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JP7699080B2 - Reactor containment vessel - Google Patents
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Description

本発明は、SC構造を有する原子炉格納容器に関する。 The present invention relates to a nuclear reactor containment vessel having an SC structure.

次期の原子炉・次世代の原子炉では、鋼板とコンクリートをスタッドで一体化したSC構造を原子炉格納容器に適用した、SC構造格納容器(SCCV)を採用することが、現地工事省力化及び工期短縮の観点から有望視されている。 For the next generation of nuclear reactors, the use of SC containment vessels (SCCVs), which use an SC structure that combines steel plates and concrete with studs for the reactor containment vessel, is seen as promising from the perspective of reducing on-site construction labor and shortening construction time.

特許文献1では、施工時における作業性を向上させるとともに、事故時においても内側鋼板の亀裂や破断の発生を低減して、安全性を確保することができる原子炉格納容器を提供することを目的としている。
特許文献1の原子炉格納容器では、具体的には、コンクリート層を内側鋼板と外側鋼板で挟み込み、内側鋼板には溝が形成されている。この溝が変形することによって、内側鋼板に生じる熱ひずみを緩和し、内側鋼板及びコンクリートに生じる亀裂や破断の発生を防止している。
The objective of Patent Document 1 is to provide a reactor containment vessel that can improve workability during construction and reduce the occurrence of cracks and breaks in the inner steel plates even in the event of an accident, thereby ensuring safety.
Specifically, in the containment vessel of Patent Document 1, a concrete layer is sandwiched between an inner steel plate and an outer steel plate, and a groove is formed in the inner steel plate. The groove deforms to relieve thermal strain occurring in the inner steel plate, thereby preventing cracks and fractures occurring in the inner steel plate and the concrete.

特開2001-281379号公報JP 2001-281379 A

SCCVでは、事故時の温度条件が厳しい(200℃程度)、上部ドライウェル部の内側の鋼板が、鋼板のスラスト力で座屈する可能性がある。そのため、スタッドのピッチを狭くすること、より強度が高い鋼板を使用する必要があること、及び、内側鋼板と外側鋼板の間のコンクリート層からの蒸気の背圧による内側鋼板の座屈防止のための蒸気抜き機構が必要となる、という課題を有している。 In the case of an SCCV, the temperature conditions during an accident are severe (around 200°C), and there is a possibility that the steel plate inside the upper dry well section will buckle due to the thrust force of the steel plate. This poses the challenges of narrowing the stud pitch, needing to use stronger steel plates, and needing a steam vent mechanism to prevent the inner steel plate from buckling due to the back pressure of steam from the concrete layer between the inner and outer steel plates.

特許文献1の原子炉格納容器では、上述したように、内側鋼板に溝が形成されていることにより、内側鋼板に生じる熱ひずみを緩和することができる。
しかしながら、特許文献1の原子炉格納容器では、溝が形成されている内側鋼板とコンクリート層との間の空間部が閉じた空間となっているため、コンクリート層からの蒸気の背圧を開放することができず、蒸気の背圧により内側鋼板に座屈が発生する虞がある。
In the reactor containment vessel of Patent Document 1, as described above, the grooves are formed in the inner steel plate, thereby making it possible to reduce thermal strain occurring in the inner steel plate.
However, in the reactor containment vessel of Patent Document 1, the space between the inner steel plate in which the groove is formed and the concrete layer is a closed space, so that the steam back pressure from the concrete layer cannot be released, and there is a risk that buckling will occur in the inner steel plate due to the steam back pressure.

上述した問題の解決のために、本発明においては、内側鋼板と外側鋼板の間のコンクリート層からの蒸気の背圧による内側鋼板の座屈を防止することができる原子炉格納容器を提供するものである。 To solve the above problems, the present invention provides a reactor containment vessel that can prevent buckling of the inner steel plate due to steam back pressure from the concrete layer between the inner and outer steel plates.

また、本発明の上記の目的及びその他の目的と本発明の新規な特徴は、本明細書の記述及び添付図面によって明らかにする。 The above and other objects of the present invention, as well as the novel features of the present invention, will be made clear by the description in this specification and the accompanying drawings.

