JPS607391A - 原子炉格納施設 - Google Patents
原子炉格納施設Info
- Publication number
- JPS607391A JPS607391A JP58116502A JP11650283A JPS607391A JP S607391 A JPS607391 A JP S607391A JP 58116502 A JP58116502 A JP 58116502A JP 11650283 A JP11650283 A JP 11650283A JP S607391 A JPS607391 A JP S607391A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- containment vessel
- auxiliary line
- vessel
- containment
- 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.)
- Pending
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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
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は例えば沸騰水形原子炉（以後ＢＷＲと称す）の
原子炉格納施設に関する。
原子炉格納施設に関する。
第１図を参照して従来例を説明する。第１図はＢＷＲの
原子炉格納施設の概略構成を示す図である。図中符号１
は原子炉補助線を示す。（第１図中右下シ斜線で示す部
分）。この原子炉補助線１はコンクリート製壁２にょシ
密閉されている。上記原子炉補助線１の内周側には原子
炉２次格納容器３が設けられている。（図中右上シ斜線
で示す部分）。この原子炉２次格納容器３は前記原子炉
補助線１を密封しているコンクリート製壁２の一部およ
びコンクリート製壁４とによシ密封されている。上記原
子炉２次格納容器３内には遮蔽部５を介して鋼板製の原
子炉１次格納容器６が設置されている。この原子炉Ｖス
タル８から立設されている。またイＶスタル８と原子炉
１次格納容器６との間にはダイア７ ラム７ ｏア１ｏ
が架設されてお９、原子炉１次格納容器６内を上下に２
分し、上方をドライウェル１１とし、下方をサブレッシ
ョンプール１２としている。前記原子炉圧力容器７内に
は複数の燃料集合体および制御棒等から構成された炉心
（図示せず）および冷却水等が収容されている。また前
記原子炉１次格納容器６内には、例えば前記制御棒の挿
入・引抜きを制御することによシ原子炉出力の制御を行
なう制御棒駆動機（ｔ４、制御俸邸動水圧系配管、再循
環Ｉンゾおよび再循環系配管、非常用炉心冷却系配管、
原子炉水浄水化系配管、給水系配管、主蒸気隔離弁、主
蒸気逃し安全弁および主蒸気系配管、高圧注水系配管、
隔離時冷却系配賃、残留熱除去系配管、はう酸水注入系
配管、計装系配管（いずれも図示せず）等が設置されて
いる。そしてこれらの機器および配管等の万一の破断事
故時に放射性物タイ等を含んだ冷却水等が流出しないよ
うに原子炉１次格納容器６は前述したように鋼板製とな
っておシ、でらにその外周には遮蔽部５を設けた）ｌＲ
’ｊ成と々っている。なお図中符号１３はトラスを示す
。
原子炉格納施設の概略構成を示す図である。図中符号１
は原子炉補助線を示す。（第１図中右下シ斜線で示す部
分）。この原子炉補助線１はコンクリート製壁２にょシ
密閉されている。上記原子炉補助線１の内周側には原子
炉２次格納容器３が設けられている。（図中右上シ斜線
で示す部分）。この原子炉２次格納容器３は前記原子炉
補助線１を密封しているコンクリート製壁２の一部およ
びコンクリート製壁４とによシ密封されている。上記原
子炉２次格納容器３内には遮蔽部５を介して鋼板製の原
子炉１次格納容器６が設置されている。この原子炉Ｖス
タル８から立設されている。またイＶスタル８と原子炉
１次格納容器６との間にはダイア７ ラム７ ｏア１ｏ
が架設されてお９、原子炉１次格納容器６内を上下に２
分し、上方をドライウェル１１とし、下方をサブレッシ
ョンプール１２としている。前記原子炉圧力容器７内に
は複数の燃料集合体および制御棒等から構成された炉心
（図示せず）および冷却水等が収容されている。また前
記原子炉１次格納容器６内には、例えば前記制御棒の挿
入・引抜きを制御することによシ原子炉出力の制御を行
なう制御棒駆動機（ｔ４、制御俸邸動水圧系配管、再循
環Ｉンゾおよび再循環系配管、非常用炉心冷却系配管、
原子炉水浄水化系配管、給水系配管、主蒸気隔離弁、主
