JPH04102094A - 原子炉非常用凝縮装置およびその設置装置 - Google Patents

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】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は非常時に原子炉内の蒸気を凝縮し、原子炉を冷
却するための原子炉非常用炉心冷却装置に関する。

（従来の技術） 従来の原子炉非常用凝縮装置を第８図および第９図に従
って説明する。第８図は原子炉格納容器１に従来の原子
炉非常用凝縮装置６を組み込んだ配管流路系統を示す図
である。第８図において、原子炉格納容器１内に原子炉
圧力容器２が配置され、この原子炉圧力容器２に接続さ
れた入口配管３が第１人口弁４および第２人口弁５を介
して原子炉非常用凝縮装置６に接続されている。この原
子炉非常用凝縮装置６に接続された出し］配管７の他方
は第１出目弁８および第２出目弁９を介して原子炉圧力
容器２に接続されている。

第９図は従来の横型Ｕ字管式の原子炉非常用凝縮装置６
を一部側面で示す縦断面図である。従来の原子炉非常用
凝縮袋＠６は鋼製タンク１５の下部に外部に突き出した
円筒状蒸気室１７および水室１８と、蒸気室１７および
水室１８とタンク１５内を仕切る管板１９と、管板１９
に接続され、蒸気室１７と水室１８を連通する複数のＵ
字状伝熱管２４と、蒸気室１７および水室１８に取り付
けられた蓋２０と、タンク１５の上部に取り付けられた
蒸気ベント管１６と、蒸気室１７に接続された入口配管
３と、水室１８に接続された出口配管７とから構成され
ている。

原子炉通常運転中は第１出口弁８を閉とし、第１人口弁
４、第２人口弁５および第２人口弁９を開けた状態であ
る。

原子炉圧力容器２に接続された主蒸気管（図示せず）が
隔離された原子炉隔離時には第１出目弁８を開けること
により原子炉圧力容器２から入口配管３、原子炉非常用
凝縮装置６、出口配管７を経て原子炉圧力容器２に戻る
流路が形成される。

原子炉圧力容器２内の蒸気は入口配管３から蒸気室１７
に流入し、さらに伝熱管２４内に流入し、タンク１５内
の水と熱交換して凝縮される。凝縮水は水室１８に流入
し、出口配管７を経由して原子炉圧力容器２へ戻る。タ
ンク１５内の水は伝熱管２４の表面で加熱され沸騰する
。発生した蒸気は蒸気放出管１６から外部へ放出される
。

保守点検時の伝熱管検査は蒸気室１７および水室１８に
取り付けられた蓋２０を取り外し、管板１９に接続され
たＵ字状の伝熱管２４の内側から渦流深傷試験等を行う
。

（発明が解決しようとする課題） 現在、原子炉発電所においては、ポンプ等の動力的機器
を削減し、単純な構造でかつ信頼性の向上した機器が要
望されている。そこでポンプ等を用いないで原子炉の冷
却を行うことができる前述の原子炉非常用冷却装置は重
要性が増大している。

このため、より長時間の除熱を行うことができるよう大
型のコンクリート製プール内に複数の非常用凝縮装置を
設置することが考えられている。

従来の横型Ｕ字管式の非常用凝縮装置では設置に必要な
面積が大きく、プール内への複数基の設置に対し、レイ
アウト上の制約が大きくなること、水平管では凝縮水の
排出性が悪く、凝縮性能が垂直管に比較して低下するこ
と等の課題がある。このため、垂直の伝熱管群を有し、
その上部に蒸気室、下部に氷室を設け、伝熱管内で凝縮
を行う方式の小型の原子炉非常用凝縮装置が考えられて
いる。しかしながら、この方式の原子炉非常用凝縮装置
では管外側で沸騰したプール水が上４すると蒸気室下面
に妨げられ、上昇流が弱まること、および蒸気室の重量
が重くなり、耐震上好ましくない課題がある。また、伝
熱管の渦流深傷試験等に際しては蒸気室の蓋を取り外す
等の作業が必要であること。さらに、蒸気室の外側が常
に水で満たされているため、通常運転中に凝縮が生じ不
必要な放熱が生じる等の課題がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、高
い凝縮性能を有し、放熱等の問題もなく、保守性に優れ
た原子炉非常用凝縮装置を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明はプール内に設置された垂直筒状胴と、この胴の
上下両端に接続された一対の管板と、この一対の管板に
開口して接続された複数の垂直伝熱管と、前記胴の上部
または上側管板に接続された第１の配管と、前記胴の下
部または下側管板に接続された第２の配管と、前記胴に
接続され前記プールの底面と前記下側管板との間に空間
が形成されるよう下方に伸びた複数の脚とを具備したこ
とを特徴とする。

