JPH0315159B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0315159B2 JPH0315159B2 JP59212547A JP21254784A JPH0315159B2 JP H0315159 B2 JPH0315159 B2 JP H0315159B2 JP 59212547 A JP59212547 A JP 59212547A JP 21254784 A JP21254784 A JP 21254784A JP H0315159 B2 JPH0315159 B2 JP H0315159B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- building
- reactor
- turbine
- layout
- piping
- 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 - Lifetime
Links
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
-
- 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)
- Casings For Electric Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子炉(以下、単にBWRと
云う。)を利用した原子力発電所建屋における主
蒸気配管系に係る。
云う。)を利用した原子力発電所建屋における主
蒸気配管系に係る。
広大で平坦な敷地を容易に確保できる海外プラ
ント、特にアメリカなどでは、機能ごとに独立し
た建屋をI型(タービン軸方向に原子炉建屋を配
置したタービン建屋と原子炉建屋の位置関係を示
す略式名称)に配置し、建設時の接近性を向上さ
せているが、背後に山が迫つた狭い敷地への建設
を余儀なくされる我国では、運転性などの機能を
損なわぬ範囲で建屋配置を最適化する工夫が必要
となつている。第4図はその一例を示すものであ
る。
ント、特にアメリカなどでは、機能ごとに独立し
た建屋をI型(タービン軸方向に原子炉建屋を配
置したタービン建屋と原子炉建屋の位置関係を示
す略式名称)に配置し、建設時の接近性を向上さ
せているが、背後に山が迫つた狭い敷地への建設
を余儀なくされる我国では、運転性などの機能を
損なわぬ範囲で建屋配置を最適化する工夫が必要
となつている。第4図はその一例を示すものであ
る。
1は原子炉建屋、2はタービン建屋、3はサー
ビス建屋、4はコントロール建屋を示す。
ビス建屋、4はコントロール建屋を示す。
従来のタービン建屋2を海側に、原子炉建屋1
を山側に配置する方式は、なぎさ線方向の必要長
さが短く全体をコンパクトな配置計画にできる利
点をもつが、原子炉圧力容器などの大物器機を有
する原子炉建屋1が、背後の山とタービン建屋2
とに狭まれた形となり、特に2基が隣接したツイ
ン型(一つの敷地内の原子炉施設配置において、
2基の原子炉設備配置を基準とする配置)プラン
トでは、建設時の接近性が底下する。このような
欠点があつた。
を山側に配置する方式は、なぎさ線方向の必要長
さが短く全体をコンパクトな配置計画にできる利
点をもつが、原子炉圧力容器などの大物器機を有
する原子炉建屋1が、背後の山とタービン建屋2
とに狭まれた形となり、特に2基が隣接したツイ
ン型(一つの敷地内の原子炉施設配置において、
2基の原子炉設備配置を基準とする配置)プラン
トでは、建設時の接近性が底下する。このような
欠点があつた。
また、運転員の入退域施設を有するサービス建
屋3から各建屋への運転員用アクセスルートは、
図中に示す様なダーテイアクセス、及びクリーン
アクセス8が設けられている。このアクセスの分
離は、運転員の入域エリアの放射線管理エリア及
び非管理エリアにおいて、前者は、ダーテイアク
セス、後者はクリーンアクセスと一般に表現され
ている。第4図に示す従来配置のアクセスルート
は、ダーテイ及びクリーン共に、コントロール建
屋、タービン建屋を経由している。図中に示すと
うりクリーンアクセスは、コントロール建屋4を
経由し隣接する原子炉建屋1及びタービン建屋2
に連絡している。このクリーンアクセスは、一部
分においてタービン建屋2のダーテイエリア内を
貫通するため、放射線管理不利な計画となつてい
た。またダーテイアクセスにおいても、コントロ
ール建屋4を経由し各建屋へ連絡することから、
コントロール建屋4のクリーンエリア内を貫通す
るために同様な問題として取り上げられていた。
屋3から各建屋への運転員用アクセスルートは、
