性子遮蔽材料の弧状ブロックで構成されており、支持ロ
ッドは中性子遮蔽体及び金属製スキンを貫通すると共に
その底端の周りに肩を有し、該肩には中性子遮蔽体が重
力により載っていることを特徴とする請求項第（３）項
記載の原子炉格納容器構造物。
（６）中性子遮蔽体の外周部は格納容器壁の内周部に設
けられた金属製ライナーに当接していることを特徴とす
る請求項第（５）項記載の原子炉格納容器構造物。
（７）支持リングには少なくとも　一つの作業員通路が
設けられ、作業員通路を閉鎖する封止可能な接近ハッチ
が設けられていることを特徴とする請求項第（６）項記
載の原子炉格納容器構造物。
（８）中性子遮蔽材料で作られた着脱自在なプラグが作
業員通路の下で中性子遮蔽体に嵌め込まれていることを
特徴とする請求項第（７）項記載の原子炉格納容器構造
物。
（９）支持リングは少なくとも一つの検出器収納ウェル
用接近ポートを有し、前記ポートを閉鎖する封止可能な
検出器収納ウェル用接近ハッチが設けられ、中性子遮蔽
材料の着脱自在なプラグが前記ポートの下で中性子遮蔽
体に嵌め込まれていることを特徴とする請求項第（８）
項記載の原子炉格納容器構造物。
（１０）断熱材が環状膨張用間隙内に設けられ、断熱材
は、原子炉圧力容器の水平方向外方に延びるフランジか
ら下方に延びる上方垂直部分と、下方垂直部分から半径
方向外方へ間隔を置くと共にその下方に位置する下方垂
直部分と、上方垂直部分と下方垂直部分を連結する水平
方向に延びる連結部分とから成ることを特徴とする請求
項第（６）項記載の原子炉格納容器構造物。
（１１）断熱材の上方垂直部分は下端を有し、プラット
ホーム、が原子炉圧力容器の周囲壁に固着され、前記ド
端がプラットホームに載っていることを特徴とする請求
項第（１０）項記載の原子炉格納容器構造物。
（１２）断熱材の下方垂直部分は、原子炉圧力容器の水
平方向に延びるフランジに接触した上端を有することを
特徴とする請求項第（１１）項記載の原子炉格納容器構
造物。
（１３）支持リングは少なくとも一つの作業員通路を有
し、作業員通路を閉鎖する封止可能な接近ハッチが設け
られていて、接近ハッチが開放状態にあるとき、環状膨
張用間隙を通って下方に差し向けられた空気が作業員通
路を通って流れることを特徴とする請求項第（１２）項
記載の原子炉格納容器構造物。
（１４）支持リングは少なくとも一つの検出器収納ウェ
ル用ポートを有し、ポートを閉鎖する封止可能な検出器
収納ウェル用ハッチが設けられ、検出器収納ウェル用ハ
ッチが開放状態にあるとき、環状膨張用間隙を通って上
方に差し向けられた空気が前記ポートを通って流れるこ
とを特徴とする請求項第（１３）項記載の原子炉格納容
器構造物。
（１５）原子炉のサイクル運転中に熱の作用で膨張した
り収縮する原子炉圧力容器を有する原子炉格納容器構造
物であって、原子炉圧力容器が周囲壁及び水平方向外方
に延びるフランジを有し、格納容器壁が棚部を有すると
共に原子炉圧力容器の周囲壁との間に環状の膨張用間隙
を画定するよう周囲壁から間隔を置いた状態でこれを包
囲し、環状のシール・リングが前記格納容器壁と原子炉
圧力容器の周囲壁との間で水密シールを形成するよう環
状膨張用間隙を横切って延び、環状シール・リングは、
半径方向内方及び外方に位置した端部を備えると共に環
状膨張用間隙を横切って延びる支持リングを有し、該支
持リングは、半径方向内方に位置した端部から間隔を置
いた状態で原子炉圧力容器の水平方向外方に延びるフラ
ンジに載っている下方に延びる内側円筒形部分及び格納
容器壁の棚部に載っている下方に延びる外側円筒形部分
を有し、前記環状シール・リングは更に、支持リングに
固着されると共に内側と外側の円筒形部分の間に延びて
いる複数本の半径方向支持ビームと、環状膨張用間隙内
で半径方向支持ビームから垂下した支持ロッドと、支持
ロッドで支持された状態で前記間隙内に配設された中性
子遮蔽体と、支持リングの半径方向内方に位置した前記
端部と水平方向に延びるフランジとの間に延びていて、
脚部が水平方向に延びる前記フランジと面一をなし、そ
れにより支持リングの半径方向内方に位置した前記端部
と水平方向に延びるフランジとの間の空間を封止する垂
直方向に延びるＬ字形可撓性内側シールと、外側円筒形
部分と格納容器壁の棚部との間に延びていてこれらの間
の空間を封止する垂直方向に延びるＬ字形可撓性外側シ
ールとを有することを特徴とする原子炉格納容器構造物
。
（１６）中性子遮蔽体は、下面に金属製スキンを備えた
中性子遮蔽材料の弧状ブロックで構成されており、支持
ロッドは中性子遮蔽体及び金属製スキンを貫通すると共
にその底端の周りに肩を有し、該肩には中性子遮蔽体が
重力により載り、金属製ライナーが格納容器壁の内周部
に設けられ、中性子遮蔽体の外周部は金属製ライナーに
当接していることを特徴とする請求項第（１５）項記載
の原子炉格納容器構造物。
（１７）封止可能な接近ハッチを有する少なくとも一つ
の作業員通路及び検出器収納ウェル用ハッチを有する少
なくとも一つの検出器収納ウェル用ポートが支持リング
に設けられ、中性子遮蔽材料で作られた着脱自在なプラ
グが各作業員通路及び各検出器収納ウェル用ハッチの下
で中性子遮蔽体に嵌め込まれていることを特徴とする請
求項第（１６）項記載の原子炉格納容器構造物。
（１８）断熱材が環状膨張用間隙内に設けられ、断熱材
は、原子炉圧力容器の水平方向外方に延びるフランジに
接触すると共にこれから下方に延びる上方垂直部分と、
下方垂直部分から半径方向外方へ間隔を置くと共にその
下方に位置する下方垂直部分と、下方垂直部分と下方垂
直部分を連結する水平方向に延びる連結部分とから成り
、前記接近ハッチ及び検出器収納ウェル用ハッチが開放
状態にあるとき、空気が環状膨張用間隙を通り、そして
前記作業員通路及び前記ポートを通って差し向けられる
ことを特徴とする請求項第（１７）項記載の原子炉格納
容器構造物。