（作　用） 原子炉圧力容器に接続した主蒸気管が隔離された場合、
原子炉圧力容器から原子炉非常用凝縮装置の第１の配管
を通り円筒状胴内に蒸気が導かれ、多数の伝熱管の外側
で熱交換し凝縮され、第２の配管により原子炉圧力容器
に戻される。非常用凝縮装置の周辺部のプール水は下側
管板から伝熱管内に導かれ、加熱され沸騰して上側管板
から上方に流出する。これによって原子炉の蒸気は凝縮
することにより熱をプール水に伝え、原子炉は安全に冷
却される （実施例） 第１図から第４図を参照しながら本発明に係る原子炉非
常用凝縮装置の第１の実施例について説明する。

第１図は第１の実施例で、原子炉格納容器１に原子炉非
常用凝縮装置６ａを組み込んだ配管流路系統を示す。原
子炉格納容器１内に設置された原子炉圧力容器２の蒸気
相部２ａは入口配管３を介して原子炉非常用凝縮装置６
ａに接続され、原子炉非常用冷却装置６ａは出口配管７
を介して原子炉圧力容器２の液相部２ｂに、また、ベン
ト配管１０を介して圧力抑制プール２７にそれぞれ接続
される。

原子炉圧力容器２の蒸気相部２ａには減圧配管１３が接
続され、その配管の他方には減圧弁１４が接続され、減
圧弁１４の吐出側減圧配管１３は原子炉格納容器１内の
空間部に開口している。

第２図は第１の実施例における原子炉非常用凝縮装置６
ａの全体概要を示す外形図である。この原子炉非常用凝
縮装置６ａは円形で水平な上側管板２１と、円形で水平
な下側管板２２と、上側管板２１と下側管板２２の全周
に接続され、垂直な円筒形をなす胴２３と、上側管板２
１と下側管板２２に接続され両端が開口した垂直の複数
の伝熱管２４と、下側管板２２と設置床面に間隙をもた
せ得る胴２３の外周に互いに間隙をもって取り付けられ
た脚２５と、上側管板２１に接続された入口配管３と、
胴２３に接続された出口配管７と、ベント配管１０と、
入口配管３の外周に取り付けられた断熱材２６とから構
成される。出口配管７は胴２３の最も下部に接続され、
ベント配管１０は出口配管７より高い位置で胴２３の円
筒の中心線に対し入口配管３と対称な位置に接続される
。

第３図は第２図に示す第１の実施例における原子炉非常
用凝縮装置６ａの垂直断面を示す図である。伝熱管２４
は上側管板２１および下側管板２２を貫通して開口する
よう接続されている。入口配管３はＵ字管を形成する。

第４図は第２図および第３図における第１の実施例の原
子炉非常用凝縮装置６ａの設置状態を示す縦断面図であ
る。

原子炉非常用凝縮袋ｆｆ１６ａは水で満たされた凝縮装
置プール３０の底を形成するコンクリートスラブ３１の
一部に円形状銅製底板３２を設置し、この底板３２上に
原子炉非常用凝縮袋Ｒ６ａを設置する。

原子炉非常用凝縮装置６ａの周囲に円筒形で凝縮装置プ
ール３０の水面より低い位置に上端をもつ円筒形状の外
部シュラウド３３を設置する。プール水入口弁３４をプ
ール水入口配管３５を介して外部シュラウド３３のコン
クリートスラブ３１の上面に近い高さに接続する。また
、スカート３６を外部シュラウド３３の内面でプール水
入口配管３５の開口部より高い位置に接続し、スカート
３６の下端は原子炉非常用凝縮装置６の下面近傍の高さ
までとする。底板３２にはドレン配管３７を介してドレ
ン弁３８を接続する。外部シュラウド３３の上端には外
部シュラウド３３と円心円筒状の堰３９を取り外し可能
なように設置する。