本発明の原子炉格納容器は、鋼板で構成された第1層と、第1層より外側に設けられ、コンクリートで構成された第2層と、第2層より外側に設けられ、鋼板で構成された第3層と、を備えた原子炉格納容器である。
そして、本発明の原子炉格納容器は、原子炉格納容器の内部にある上部ドライウェルと接する部分の第1層と、第2層との間に、上部が解放された空間部が存在し、上部ドライウェルと接する部分の第1層は、空間部が存在していることにより第2層とは離間していて、第2層とは接しておらず、上部ドライウェルと接する部分以外の部分の第1層は、第2層と接している。
The reactor containment vessel of the present invention is a reactor containment vessel comprising a first layer made of steel plates, a second layer provided outside the first layer and made of concrete, and a third layer provided outside the second layer and made of steel plates.
In the reactor containment vessel of the present invention, a space with an open top exists between the first layer in the portion that contacts the upper dry well inside the reactor containment vessel and the second layer, and the first layer in the portion that contacts the upper dry well is separated from the second layer due to the existence of the space and is not in contact with the second layer, while the first layer in the portion other than the portion that contacts the upper dry well is in contact with the second layer.

上述の本発明の原子炉格納容器によれば、上部ドライウェルと接する部分の第1層と、第2層との間に、上部が解放された空間部が存在するので、第2層のコンクリートからの蒸気の背圧を空間部から解放することができる。これにより、蒸気の背圧による内側の鋼板の座屈の発生を防止することができる。 According to the reactor containment vessel of the present invention described above, a space with an open top exists between the first layer in contact with the upper dry well and the second layer, so the back pressure of steam from the concrete of the second layer can be released from the space. This makes it possible to prevent the buckling of the inner steel plate due to the back pressure of steam.

なお、上述した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施の形態の説明により明らかにされる。 Note that issues, configurations, and advantages other than those described above will become clear from the explanation of the embodiments below.

実施例1の原子炉格納容器の模式断面図である。FIG. 2 is a schematic cross-sectional view of a reactor containment vessel according to the first embodiment. 図1の要部の拡大断面図である。FIG. 2 is an enlarged cross-sectional view of a main portion of FIG. 1 . 実施例2の原子炉格納容器の要部の拡大断面図である。FIG. 11 is an enlarged cross-sectional view of a main part of a reactor containment vessel according to a second embodiment.

以下、本発明に係る実施の形態及び実施例について、文章もしくは図面を用いて説明する。ただし、本発明に示す構造、材料、その他具体的な各種の構成等は、ここで取り上げた実施の形態や実施例に限定されることはなく、要旨を変更しない範囲で適宜組み合わせや改良が可能である。また、本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。 The following describes the embodiments and examples of the present invention using text and drawings. However, the structures, materials, and various other specific configurations shown in the present invention are not limited to the embodiments and examples discussed here, and can be combined or improved as appropriate without changing the gist of the invention. Also, elements that are not directly related to the present invention are not shown in the figures.

本発明の原子炉格納容器は、鋼板で構成された第1層と、第1層より外側に設けられ、コンクリートで構成された第2層と、第2層より外側に設けられ、鋼板で構成された第3層と、を備えた原子炉格納容器である。即ち、本発明の原子炉格納容器は、鋼板とコンクリートと鋼板とから成る、前述したSC構造を有する。 The reactor containment vessel of the present invention is a reactor containment vessel that includes a first layer made of steel plates, a second layer that is disposed outside the first layer and made of concrete, and a third layer that is disposed outside the second layer and made of steel plates. In other words, the reactor containment vessel of the present invention has the aforementioned SC structure that is made of steel plates, concrete, and steel plates.

そして、本発明の原子炉格納容器は、原子炉格納容器の内部にある上部ドライウェルと接する部分の第1層と、第2層との間に、上部が解放された空間部が存在する。 The reactor containment vessel of the present invention has a space with an open top between the first layer, which is in contact with the upper dry well inside the reactor containment vessel, and the second layer.

本発明の原子炉格納容器の構成によれば、上部ドライウェルと接する部分の第1層と、第2層との間に、上部が解放された空間部が存在するので、第2層のコンクリートからの蒸気の背圧を空間部から解放することができる。これにより、蒸気の背圧による内側の鋼板の座屈の発生を防止することができる。 According to the configuration of the reactor containment vessel of the present invention, a space with an open top exists between the first layer in contact with the upper dry well and the second layer, so the back pressure of steam from the concrete of the second layer can be released from the space. This makes it possible to prevent the buckling of the inner steel plate due to the back pressure of steam.