図中に示す様なダーテイアクセス、及びクリーン
アクセス8が設けられている。このアクセスの分
離は、運転員の入域エリアの放射線管理エリア及
び非管理エリアにおいて、前者は、ダーテイアク
セス、後者はクリーンアクセスと一般に表現され
ている。第4図に示す従来配置のアクセスルート
は、ダーテイ及びクリーン共に、コントロール建
屋、タービン建屋を経由している。図中に示すと
うりクリーンアクセスは、コントロール建屋4を
経由し隣接する原子炉建屋1及びタービン建屋2
に連絡している。このクリーンアクセスは、一部
分においてタービン建屋2のダーテイエリア内を
貫通するため、放射線管理不利な計画となつてい
た。またダーテイアクセスにおいても、コントロ
ール建屋4を経由し各建屋へ連絡することから、
コントロール建屋4のクリーンエリア内を貫通す
るために同様な問題として取り上げられていた。
一方従来の主蒸気配管(以下、単にMS配管と
云う。)9のルートは、タービン建屋2内のター
ビン軸に対し直角にタービン建屋2へ接続し連絡
先のタービン建屋2内で90゜曲げて高圧タービン
及び低圧タービンへ蒸気を送つていた。そこでこ
れらのMS配管9のルートと、原子炉建屋内の付
属棟に配置される原子炉安全系設備(原子炉非常
用炉心冷却系設備)は、安全上の系統分離対策か
ら隔離することが要求されており、現状ではMS
配管エリアに対し原子炉炉心からその左右部に系
統分離をした配置としている。これらの安全系の
設備としては、特に大型機器としてデイーゼル発
電機設備及び非常用炉心冷却設備等があり、これ
らの安全系の設備においては、保守・点検さらに
機器の交換が要求されている。
云う。)9のルートは、タービン建屋2内のター
ビン軸に対し直角にタービン建屋2へ接続し連絡
先のタービン建屋2内で90゜曲げて高圧タービン
及び低圧タービンへ蒸気を送つていた。そこでこ
れらのMS配管9のルートと、原子炉建屋内の付
属棟に配置される原子炉安全系設備(原子炉非常
用炉心冷却系設備)は、安全上の系統分離対策か
ら隔離することが要求されており、現状ではMS
配管エリアに対し原子炉炉心からその左右部に系
統分離をした配置としている。これらの安全系の
設備としては、特に大型機器としてデイーゼル発
電機設備及び非常用炉心冷却設備等があり、これ
らの安全系の設備においては、保守・点検さらに
機器の交換が要求されている。
このため特にデイーゼル発電機設備については
発電所の運開後の機器分解及び搬出も容易に行な
える様計画する必要がある。このことから、デイ
ーゼル発電機の設備については、配置計画上の自
由度がより要求されることとなる。しかし、従来
配置においては、MS配管9の配置ルートからタ
ービン建屋2に対し直角方向の配置計画を唯一の
配置計画としており、そのため、配置の自由度は
一方向配置でけに限られていた。
発電所の運開後の機器分解及び搬出も容易に行な
える様計画する必要がある。このことから、デイ
ーゼル発電機の設備については、配置計画上の自
由度がより要求されることとなる。しかし、従来
配置においては、MS配管9の配置ルートからタ
ービン建屋2に対し直角方向の配置計画を唯一の
配置計画としており、そのため、配置の自由度は
一方向配置でけに限られていた。
また、従来配置のコントロール建屋は、中央制
御室を内設することから、耐震設計上Aクラス建
屋とされ、原子炉建屋と同等の安全上重要な建屋
構造を要求されている。この結果、コントロール
建屋は耐震性を考虜した大規模な建屋構造を特徴
としている。その中で特に中央制御室の位置は、
原子炉建屋1及びその他の各主要建屋への離間距
離が短く、中央制御室を取りまく管理区域を明確
に区分可能なものであること、非常時の換気の確
保が可能なこと、滞留能力及び遮蔽を十分に保有
し、サービス施設からの距離が短いこと及び耐震
性を十分に有する配置構造強度を有する等の要求
に十分満足するものでなければならない。
御室を内設することから、耐震設計上Aクラス建
屋とされ、原子炉建屋と同等の安全上重要な建屋
構造を要求されている。この結果、コントロール
建屋は耐震性を考虜した大規模な建屋構造を特徴
としている。その中で特に中央制御室の位置は、
原子炉建屋1及びその他の各主要建屋への離間距
離が短く、中央制御室を取りまく管理区域を明確
に区分可能なものであること、非常時の換気の確
保が可能なこと、滞留能力及び遮蔽を十分に保有
し、サービス施設からの距離が短いこと及び耐震
性を十分に有する配置構造強度を有する等の要求
に十分満足するものでなければならない。
以上の要求事項に関し従来配置では、コントロ
ール建屋4を独立建屋としたことにより施設全体