蒸気逃し安全弁および主蒸気系配管、高圧注水系配管、
隔離時冷却系配賃、残留熱除去系配管、はう酸水注入系
配管、計装系配管（いずれも図示せず）等が設置されて
いる。そしてこれらの機器および配管等の万一の破断事
故時に放射性物タイ等を含んだ冷却水等が流出しないよ
うに原子炉１次格納容器６は前述したように鋼板製とな
っておシ、でらにその外周には遮蔽部５を設けた）ｌＲ
’ｊ成と々っている。なお図中符号１３はトラスを示す
。
上記構成において、原子炉１次格納容器６内の空気が漏
洩する量が０．５％／日であるのに対して原子炉補助線
１および原子炉２次格納容器６内の空気が外部に漏洩す
る昆は１００％／口である。これは原子炉１次格納容器
６が鋼板製であるのに対して原子炉補助線１および原子
炉２次格納容器６はコンクリート製壁２および４によシ
密封された構成である為に、継目等から外部に漏洩して
しまうからである。これは被−ｈ ａ（減を図る上では
好ましいこととはいえず、また鉄筋コンクリートを使用
している為に柱・梁１９が大きくなｐ壁も厚くなるので
建屋全体とじ又重量が重くなシ形状も大形化する。さら
に機器配管等の据付スペースは狭く建屋の大形化を助長
するという不具合があった。
洩する量が０．５％／日であるのに対して原子炉補助線
１および原子炉２次格納容器６内の空気が外部に漏洩す
る昆は１００％／口である。これは原子炉１次格納容器
６が鋼板製であるのに対して原子炉補助線１および原子
炉２次格納容器６はコンクリート製壁２および４によシ
密封された構成である為に、継目等から外部に漏洩して
しまうからである。これは被−ｈ ａ（減を図る上では
好ましいこととはいえず、また鉄筋コンクリートを使用
している為に柱・梁１９が大きくなｐ壁も厚くなるので
建屋全体とじ又重量が重くなシ形状も大形化する。さら
に機器配管等の据付スペースは狭く建屋の大形化を助長
するという不具合があった。
本発明の目的とするところは、放射性物質等の外部への
漏洩を確実に防止し、かつ全体として小形化することが
可能な原子炉格納施設を提供することにある。
漏洩を確実に防止し、かつ全体として小形化することが
可能な原子炉格納施設を提供することにある。
本発明による原子炉格納施設は、原子炉補助線と、この
原子炉補助線の内周側に設けられた原子炉２次格納容器
と、この原子炉２次格納容器内に設けられ内部に原子炉
圧力容器を収容する原子炉１次格納容器とを備えた原子
炉格納施設において、上記原子炉補助線および原子炉２
次格納容器を金属あるいは合成樹脂からなる板体にて密
封し、原子炉補助線および原子炉２次格納容器内を金属
あるいは合成樹脂からなる部材で建造した構成である。
原子炉補助線の内周側に設けられた原子炉２次格納容器
と、この原子炉２次格納容器内に設けられ内部に原子炉
圧力容器を収容する原子炉１次格納容器とを備えた原子
炉格納施設において、上記原子炉補助線および原子炉２
次格納容器を金属あるいは合成樹脂からなる板体にて密
封し、原子炉補助線および原子炉２次格納容器内を金属
あるいは合成樹脂からなる部材で建造した構成である。
すなわち従来鉄筋コンクリート製であった原子炉補助線
および原子炉２次格納容器を金属あるいは合成樹脂から
なる板体で密封しているので空気副洩量ヲ犬ｌ］に低減
させることができ安全性の向上を図ることができる。ま
た鉄筋コンクリートの場合に比べて壁厚が薄くてすみそ
の分向部空間が広くなるので建屋全体の縮小化を図るこ
とができる。さらに鉄筋コンクリートの場合に比べて工
期が短縮され作業性も向上する。
および原子炉２次格納容器を金属あるいは合成樹脂から
なる板体で密封しているので空気副洩量ヲ犬ｌ］に低減
させることができ安全性の向上を図ることができる。ま
た鉄筋コンクリートの場合に比べて壁厚が薄くてすみそ
の分向部空間が広くなるので建屋全体の縮小化を図るこ
とができる。さらに鉄筋コンクリートの場合に比べて工
期が短縮され作業性も向上する。
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図は本実施例による原子炉格納施設の概略構成を示す
図である。図中符号１０１は原子炉補助線を示し、この
原子炉補助線１０１の内周側には原子炉２次格納容器１
０２が設けられておシ、さらにこの原子炉２次格納容器
１０２内には遮蔽部１０３を介して夕１１（板製の原子
炉１次格納容器１０４が設置されている。１）ＩＪ記原
子炉補助棟１０ノおよび原子炉２次格納答器１０２は鋼
板１θ５によシそれぞれ密封されておシ、上記鋼板１０
５の外周側にはコンクリートからなる遮蔽材１０６が充
填されている。
２図は本実施例による原子炉格納施設の概略構成を示す
図である。図中符号１０１は原子炉補助線を示し、この