次に上記のように構成された原子炉非常用凝縮装置６ａ
の作用について説明する。

本実施例における原子炉非常用凝縮袋ｆｆ１６ａは原子
炉圧力容器に接続された主蒸気管が隔離した場合、原子
炉圧力容器内で発生する蒸気を凝縮し、原子炉圧力容器
内の冷却を行う。また、万一、原子炉格納容器１内で配
管が破断するような事故が発生した場合、原子炉格納容
器１内の蒸気を凝縮し、原子炉格納容器１を冷却する。

原子炉の通常運転中、第１人口弁４、第２人［１弁５、
および第１出目弁８は開状態に、第２出Ｌ１弁９および
ベント弁１１は閉状態に維持される。

原子炉非常用凝縮装置６ａの内部、出口配管７、ベント
配管１０の内部ばあらかしめ水で満たし、伝熱管２４お
よび胴２３上側管板２１は蒸気に接しないようにしてお
く。

入口配管３の逆Ｕ字状の配管部から原子炉圧力容器２ま
での配管部は蒸気で充満しているが周囲の断熱材２６に
よりプール水との熱交換は極力押さえられる。外部シュ
ラウド３３の上部の堰３９は取り外された状態とし、プ
ール水入［Ｊ弁３４は閉状態となっている。

原子炉の主蒸気管（図示せず）が隔離された場合、直ち
に第２出口弁を開くことにより、原子炉非常用凝縮装置
６ａ内の凝縮水が重力により出口配管７を通じて原子炉
は流入する。これにより原子炉圧力容器２から入口配管
３を通じて蒸気が原子炉非常用凝縮装置６ａに流入し始
める。原子炉非常用凝縮装置６ａに流入した蒸気は伝熱
管２４を開してプール水と熱交換を行い、伝熱管２４の
外周面で凝縮し、凝縮水は原子炉非常用凝縮装置６ａの
底部に落下し、出口配管７を通じて連続的に原子炉圧力
容器２へ戻される。原子炉非常用凝縮装置６ａは原子炉
圧力容器２より高い位置に設置しているため、入口配管
３内の蒸気と出口配管７内の凝縮水の密度差により重力
の作用による自然循環力が生じ、連続的に原子炉非常用
凝縮装置６ａ内に蒸気が流入され、凝縮が行われる。

一方、伝熱管２４の内側表面で加熱されたプール水は沸
騰が生じ、二相流状態となるため、原子炉非常用凝縮装
置６ａの周辺のプール水と伝熱管２４内側の水の密度差
が生じ、上昇流が生じる。

これによりプール水はプール水大口弁３４から流入し、
スカート３６に添って原子炉非常用凝縮袋Ｒ６ａの下部
に導かれ、伝熱管２４に流入し、加熱され沸騰し、伝熱
管２４から上方に流出する。

次に事故時の作用について説明する。万一、原子炉格納
容器１内で配管破断の事故が生じた場合、減圧弁１４が
開放されて原子炉圧力容器２内の蒸気が放出され、減圧
され、重力落下式非常用炉心冷却装置（図示せず）によ
り、炉心の冷却が行われる。原子炉圧力容器２が充分減
圧された後、第２出目弁９を開くことにより、上述の原
子炉主蒸気管の隔離時の冷却と同様に、蒸気が入口配管
３を通じて原子炉非常用凝縮装置６ａに流入し凝縮され
、出口配管７を通じて凝縮水が原子炉に戻される。

原子炉圧力容器２内の蒸気が凝縮されるにつれて圧力が
低下し、初期に原子炉格納容器１内に放出された蒸気が
、減圧弁１４を通じて逆流し、原子炉格納容器１内の蒸
気も凝縮される。原子炉格納容器１内の非凝縮性ガスが
伝熱管２４の周辺に集まり、伝熱性能が低下すると、−
次的に原子炉圧力容器２の圧力は上昇する。そこで、ベ
ント弁１１を開けることにより圧力抑制プール内に非凝
縮性ガスが押し出され再び凝縮が開始される。ベント弁
１１は開状態のままでもベント配管１１の原子炉非常用
凝縮装置６ａ内の開［」部より出口配管７の開口部が低
い位置にあるため、凝縮には優先的に出「］配管７から
原子炉へ戻される。