の建屋配置規模の大型化を招き、前述の如く各建
屋内機器設備へのアクセス距離を長く複雑にして
おり、さらに建屋間の配管・ケーブル及び電線管
等の物量も多くなつていた。
ール建屋4を独立建屋としたことにより施設全体
の建屋配置規模の大型化を招き、前述の如く各建
屋内機器設備へのアクセス距離を長く複雑にして
おり、さらに建屋間の配管・ケーブル及び電線管
等の物量も多くなつていた。
本発明の目的はMS配管を原子炉建屋内におい
て90゜曲げてタービン建屋に接続する主蒸気配管
系のレイアウトに関し、原子炉施設の占有敷地面
積が少なくなぎさ線方向の短いコンパクト配置設
計を提供し、さらに建屋間アクセス計画の最短化
及び原子炉安全系設備の配置計画として自由度を
有する等の特徴を持つ原子力発電所建屋における
最適な主蒸気配管系を提供することにある。
て90゜曲げてタービン建屋に接続する主蒸気配管
系のレイアウトに関し、原子炉施設の占有敷地面
積が少なくなぎさ線方向の短いコンパクト配置設
計を提供し、さらに建屋間アクセス計画の最短化
及び原子炉安全系設備の配置計画として自由度を
有する等の特徴を持つ原子力発電所建屋における
最適な主蒸気配管系を提供することにある。
本発明の原子力発電所建屋における主蒸気配管
系は、主蒸気配管の格納容器部出口ノズル方向を
タービンの軸方向と平行に配設すると共に、原子
炉建屋内で前記主蒸気配管を、原子炉安全系設備
及び中央制御室に対して干渉を避けるようなレイ
アウトになるように90゜曲げ、タービン建屋内の
タービン軸と直角方向からタービン建屋内へ配設
し、前記タービンに接続してなることを特徴とす
る。
系は、主蒸気配管の格納容器部出口ノズル方向を
タービンの軸方向と平行に配設すると共に、原子
炉建屋内で前記主蒸気配管を、原子炉安全系設備
及び中央制御室に対して干渉を避けるようなレイ
アウトになるように90゜曲げ、タービン建屋内の
タービン軸と直角方向からタービン建屋内へ配設
し、前記タービンに接続してなることを特徴とす
る。
本発明はMS配管を原子炉建屋内にて90゜曲げ
て、タービン建屋内のタービン軸に直角方向に接
続する各主要建屋配置構造に関し、従来の配置計
画に比べアクセス性の向上及び原子炉建屋内の原
子炉安全系設備の配置の自由度を増した配置特有
の利点を有することを最大限に引き出すことが可
能となつた配置計画を提供する。
て、タービン建屋内のタービン軸に直角方向に接
続する各主要建屋配置構造に関し、従来の配置計
画に比べアクセス性の向上及び原子炉建屋内の原
子炉安全系設備の配置の自由度を増した配置特有
の利点を有することを最大限に引き出すことが可
能となつた配置計画を提供する。
従来配置と本発明による配置計画の比較から構
造計画上耐震クラスの高い建屋の数が少ない本発
明による配置案が有利となつている。さらに、経
済性の観点からは、中央制御室からの距離が短い
ことから、ケーブル、電線管及び配管長さ等の物
量の低減が予想され、本発明による配置が有利と
なる。又、従来においては、建屋間のアクセスル
ートとして建屋間を経由した配置ルートが考えら
れていたが各建屋と隣接した本発明によれば、ア
クセス距離及びアクセスルートは向上しプラント
のメンテナンス管理計画上有利なものとなつてい
る。
造計画上耐震クラスの高い建屋の数が少ない本発
明による配置案が有利となつている。さらに、経
済性の観点からは、中央制御室からの距離が短い
ことから、ケーブル、電線管及び配管長さ等の物
量の低減が予想され、本発明による配置が有利と
なる。又、従来においては、建屋間のアクセスル
ートとして建屋間を経由した配置ルートが考えら
れていたが各建屋と隣接した本発明によれば、ア
クセス距離及びアクセスルートは向上しプラント
のメンテナンス管理計画上有利なものとなつてい
る。
次に従来配置計画に関する欠点に基づき、下記
の2項目について改善を検討した配置計画図を第
2図及び第3図に示す。
の2項目について改善を検討した配置計画図を第
2図及び第3図に示す。
アクセス計画の改善
原子炉建屋内安全設備の自由度の拡大
第2図は、各建屋間のアクセス性を改善するた
めに建屋の集中化を図つたものである。
めに建屋の集中化を図つたものである。
この配置案では、従来配置のコントロール建屋
4に内設されていた中央制御室を原子炉建屋1の
付属棟に内蔵させている。第2図に示す計画案に
よれば、サービス建屋3から各建屋へのアクセス
距離の最短化が可能となる上に、それぞれのアク
セスルートの干渉及び複雑に建屋の中の経由とす
ることがなく、直接に目的の建屋へアクセスが可
能となる。さらに建屋内に中央制御室及関連電気
盤等を設置することにより、耐震Aクラス建屋の