上記の原子炉格納容器において、第1層の外側に、空間部の下にサンドクッションが接続され、サンドクッションに、原子炉格納容器の外部へ延びる排水管が接続されている構成とすることができる。
この構成の場合、第1層の鋼板を外側から冷却水で冷却して、使用後の冷却水をサンドクッションと排水管を通じて、原子炉格納容器の外部に排出することができる。
In the above-mentioned reactor containment vessel, a sand cushion may be connected to the outside of the first layer below the space, and a drain pipe extending to the outside of the reactor containment vessel may be connected to the sand cushion.
In this configuration, the steel plate of the first layer is cooled from the outside with cooling water, and the used cooling water can be discharged to the outside of the reactor containment vessel through the sand cushion and the drain pipe.

上記の原子炉格納容器において、第1層の外側に、CT鋼若しくはFB鋼が配置されて、第1層の鋼板が補強されている構成とすることができる。
この構成の場合、第1層の外側に配置されたCT鋼若しくはFB鋼によって、第1層の鋼板を補強して、耐震性能を向上することができる。
In the above-mentioned reactor containment vessel, a configuration may be adopted in which CT steel or FB steel is arranged on the outside of the first layer to reinforce the steel plate of the first layer.
In this configuration, the steel plate of the first layer can be reinforced by the CT steel or FB steel arranged on the outside of the first layer, thereby improving earthquake resistance.

上記の原子炉格納容器において、空間部が、上部ドライウェルの上方に設けられ冷却水を収容する冷却プールと、通じている構成とすることができる。
この構成の場合、冷却プールから空間部に冷却水を流して、第1層の鋼板を冷却することができる。
In the above-mentioned reactor containment vessel, the space may be configured to communicate with a cooling pool that is provided above the upper dry well and that contains cooling water.
In this configuration, the steel plate of the first layer can be cooled by flowing cooling water from the cooling pool into the space.

上記の構成において、さらに、冷却プールと空間部との間に、開閉可能な接続部が設けられている構成とすることができる。
この構成の場合、接続部の開閉を制御することにより、空間部に流す冷却水の流量や、冷却水による第1層の鋼板の冷却の有無を、調整することができる。
In the above-mentioned configuration, a connection part that can be opened and closed may be provided between the cooling pool and the space part.
In the case of this configuration, by controlling the opening and closing of the connection portion, it is possible to adjust the flow rate of cooling water flowing through the space portion and whether or not the steel plate of the first layer is cooled by the cooling water.

続いて、原子炉格納容器の具体的な実施例を説明する。 Next, we will explain a specific example of a reactor containment vessel.

(実施例1)
以下、実施例1の原子炉格納容器を、図1~図2を参照して説明する。
図1は、実施例1の原子炉格納容器の模式断面図である。図1では、原子炉格納容器3を含む原子炉建屋の断面図を模式的に示している。
また、図2は、図1の要部の拡大断面図である。
Example 1
A reactor containment vessel according to a first embodiment will be described below with reference to FIGS.
Fig. 1 is a schematic cross-sectional view of a reactor containment vessel of Example 1. Fig. 1 shows a schematic cross-sectional view of a reactor building including a reactor containment vessel 3.
FIG. 2 is an enlarged cross-sectional view of a main portion of FIG.

図1に示すように、本実施例の原子炉格納容器3は、炉心1が収容された原子炉圧力容器2を内部に有しており、内側の第1層の内側鋼板11と、中間の第2層のコンクリート12と、外側の第3層の外側鋼板13との3層構造となっている。即ち、この原子炉格納容器3は、前述したSC構造を有している。
第1層の内側鋼板11と、第3層の外側鋼板13とは、図示しないが、それぞれ筒状に形成されている。
1, the reactor containment vessel 3 of this embodiment has a reactor pressure vessel 2 therein containing a reactor core 1, and has a three-layer structure consisting of an inner first layer of inner steel plate 11, a middle second layer of concrete 12, and an outer third layer of outer steel plate 13. That is, this reactor containment vessel 3 has the above-mentioned SC structure.
Although not shown, the inner steel plate 11 of the first layer and the outer steel plate 13 of the third layer are each formed in a cylindrical shape.

原子炉圧力容器2と原子炉格納容器3との間は、下部のサプレッションプール4と、上部の上部ドライウェル5とに分かれており、サプレッションプール4と上部ドライウェル5とは、それらの間に設けられたダイアフラムフロア6によって隔離されている。
サプレッションプール4の底部には、冷却水7が収容されている。
The area between the reactor pressure vessel 2 and the reactor containment vessel 3 is divided into a lower suppression pool 4 and an upper dry well 5, and the suppression pool 4 and the upper dry well 5 are isolated by a diaphragm floor 6 provided between them.
Cooling water 7 is contained in the bottom of the suppression pool 4 .