原子炉補助線１０１の内周側には原子炉２次格納容器１
０２が設けられておシ、さらにこの原子炉２次格納容器
１０２内には遮蔽部１０３を介して夕１１（板製の原子
炉１次格納容器１０４が設置されている。１）ＩＪ記原
子炉補助棟１０ノおよび原子炉２次格納答器１０２は鋼
板１θ５によシそれぞれ密封されておシ、上記鋼板１０
５の外周側にはコンクリートからなる遮蔽材１０６が充
填されている。
そして原子炉補助線１０１および原子炉２次格納容器１
０２内は鋼材１０７により補強される。
０２内は鋼材１０７により補強される。
前記原子炉１次格納容器１０４内には原子炉圧テ゛′
力容器１０８が一！！ｖスタル１０９に支持されて設置
されている。上記原子炉圧力容器１０８外デ 周には原子炉遮蔽壁１１０が上記ぺＶスタル１０９から
立設されている。またぺψメタル１０９と原子炉１次格
納容器１０４との間にＱｔダイアフラムフロア１１ノが
架設されておシ、原子炉１次格納容器１０４内を上下に
２分し上方金ドライウェル１１２とし、下方をサプレッ
ションプール１１３としている。なお図中１１４はトラ
スを示す。
されている。上記原子炉圧力容器１０８外デ 周には原子炉遮蔽壁１１０が上記ぺＶスタル１０９から
立設されている。またぺψメタル１０９と原子炉１次格
納容器１０４との間にＱｔダイアフラムフロア１１ノが
架設されておシ、原子炉１次格納容器１０４内を上下に
２分し上方金ドライウェル１１２とし、下方をサプレッ
ションプール１１３としている。なお図中１１４はトラ
スを示す。
以上本実施例による原子炉格納施設によると、原子炉補
助線１０ノおよび原子炉２次格納容器１０２を鋼板１０
５よシそれぞれ密封しその外周側にコンクリートからな
る遮蔽材１０６を充填した構成としたので従来のように
鉄筋コンクリート製の場合に比べて空気漏洩量全大巾に
低減させることができ、例えば鉄筋コンクリートの場合
の漏洩量を１００チ／日とすると０．５％／日程度に抑
えることが可能になる。また鋼板１θ５を使用した場合
には鉄筋コンクリートの場合の１／３の厚さで放射線の
遮蔽ができる為建屋の重量を軽くすることができ、内部
空間も拡大されるのでその分婬屋全体を縮小することが
できる。さらに鋼板１０５および補強１１（拐として鋼
材１０７全使用しているので工期の短縮を図ることがで
き作業性も向上する。こ）Ｌを第３図および第４図を参
照して説明する。第３図Ｑよ従来の鉄筋コンクリートの
場合を示し／こ図であｐ１符号１５は柱、１６は梁、１
７１ｉよ天Ｊ、１′をノＪくす。例えば天井１７ｆ：打
設する鳩台には床１８から支保ユ６１９を立設して、こ
の−１（Ａ１． ｌ ＋ｔ １′（よシ支持させながら
打設しなければならず、丈の間ｍ２０内への機器・配管
の搬入・据伺を１１なうことはできない。これに対して
本実施９１ｊのように鋼材１０７を使用する場合には前
記支保工１９のようなものを使用する必要はないので、
建屋の建築を行ないながら機器配管の搬入・４７．、ｉ
付を行なうことが可能となシエ期の短縮を図るとともに
作業性も向上させることができる。
助線１０ノおよび原子炉２次格納容器１０２を鋼板１０
５よシそれぞれ密封しその外周側にコンクリートからな
る遮蔽材１０６を充填した構成としたので従来のように
鉄筋コンクリート製の場合に比べて空気漏洩量全大巾に
低減させることができ、例えば鉄筋コンクリートの場合
の漏洩量を１００チ／日とすると０．５％／日程度に抑
えることが可能になる。また鋼板１θ５を使用した場合
には鉄筋コンクリートの場合の１／３の厚さで放射線の
遮蔽ができる為建屋の重量を軽くすることができ、内部
空間も拡大されるのでその分婬屋全体を縮小することが
できる。さらに鋼板１０５および補強１１（拐として鋼
材１０７全使用しているので工期の短縮を図ることがで
き作業性も向上する。こ）Ｌを第３図および第４図を参
照して説明する。第３図Ｑよ従来の鉄筋コンクリートの
場合を示し／こ図であｐ１符号１５は柱、１６は梁、１
７１ｉよ天Ｊ、１′をノＪくす。例えば天井１７ｆ：打
設する鳩台には床１８から支保ユ６１９を立設して、こ
の−１（Ａ１． ｌ ＋ｔ １′（よシ支持させながら
打設しなければならず、丈の間ｍ２０内への機器・配管
の搬入・据伺を１１なうことはできない。これに対して
本実施９１ｊのように鋼材１０７を使用する場合には前
記支保工１９のようなものを使用する必要はないので、
建屋の建築を行ないながら機器配管の搬入・４７．、ｉ
付を行なうことが可能となシエ期の短縮を図るとともに
作業性も向上させることができる。
なお前記実施例では板体および補強（Ａとして鋼を使用
したがこれに限ったことでは、なくそれ以外の金属例え
ば鉛・黒鉛・オーヌデナイト系ステンレス等でもよくま
たプラスチック等の合成樹脂を使用してもよい。