集中化が図られ建屋の建築設計上合理的な配置計
画が可能となつている。また、建屋の集中化によ
り各建屋間を連絡する配管・ケーブル・電線管等
の物量も最短化が可能となることから経済性の高
い配置計画案の特徴を有している。
4に内設されていた中央制御室を原子炉建屋1の
付属棟に内蔵させている。第2図に示す計画案に
よれば、サービス建屋3から各建屋へのアクセス
距離の最短化が可能となる上に、それぞれのアク
セスルートの干渉及び複雑に建屋の中の経由とす
ることがなく、直接に目的の建屋へアクセスが可
能となる。さらに建屋内に中央制御室及関連電気
盤等を設置することにより、耐震Aクラス建屋の
集中化が図られ建屋の建築設計上合理的な配置計
画が可能となつている。また、建屋の集中化によ
り各建屋間を連絡する配管・ケーブル・電線管等
の物量も最短化が可能となることから経済性の高
い配置計画案の特徴を有している。
しかし、本案については、タービン建屋に接続
するMS配管9のルートと原子炉建屋1内の中央
制御室エリアが接近することから原子炉安全設計
の機能維持の関係から十分なる安全性の保証が確
保できない等の問題を有する。
するMS配管9のルートと原子炉建屋1内の中央
制御室エリアが接近することから原子炉安全設計
の機能維持の関係から十分なる安全性の保証が確
保できない等の問題を有する。
一方、第3図は原子炉建屋1内の安全系設備に
関する配置として、タービン軸と平行な安全系の
設備配置を可能とする配置計画案を示す。本図に
示すとうり、原子炉建屋1の配置を従来の配置計
画に比べ90゜回転させている。このことから、従
来では原子炉安全系の設備としてタービン軸に対
し直角方向だけに配置出来なかつた計画範囲に加
え、本配置計画によれば、原子炉安全系設備の配
置計画として配置計画選定エリアが増すこととな
る(配置計画上の自由度増)。
関する配置として、タービン軸と平行な安全系の
設備配置を可能とする配置計画案を示す。本図に
示すとうり、原子炉建屋1の配置を従来の配置計
画に比べ90゜回転させている。このことから、従
来では原子炉安全系の設備としてタービン軸に対
し直角方向だけに配置出来なかつた計画範囲に加
え、本配置計画によれば、原子炉安全系設備の配
置計画として配置計画選定エリアが増すこととな
る(配置計画上の自由度増)。
しかし、本案についてのアクセス計画では、従
来案と同様にダーテイ・クリーンアクセスの適切
な配置計画とはなつておらず、さらに各建屋への
通路距離も大となることから、アクセス性の点で
問題点を有している。
来案と同様にダーテイ・クリーンアクセスの適切
な配置計画とはなつておらず、さらに各建屋への
通路距離も大となることから、アクセス性の点で
問題点を有している。
以上の配置計画2案からアクセス性の向上及び
原子炉建屋内の原子炉安全系設備の配置の自由度
を増した配置計画として本発明の主旨とする配置
図を第1図に示す。本配置においては、中央制御
室11を原子炉建屋1内に配置する。2基の原子
炉建屋1の配置を基準とする発電所では、隣号機
間の中央制御室の隣設配置が可能となる。一方原
子炉安全系設備10の配置は、MS配管9のルー
ト及び中央制御室11の位置と干渉を解決したタ
ービン軸に平行に原子炉建屋1の付属棟内に設置
される。この為、タービン建屋の配置位置に関し
ては、原子炉建屋1間の連絡物量の低減に有効
で、合理的なL型配置(タービン軸方向に対し直
角方向に原子炉建屋を配置した原子炉建屋とター
ビン建屋の位置関係を示す略式名称)を採用して
いる。
原子炉建屋内の原子炉安全系設備の配置の自由度
を増した配置計画として本発明の主旨とする配置
図を第1図に示す。本配置においては、中央制御
室11を原子炉建屋1内に配置する。2基の原子
炉建屋1の配置を基準とする発電所では、隣号機
間の中央制御室の隣設配置が可能となる。一方原
子炉安全系設備10の配置は、MS配管9のルー
ト及び中央制御室11の位置と干渉を解決したタ
ービン軸に平行に原子炉建屋1の付属棟内に設置
される。この為、タービン建屋の配置位置に関し
ては、原子炉建屋1間の連絡物量の低減に有効
で、合理的なL型配置(タービン軸方向に対し直
角方向に原子炉建屋を配置した原子炉建屋とター
ビン建屋の位置関係を示す略式名称)を採用して
いる。
このL型配置を特徴とする配置計画により、従
来配置に比べMS配管9の長さが多少長くなる傾
向にある。但し、MS配管9については、蒸気を
原子炉からタービンへ送る配管として、タービン
トリツプや負荷遮断等の事象を想定する必要があ
る。この際に、MS配管9内の圧力は急上昇し、
高温状態となる。MS配管9の容積と圧力急上昇
時の熱的余裕においては、相関関係がありMS配