次に保守点検時について説明する。定期検査においては
外部シュラウド３３の上部に堰３９を取り付け、プール
水大口弁３４を閉め、ドレン弁３８を開け、ドレン配管
３７から外部シュラウド３３内のプール水をドレンする
。これにより作業員か原子炉非常用凝縮袋ｆｉＥｔ６ａ
へ接近し検査を行うことが可能である。また、この状態
で管内に素子を挿入し過流探傷試験を実施できる。

さらに万一、補修が必要になった場合には、脚２５の固
定を外し、接続配管のフランジを外すことによりプール
外へ搬出することが可能である。

本実施例による原子炉非常用凝縮装置は次に示す効果か
ある。

■伝熱管か垂直に設けられており、凝縮水が重力によっ
て最も早く落下し、排除される形状であるため、伝熱管
表面に形成される液膜が薄くなり、高い凝縮能力が得ら
れる。

■垂直管であるため、プール水の上昇に妨げになるもの
がなく、プール水の高い循環流量が得られ、高い伝熱性
能が得られる。

■起動時に急激な凝縮を防止するため、入口弁は通常運
転中も常に開けておく必要があるが、本実施例では入口
管を上面に接続しているため、通常運転時には内部を水
で満たし、伝熱管等が蒸気に接しない構造となっている
。

■入【」配管は保温材で覆われているため、通常運転中
に不用な凝縮により放熱することを防止できる。従って
、原子炉の効率の定価、プール水の不用な温度上昇とい
った問題が生じない。

■検査においては通常の熱交換器と異なり、氷室を持た
ない構造のため、伝熱管の濁流探傷試験等においても氷
室の蓋等を取り外すといった作業を必要とせず、直接伝
熱管内に素子を挿し込みできる。このため、非常に大き
な保守作業の軽減が可能となり、作業員の被曝低減の上
でさらに大きな効果が生じる。

■原子炉蒸気が胴側に流入する構造のため、管側から検
査を行う上述のような作業においては作業員が放射能の
高い胴側に直接面することなく、作業員の被曝低減の上
でさらに大きな効果が期待できる。

■プール水に外部シュラウドを設置して、プール水全景
を抜くこと無く外部シュラウド内の水のみ排出すること
ができるため、検査、保守に要する時間が短縮される。

■上部に重量の大きい蒸気室を設ける必要もないため、
耐震上も非常に有利である。

■伝熱管および胴が常に同じ条件にあるため、熱膨張差
が生じ難く、過大な応力の発生およびそれを防止するた
めの特殊な設計の必要がない。

第５図および第６図を用いて本発明に係る原子炉非常用
凝縮装置の第２の実施例を説明する。

第５図は本発明の第２の実施例の原子炉非常用凝縮装置
６ｂを組み込んだ配管流路系統を示す図である。原子炉
格納容器１内に開放した入口配管３を大口弁４を介して
原子炉非常用冷却装置６に接続する。さらに、原子炉非
常用凝縮装置６ｂから出目弁８を介して出口配管７を圧
力抑制プール１３内に開放するよう接続する。

第６図は本発明の第２の実施例の縦断面図である。上側
管板２１．下側管板２２．胴２３．伝熱管２４９脚２５
の構成は上述の第１の実施例と同様である。入口配管３
は胴２３の上部に取り付けられ接続される。出口配管７
は胴２３の円筒の中心線に対し入口配管３と対称な位置
で最下部に接続される。その他外部シュラウド等の構成
は前記第１の実施例と同様である。

次に第２の実施例の作用を説明する。本実施例における
原子炉非常用凝縮装置６ｂは、万一原子炉格納容器１内
で配管が破断するような事故が生じた場合、原子炉格納
容器１内の蒸気を凝縮し、原子炉格納容器１を冷却する
。

原子炉の通常運転中は入口便４を開け、出目弁８を閉め
た状態に維持される。万一事故が発生した場合、減圧弁
１４が開放され、減圧され、重力落下式非常用炉心冷却
装置（図示せず）により炉心の冷却が行われる。この後
、出目弁８を開けることにより原子炉格納容器１内に放
出された蒸気が原子炉非常用凝縮装置６ｂを通じて圧力
抑制プール１３に放出される。この時、伝熱管２４を介
してプール水と熱交換を行い蒸気が凝縮される。