上部ドライウェル5のさらに上方には、水を収容する冷却プール8,9,10が設けられている。隣接する各冷却プール8,9,10の間は、コンクリートにより隔離されている。
冷却プール8,9,10は、例えば、サプレッションプール、使用済み燃料プール、機器仮置きプール、等として使用される。
Cooling pools 8, 9, and 10 containing water are provided further above the upper dry well 5. Adjacent cooling pools 8, 9, and 10 are separated by concrete.
The cooling pools 8, 9, and 10 are used, for example, as suppression pools, spent fuel pools, temporary equipment storage pools, and the like.

本実施例の原子炉格納容器3は、特に、図1~図2に示すように、上部ドライウェル5と接する部分の第1層の内側鋼板11と、第2層のコンクリート12との間に、空間部14が設けられている。
空間部14は、図2の拡大断面図に示す範囲の部分では、ほぼ均一の厚さとなっていて、上部では、原子炉格納容器3の径の縮小に伴い、上にいくほど厚くなっている。また、空間部14は、特許文献1の構成の閉じた空間部とは異なり、上部が解放されている。
As shown in Figures 1 and 2, the reactor containment vessel 3 of this embodiment has a space 14 between the inner steel plate 11 of the first layer in the portion in contact with the upper dry well 5 and the concrete 12 of the second layer.
2, the space 14 has a substantially uniform thickness, and at the upper part, the space 14 becomes thicker as it goes up due to the reduction in the diameter of the reactor containment vessel 3. Moreover, unlike the closed space of the configuration of Patent Document 1, the space 14 has an open upper part.

なお、原子炉格納容器3のうち、上部ドライウェル5と接する部分以外の、サプレッションプール4と接する部分では、空間部を設けないで、第1層の内側鋼板11と第2層のコンクリート12とが接している。
また、第1層の内側鋼板11は、図1~図2に示すように、上部ドライウェル5と接する部分と、サプレッションプール4と接する部分とが、連続して形成された一体の鋼板となっている。
In addition, in the portion of the reactor containment vessel 3 that contacts the suppression pool 4 other than the portion that contacts the upper dry well 5, the first layer of inner steel plate 11 and the second layer of concrete 12 are in contact with each other without providing a space.
As shown in Figures 1 and 2, the first layer inner steel plate 11 is an integral steel plate in which the portion in contact with the upper dry well 5 and the portion in contact with the suppression pool 4 are continuously formed.

さらに、本実施例では、上部ドライウェル5の上の冷却プール9の下のコンクリートを貫通して、冷却プール9と空間部14とを接続する接続部15が設けられている。この接続部15は、弁等の開閉可能な構成とされる。この接続部15により、冷却プール9と空間部14とが通じている。 Furthermore, in this embodiment, a connection part 15 is provided that penetrates the concrete below the cooling pool 9 above the upper dry well 5 and connects the cooling pool 9 to the space 14. This connection part 15 is configured to be able to open and close a valve or the like. This connection part 15 connects the cooling pool 9 to the space 14.

そして、接続部15を開放することにより、矢印Wで示すように、冷却プール9内の水を、内側鋼板11に沿って空間部14に流すことができ、この水Wにより内側鋼板11を冷却することができる。これにより、事故時に、冷却プール9から水を流して、内側鋼板11を冷却することができる。
また、接続部15の開閉を制御することにより、空間部14に流す水Wの流量や、水Wによる第1層の内側鋼板11の冷却の有無を、調整することができる。
なお、空間部14に流入した水を排出するために、図示しない箇所の空間部14に、排出口を設けることが好ましい。
By opening the connection 15, the water in the cooling pool 9 can be made to flow along the inner steel plate 11 into the space 14 as shown by the arrow W, and the inner steel plate 11 can be cooled by this water W. In this way, in the event of an accident, the inner steel plate 11 can be cooled by flowing water from the cooling pool 9.
In addition, by controlling the opening and closing of the connection portion 15, the flow rate of the water W flowing into the space portion 14 and whether or not the water W cools the inner steel plate 11 of the first layer can be adjusted.
In order to drain the water that has flowed into the space 14, it is preferable to provide a drain outlet in the space 14 at a location not shown.