管内容積を大きくするほど圧力上昇速度が抑制さ
れるために、熱的余裕の観点から、MS配管内容
積は大きいほど望ましく、そのMS配管容積は沸
謄水型炉における最低限度値では約80m3/1本と
されている。これらの理由から、本発明のMS配
管ルート増に係わる配管内容積にかかる問題は少
ないと思われる。尚、第1図中で、12は原子炉
圧力容器5を囲う格納容器でありMS配管9は、
この格納容器12から出口ノズル13部で外へ出
されて原子炉圧力容器5からタービン6側へ連な
る。
来配置に比べMS配管9の長さが多少長くなる傾
向にある。但し、MS配管9については、蒸気を
原子炉からタービンへ送る配管として、タービン
トリツプや負荷遮断等の事象を想定する必要があ
る。この際に、MS配管9内の圧力は急上昇し、
高温状態となる。MS配管9の容積と圧力急上昇
時の熱的余裕においては、相関関係がありMS配
管内容積を大きくするほど圧力上昇速度が抑制さ
れるために、熱的余裕の観点から、MS配管内容
積は大きいほど望ましく、そのMS配管容積は沸
謄水型炉における最低限度値では約80m3/1本と
されている。これらの理由から、本発明のMS配
管ルート増に係わる配管内容積にかかる問題は少
ないと思われる。尚、第1図中で、12は原子炉
圧力容器5を囲う格納容器でありMS配管9は、
この格納容器12から出口ノズル13部で外へ出
されて原子炉圧力容器5からタービン6側へ連な
る。
本発明をより実際的な例として第5図により説
明する。
明する。
第5図は本発明のMS配管9のルートを原子炉
建屋1の中で90゜曲げる構造を有する原子炉建屋
とタービン建屋2及びサービス建屋3の配置図を
示す。第5図においては、第1図と同様に原子炉
建屋1とタービン建屋2とはL型配置となつてお
り、原子炉建屋1は、隣接号機が隣接配置となつ
ている。また中央制御室11は、原子炉建屋1の
中に設置されておりこの山側にサービス建屋3が
設置されている。本発明によるMS配管9は、図
中に示す配置ルートを通り原子炉圧力容器5から
蒸気をタービン6へ送つている。
建屋1の中で90゜曲げる構造を有する原子炉建屋
とタービン建屋2及びサービス建屋3の配置図を
示す。第5図においては、第1図と同様に原子炉
建屋1とタービン建屋2とはL型配置となつてお
り、原子炉建屋1は、隣接号機が隣接配置となつ
ている。また中央制御室11は、原子炉建屋1の
中に設置されておりこの山側にサービス建屋3が
設置されている。本発明によるMS配管9は、図
中に示す配置ルートを通り原子炉圧力容器5から
蒸気をタービン6へ送つている。
このMS配管9は原子炉建屋内で90゜曲げて、タ
ービン建屋へ導いてある。
ービン建屋へ導いてある。
本配置図に示す実施例は、建屋の概念配置を示
すものであるが、主要建屋の海山距離が短く海山
方向の距離が少ない狭い敷地の多い我国のサイト
では有効な配置概念となつている。さらに原子炉
建屋1内の中央制御室11は、隣接ユニツトとの
距離も短く、管理施設として共用化の可能性も大
きく配置効率は良い。さらにサービス建屋3を中
央制御室11に近く設置することにより中央制御
室11へのアクセス性も良い。
すものであるが、主要建屋の海山距離が短く海山
方向の距離が少ない狭い敷地の多い我国のサイト
では有効な配置概念となつている。さらに原子炉
建屋1内の中央制御室11は、隣接ユニツトとの
距離も短く、管理施設として共用化の可能性も大
きく配置効率は良い。さらにサービス建屋3を中
央制御室11に近く設置することにより中央制御
室11へのアクセス性も良い。
また、原子炉建屋1内の原子炉安全系設備10
についても、MS配管9の設置エリア及び中央制
御室11を含む電気品設置エリアに対して分離し
たエリアに設置されている。このため、原子炉安
全系設備10は、タービン軸と平行に配置されて
いる。
についても、MS配管9の設置エリア及び中央制
御室11を含む電気品設置エリアに対して分離し
たエリアに設置されている。このため、原子炉安
全系設備10は、タービン軸と平行に配置されて
いる。
以上の利点を特徴とする実際的な例において
は、原子炉建屋1とタービン建屋2がなぎさ線方
向に配置されることから大物機器が搬入される海
側に移動式の大型揚重機が自由に動き回ることも
可能なつり込みスペースを有し、この大型揚重機
により原子炉建屋及びタービン建屋の大物機器の
搬入が同一場所で行なえることから、建設性も良
く原子力発電所の建設期間の短縮化も可能であ
る。また、機器の搬入が同一場所で行なえること
により廻り建築工事との干渉も少なくすることが
できる。
は、原子炉建屋1とタービン建屋2がなぎさ線方
向に配置されることから大物機器が搬入される海