凝縮水は出口配管７を通じて圧力抑制プールに排出され
る。この場合、プール水側の作用は第１の実施例と同様
である。

また、保守点検時についても第１の実施例と同様である
。

本実施例における原子炉非常用凝縮装置６ｂは高い凝縮
性能、優れた保守点検性の点て第１の実施例と全く同様
な効果をもっている。また、本実施例は原子炉格納容器
の冷却に使用のため、原子炉の隔離時、冷却にも使用す
る第１の実施例に比較して設計圧力が約２０分の１程度
に低減され、機器配管の肉厚が大幅に低減される。実際
の設計においては原子炉隔離時の冷却に必要な伝熱面積
に比較して事故時の格納容器冷却に必要となる伝熱面積
の方が大きくなる。このため、第１の実施例の原子炉非
常用冷却装置を原子炉隔離時冷却に必要な基数設置し、
第２の実施例の原子炉非常用冷却装置を原子炉格納容器
の冷却のために不足する基数設置するという組み合わせ
により、より経済性の向上した設置が可能となる。

尚、第２の実施例において、第１の実施例と同様に出［
１配管を原子炉圧力容器に接続し、ベント配管を圧力抑
制プールに接続する構成も考えられる。

次に第７図を参照しながら本発明に係る原子炉非常用凝
縮装Ｍ６ｃの第３の実施例について説明する。第７図は
第３の実施例を示す縦断面図である。胴２３は円筒形を
なし、上端に外側に張り出した同心円形の上部フランジ
２３ａを有し、下端に内側に張り出した同心円形の下部
フランジ２３ｂを有する。上側管板２１は胴２３の上部
フランジ２３ａと整合する寸法の円形状をなし、下側管
板は胴２３の内径より小さい直径で、かつ、胴２３下部
フランジ２３ｂに整合する寸法の円形状を。

有している。胴２３の上端のフランジと上側管板および
胴２３の下端のフランジと下側管板はボルト（図示せず
）で接合する。その他、脚２５．伝熱管２４．入ロ配管
３．出口配管７．ベント配管１０、断熱材２６の構成お
よび配管流路系統の構成は第１の実施例と同様である。

次に、本実施例による原子炉非常用凝縮装置６Ｃの作用
を説明する。原子炉通常運転中、原子炉隔離時、事故時
における作用は第１の実施例と同様である。

本実施例においては、保守点検時に胴２３内側の保守が
必要となった場合、上側管板２１と胴２３の上部フラン
ジ２３ａのボルトおよび下側管板２２と胴２３の下部フ
ランジ２３ｂのボルトを外すことによって上側管板２１
．下側管板２２および伝熱管２４を一体に引き抜くこと
ができる。

本実施例における原子炉非常用冷却装置６Ｃは高い凝縮
性能および優れた保守点検性の点で第１の実施例と同様
な効果をもっている。さらに、４内および管外面の保守
点検も可能なため、より高い保守点検性が得られる。

尚、本実施例によるフランジ接続を特徴とする原子炉非
常用凝縮装置を第２の実施例に適用することも可能であ
る。

［発明の効果］ 本発明によれば次に述べる効果がある。

■脚によりプール底面に自立し、周囲のプール水の自然
環境により冷却可能な構造であること、プールからの取
り出しも容易な形状であることから、大容量のプール内
に設置する場合、適した形状を有しており、より長時間
の除熱能力を得る上で非常に有効である。

■伝熱管を垂直に設置しているため、伝熱管表面の凝縮
水が自重により下降し、最も排除されやすい構造であり
、伝熱管表面に形成される凝縮水の液膜を薄くすること
が可能である。液膜は熱抵抗が大きいため、凝縮熱伝達
では液膜が薄いほど高い熱伝達率が得られるが、本発明
による原子炉非常用冷却装置は液膜が最も薄い構造のた
め高い凝縮性能が得られる。

■プール水は伝熱管内部で加熱され沸騰し上昇するが、
伝熱管が垂直であり、また上部に上昇流を妨げるような
構造物かないため、伝熱管内側の二相流と、周辺部のプ
ール水の密度差による衝突と同様の作用により、強い上
昇流が生じ、伝熱管内の高い流量が得られ、高い熱伝達
率が得られる。