したがこれに限ったことでは、なくそれ以外の金属例え
ば鉛・黒鉛・オーヌデナイト系ステンレス等でもよくま
たプラスチック等の合成樹脂を使用してもよい。
以上詳述したように本発明による原子炉格納施設による
と、空気漏洩量を大巾に低減させることができ安全性を
著しく向上させることができる。そして建屋全体の縮小
化を図るとともに工期のｌｔ＝ ａおよび作業性の向上
を図ることができる。
と、空気漏洩量を大巾に低減させることができ安全性を
著しく向上させることができる。そして建屋全体の縮小
化を図るとともに工期のｌｔ＝ ａおよび作業性の向上
を図ることができる。
第１図は従来例を示す沸騰水形原子炉の原子炉格納施設
の縦断面図、第２図は本発明の一実施例を示す沸騰水形
原子炉の原子炉格納施設の縦断面図、第３図および第４
図は、従来と上記−実施例の作業工程の差異を示す図で
ある。 １０１・・・原子炉補助線、１０２・・・原子炉２次格
納容器、１０４・・・原子炉１次格納容器、１０５・・
・鋼板、１０６・・・遮蔽材、１０７・・・銅材、１０
８・・・原子炉圧力容器。
の縦断面図、第２図は本発明の一実施例を示す沸騰水形
原子炉の原子炉格納施設の縦断面図、第３図および第４
図は、従来と上記−実施例の作業工程の差異を示す図で
ある。 １０１・・・原子炉補助線、１０２・・・原子炉２次格
納容器、１０４・・・原子炉１次格納容器、１０５・・
・鋼板、１０６・・・遮蔽材、１０７・・・銅材、１０
８・・・原子炉圧力容器。
Claims (1)
- 原子炉補助線と、この原子炉補助線の内周側に設けられ
た原子炉２次格納容器と、この原子炉２次格納容器内に
設けられ内部に原子炉圧力容器を収容する原子炉１次格
納容器とを備えた原子炉格納施設において、上記原子炉
補助線および原子炉２次格納容器全金属あるいは合成樹
脂からなる板体にて密封し、原子炉補助線および原子炉
２次格納容器内を金属あるいは合成樹脂からなる部材で
構成したことを特徴とする原子炉格納施設。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58116502A JPS607391A (ja) | 1983-06-28 | 1983-06-28 | 原子炉格納施設 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58116502A JPS607391A (ja) | 1983-06-28 | 1983-06-28 | 原子炉格納施設 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS607391A true JPS607391A (ja) | 1985-01-16 |
Family
ID=14688716
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58116502A Pending JPS607391A (ja) | 1983-06-28 | 1983-06-28 | 原子炉格納施設 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS607391A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02201297A (ja) * | 1988-12-31 | 1990-08-09 | Karlheinz Hoesgen | 放射線源用、特に原子炉用の吸収ケーシング及びその使用方法 |
| US4950086A (en) * | 1986-10-13 | 1990-08-21 | Siemens Aktiengesellschaft | Structure having radioactive plant components |
-
1983
- 1983-06-28 JP JP58116502A patent/JPS607391A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4950086A (en) * | 1986-10-13 | 1990-08-21 | Siemens Aktiengesellschaft | Structure having radioactive plant components |
| JPH02201297A (ja) * | 1988-12-31 | 1990-08-09 | Karlheinz Hoesgen | 放射線源用、特に原子炉用の吸収ケーシング及びその使用方法 |
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