側に移動式の大型揚重機が自由に動き回ることも
可能なつり込みスペースを有し、この大型揚重機
により原子炉建屋及びタービン建屋の大物機器の
搬入が同一場所で行なえることから、建設性も良
く原子力発電所の建設期間の短縮化も可能であ
る。また、機器の搬入が同一場所で行なえること
により廻り建築工事との干渉も少なくすることが
できる。
ただし、本実際的な例による配置では、従来の
配置に比べなぎさ線方向の敷地占有長さは、多少
長くなるが、敷地造成時の切土量に影響の大きい
山海方向の敷地占有長さは短縮される。これらの
理由からサイト特有の地形によつては魅力のある
ものになつている。
配置に比べなぎさ線方向の敷地占有長さは、多少
長くなるが、敷地造成時の切土量に影響の大きい
山海方向の敷地占有長さは短縮される。これらの
理由からサイト特有の地形によつては魅力のある
ものになつている。
本発明によれば、原子炉施設の海−山方向の占
有敷地面積の低減が可能である。
有敷地面積の低減が可能である。
第1図は本発明の原子力発電所建屋レイアウト
図、第2図は、各主要建屋間のアクセス性を改善
するために建屋の集中化を図つたL型配置概念
図、第3図は、原子炉建屋内の原子炉安全系設備
に関するタービン軸と平行に安全系の設備配置を
可能とするL型配置概念図、第4図は、従来の沸
騰水型原子炉建屋の一般的なL型配置概念図、第
5図は、本発明による沸騰水型原子炉建屋の実施
例を説明する為の配置概念図である。 1……原子炉建屋、2……タービン建屋、3…
…サービス建屋、4……コントロール建屋、5…
…原子炉圧力容器、6……タービン、7……ダー
テイアクセスルート、8……クリーンアクセスル
ート、9……MS配管、10……原子炉安全系設
備、11……中央制御室、12……格納容器、1
3……出口ノズル。
図、第2図は、各主要建屋間のアクセス性を改善
するために建屋の集中化を図つたL型配置概念
図、第3図は、原子炉建屋内の原子炉安全系設備
に関するタービン軸と平行に安全系の設備配置を
可能とするL型配置概念図、第4図は、従来の沸
騰水型原子炉建屋の一般的なL型配置概念図、第
5図は、本発明による沸騰水型原子炉建屋の実施
例を説明する為の配置概念図である。 1……原子炉建屋、2……タービン建屋、3…
…サービス建屋、4……コントロール建屋、5…
…原子炉圧力容器、6……タービン、7……ダー
テイアクセスルート、8……クリーンアクセスル
ート、9……MS配管、10……原子炉安全系設
備、11……中央制御室、12……格納容器、1
3……出口ノズル。
Claims (1)
- 1 主蒸気配管の格納容器部出口ノズル方向をタ
ービンの軸方向と平行に配設すると共に、原子炉
建屋内で前記主蒸気配管を、原子炉安全系設備及
び中央制御室に対して干渉を避けるようなレイア
ウトになるように90゜曲げ、タービン建屋内のタ
ービン軸と直角方向からタービン建屋内へ配設
し、前記タービンに接続してなることを特徴とす
る原子力発電所建屋における主蒸気配管系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59212547A JPS6191596A (ja) | 1984-10-12 | 1984-10-12 | 原子力発電所建屋における主蒸気配管系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59212547A JPS6191596A (ja) | 1984-10-12 | 1984-10-12 | 原子力発電所建屋における主蒸気配管系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6191596A JPS6191596A (ja) | 1986-05-09 |
| JPH0315159B2 true JPH0315159B2 (ja) | 1991-02-28 |
Family
ID=16624488
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59212547A Granted JPS6191596A (ja) | 1984-10-12 | 1984-10-12 | 原子力発電所建屋における主蒸気配管系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6191596A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP3422361B1 (en) * | 2016-04-27 | 2020-06-24 | Mitsubishi Hitachi Power Systems, Ltd. | Turbine building and nuclear power plant |