したがって、より小型化した高性能の原子炉非常用冷却
装置を得ることが可能となる。

■通常の熱交換器または凝縮器では伝熱管側に氷室また
は蒸気室が有り、伝熱管の渦流探傷試験等においては氷
室または蒸気室の蓋を開ける作業が必要であった。これ
に対して、本発明ではプール内に水没させる構造で、さ
らに伝熱管内側をプール水が流動する構造であるため、
蒸気室および氷室が存在せず、保守点検時には氷室およ
び蒸気室の蓋のボルトを外し、これを除去するといった
作業を一切行うことなく、伝熱管内の点検作業が可能で
あり、保守点検作業か大幅に軽減される。

■上部に重量の大きい蒸気室を必要とせず耐震上も非常
に有効である。

また、伝熱管と胴が常に同一の温度条件に有るため、熱
膨張差による過大な応力の発生およびそれを防止するた
めの特殊な設計の必要がなく単純な構造が実現できる。

■放射能を含んだ炉蒸気は胴側を通る構造のため、伝熱
管内側から行う渦流探傷試験において、作業員が胴側内
面に対向することなく、被曝低減の上で非常に有効であ
る。

以上述べたように、本発明によれば据付レイアウト上の
自由度、伝熱性能、保守点検性、耐震性等において大き
な効果があり、今後単純化した原子力発電所の建設の上
で大きな効果が期待できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉非常用凝縮装置の第１の実
施例を組み込んだ配管流路系統図、第２図は本発明に係
る原子炉非常用凝縮装置の第１の実施例を示す斜視図、
第３図は第２図の縦断面図、第４図は第２図の装置の設
置状態を示す縦断面図、第５図は本発明に係る原子炉非
常用凝縮装置の第２の実施例を組み込んだ配管流路系統
図、第６図は本発明に係る原子炉非常用凝縮装置の第２
の実施例を示す縦断面図、第７図は本発明に係る原子炉
非常用凝縮装置の第３の実施例を示す縦断面図、第８図
は従来の原子炉非常用凝縮装置を組み込んだ配管流路系
統図、第９図は従来の原子炉非常用凝縮装置を示す縦断
面図である。 １・・・原子炉格納容器 ３・・・入口配管 ５・・・第２人口弁 ６、６ａ、　６ｂ、　６ｃ・・・原子炉非常用冷却装置
７・・・出口配管　　　　　８・・・第１出目弁９・・
・第２出目弁　　　　１０・・・ベント配管１・・・ベ
ント弁　　　　　１２・・・プール３・・・減圧配管　
　　　　ｊ４・・・減圧弁５・・・タンク　　　　　　
１６・・・蒸気放出管７・・・蒸気室　　　　　　１８
・・・氷室９・・・管板　　　　　　　２０・・・蓋２
１・・・上側管板　　　　　２２・・・下側管板２３・
・・胴　　　　　　　　２４・・・伝熱管２５・・・脚
　　　　　　　　２６・・・断熱材２・・・原子炉圧力
容器 ４・・・第１人口弁 ２７・・・圧力抑制プール ３０・・・凝縮装置プール ３２・・・底板 ３４・・・プール水大口弁 ３６・・・スカート ３８・・・ドレン弁 ２８．２９・・・プール水 ３１・・・コンクリートスラブ ３３・・・外部シュラウド ３５・・・プール水入口配管 ３７・・・ドレン配管 ３９・・・堰 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） 弗　／Ｉ！］ 亭 肥 ｌ虹 草 菌 第 凹 亭 圀 第 乙 図 第 艮 第８ 凹 第９ 回

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. プール内に設置された垂直筒状胴と、この胴の上下両端
   に接続された一対の管板と、この一対の管板に開口して
   接続された複数の垂直伝熱管と、前記胴の上部または上
   側管板に接続された第１の配管と、前記胴の下部または
   下側管板に接続された第２の配管と、前記胴に接続され
   前記プールの底面と前記下側管板との間に空間が形成さ
   れるよう下方に伸びた複数の脚とを具備したことを特徴
   とする原子炉非常用凝縮装置。