また、空間部14に水Wを流すことにより、ダイアフラムフロア6よりも上の原子炉格納容器3(内側鋼板11など)を、図示しない配管が貫通している、所謂ペネトレーション部において、ペネトレーション部を冷却や封水することが可能である。 In addition, by flowing water W into the space 14, it is possible to cool and seal the so-called penetration portion, where a pipe (not shown) penetrates the reactor containment vessel 3 (such as the inner steel plate 11) above the diaphragm floor 6.

本実施例によれば、内側鋼板11とコンクリート12との間に空間部14が設けられているので、内側鋼板11がコンクリート12に対して独立している。これにより、内側鋼板11は、上部ドライウェルの200℃程度の高温に曝されても、熱歪みに対して自由に変形させることができるので、内側鋼板11の熱変形による座屈の発生を防止できる。
そして、本実施例では、内側鋼板11に対して、特許文献1の構成の溝部のような加工を施す必要がないため、内側鋼板に溝部を設けた特許文献1の構成と比較して、内側鋼板11の製造コストを低減することができる。
According to this embodiment, since the space 14 is provided between the inner steel plate 11 and the concrete 12, the inner steel plate 11 is independent from the concrete 12. As a result, even if the inner steel plate 11 is exposed to a high temperature of about 200° C. in the upper dry well, it is possible to freely deform the inner steel plate 11 in response to thermal distortion, and therefore it is possible to prevent the inner steel plate 11 from buckling due to thermal deformation.
Furthermore, in this embodiment, there is no need to process the inner steel plate 11 into a groove as in the configuration of Patent Document 1, so the manufacturing cost of the inner steel plate 11 can be reduced compared to the configuration of Patent Document 1 in which a groove is provided in the inner steel plate.

また、本実施例によれば、内側鋼板11とコンクリート12との間に、空間部14が設けられているため、コンクリート12からの蒸気の背圧は、内側鋼板11には直接作用しないことから、蒸気の背圧による内側鋼板11の座屈を防止できる。
特に、空間部14が、特許文献1の構成の閉じた空間部とは異なり、上部が広くなっていて解放されているため、コンクリート12からの蒸気の背圧を上部へ逃すことができる。
Furthermore, according to this embodiment, a space 14 is provided between the inner steel plate 11 and the concrete 12, so that the back pressure of steam from the concrete 12 does not act directly on the inner steel plate 11, thereby preventing buckling of the inner steel plate 11 due to the back pressure of steam.
In particular, since the space 14 is wider and open at the top, unlike the closed space of the configuration of Patent Document 1, the back pressure of steam from the concrete 12 can be released to the top.

また、本実施例によれば、上部ドライウェル5の上方に設けられ、冷却水を収容する冷却プール9と、空間部14とが、接続部15で通じているため、接続部15を通じて冷却水プール9の水Wを空間部14に流して、内側鋼板11を冷却することができる。 In addition, according to this embodiment, the cooling pool 9, which is provided above the upper dry well 5 and contains cooling water, is connected to the space 14 via the connection 15, so that the water W from the cooling water pool 9 can be made to flow through the connection 15 into the space 14 to cool the inner steel plate 11.

以上述べた作用効果が得られるので、本実施例によれば、耐熱性能、耐圧性能、冷却性能をすべて備えた原子力格納容器3を提供することができる。 The above-mentioned effects can be obtained, and according to this embodiment, a nuclear containment vessel 3 that is equipped with heat resistance, pressure resistance, and cooling performance can be provided.

(実施例2)
次に、実施例2の原子炉格納容器を説明する。
図3は、実施例2の原子炉格納容器の要部の拡大断面図を示す。
図3において、実施例1の原子炉格納容器3と同様の構成要素には、同一の符号を付している。
Example 2
Second Embodiment Next, a reactor containment vessel according to a second embodiment will be described.
FIG. 3 is an enlarged cross-sectional view of a main portion of a reactor containment vessel according to the second embodiment.
In FIG. 3, the same components as those in the reactor containment vessel 3 of the first embodiment are denoted by the same reference numerals.