-
1984
- 1984-10-12 JP JP59212547A patent/JPS6191596A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6191596A (ja) | 1986-05-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103850483B (zh) | 一种核电厂主厂房群布置方法 | |
| US4689194A (en) | Nuclear reactor plant with a small high temperature reactor operating with spherical fuel elements | |
| US11901091B2 (en) | Combined mounting/electrical distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units of a nuclear reactor | |
| Bhardwaj | The future 700áMWe pressurized heavy water reactor | |
| US4653576A (en) | Expandable antivibration bar for a steam generator | |
| US11810680B2 (en) | Modular integrated gas high temperature nuclear reactor | |
| CN112746758B (zh) | 一种核岛厂房布置结构 | |
| JPS6191596A (ja) | 原子力発電所建屋における主蒸気配管系 | |
| Kwant et al. | PRISM—liquid metal cooled reactor plant design and performance | |
| Cinotti et al. | The inherently safe immersed system (ISIS) reactor | |
| US4681731A (en) | Nuclear reactor construction with bottom supported reactor vessel | |
| JPH0416602B2 (ja) | ||
| Yamaki et al. | Overall plant concept for a tank-type fast reactor | |
| JPH0277694A (ja) | 原子力発電プラント | |
| Chianese et al. | Toroidal field coil design concept and structural support system for CTHR | |
| Candlish | Advances in constructability | |
| JPS5860290A (ja) | 原子力タ−ビンの遮蔽構造 | |
| WO2025185917A8 (en) | Nuclear fission power plant | |
| Vinayagamoorthy et al. | Lessons and Strategies from PFBR to Future Fast Breeder Reactors | |
| Dalle Donne | Heat Exchangers for High Temperature Gas-Cooled Nuclear Power Reactors | |
| JP2592888B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| US20060045230A1 (en) | Method and apparatus for mitigating pressure loss in a steam tunnel of a boiling water reactor | |
| JPS59120992A (ja) | 原子力原動所 | |
| McDonald et al. | Cost-competitive, inherently safe LMFBR pool plant | |
| Shannon et al. | Oak Ridge Tokamak experimental power reactor study. Part 5. Engineering |