本実施例の原子炉格納容器3は、図3に示すように、空間部14に流入した水Wを排出するために、空間部14の下にサンドクッション18が設けられ、サンドクッション18から原子炉格納容器3の外部へ排水管19が延びている。
また、図2に示した実施例1の原子炉格納容器3と同様に、空間部14は、図2の拡大断面図に示す範囲の部分では、ほぼ均一の厚さとなっている。
その他の構成は、図1~図2に示した実施例1の構成と同様であるので、重複説明を省略する。
As shown in FIG. 3 , in the reactor containment vessel 3 of this embodiment, a sand cushion 18 is provided under the space 14 in order to drain the water W that has flowed into the space 14, and a drain pipe 19 extends from the sand cushion 18 to the outside of the reactor containment vessel 3.
2, the space 14 has a substantially uniform thickness in the area shown in the enlarged cross-sectional view of FIG. 2.
The other configurations are similar to those of the first embodiment shown in FIGS. 1 and 2, so duplicated explanations will be omitted.

本実施例によれば、実施例1と同様に、上部ドライウェル5と対向する部分において、内側鋼板11とコンクリート12との間に空間部14が設けられ、空間部14が接続部15を介して図1に示した冷却プール9と通じている。
これにより、本実施例によれば、実施例1と同様に、耐熱性能、耐圧性能、冷却性能をすべて備えた原子力格納容器3を提供することができる。
According to this embodiment, similarly to the first embodiment, in the portion facing the upper dry well 5, a space 14 is provided between the inner steel plate 11 and the concrete 12, and the space 14 is connected to the cooling pool 9 shown in FIG. 1 via a connection portion 15.
As a result, according to this embodiment, like the first embodiment, it is possible to provide a nuclear containment vessel 3 that is equipped with all of the heat resistance, pressure resistance, and cooling capabilities.

また、本実施例によれば、空間部14の下にサンドクッション18が設けられ、サンドクッション18から原子炉格納容器3の外部へ排水管19が延びているので、空間部14に入った水を、サンドクッション18及び排水管19を通じて容易に排出できる。 In addition, according to this embodiment, a sand cushion 18 is provided under the space 14, and a drain pipe 19 extends from the sand cushion 18 to the outside of the reactor containment vessel 3, so that water that has entered the space 14 can be easily discharged through the sand cushion 18 and the drain pipe 19.

(変形例)
上述した実施例に対する一変形例として、第1層の内側鋼板の外側にCT鋼若しくはFB鋼を設けて、内側鋼板を補強する構成を採用することもできる。
この構成の場合、第1層の内側鋼板の外側に設けたCT鋼若しくはFB鋼と、第2層のコンクリートとの間に、空間部を有する。
CT鋼若しくはFB鋼は、内側鋼板と接していても、内側鋼板との間に空間部を有していてもよい。
内側鋼板の外側をCT鋼若しくはFB鋼で補強することにより、原子炉格納容器の耐震性を向上することができる。
(Modification)
As a modification of the above-described embodiment, a configuration can be adopted in which CT steel or FB steel is provided on the outside of the inner steel plate of the first layer to reinforce the inner steel plate.
In this configuration, a space is provided between the CT steel or FB steel provided on the outside of the inner steel plate of the first layer and the concrete of the second layer.
The CT steel or the FB steel may be in contact with the inner steel plate, or may have a space between the CT steel or the FB steel and the inner steel plate.
By reinforcing the outside of the inner steel plate with CT steel or FB steel, the earthquake resistance of the containment vessel can be improved.

また、実施例1及び実施例2では、図2及び図3の拡大断面図の範囲の部分において、空間部14の厚さがほぼ均一であったが、空間部の厚さはほぼ均一である構成に限定されない。
例えば、上方が厚くて下方が薄くなるように、空間部とコンクリートとの境界面が斜面となっている構成を採用することも可能である。この構成の場合、空間部の上方が厚いので蒸気が逃げやすくなる。また、境界面が斜面であるため、境界面が水平面に垂直な面である実施例1及び実施例2の構成と同様に、冷却水の流れを妨げない。
In addition, in Examples 1 and 2, the thickness of the space 14 is approximately uniform in the range of the enlarged cross-sectional views of Figures 2 and 3, but the thickness of the space is not limited to being approximately uniform.
For example, it is possible to adopt a configuration in which the boundary surface between the space and the concrete is inclined so that the upper part is thicker and the lower part is thinner. In this configuration, the upper part of the space is thicker, so that steam can easily escape. In addition, since the boundary surface is inclined, it does not hinder the flow of cooling water, as in the configurations of Examples 1 and 2 in which the boundary surface is a surface perpendicular to the horizontal surface.

また、上述した実施例に対する他の変形例として、冷却プール9と接続部15を通じて空間部14へ水Wを流す構成の代わりに、他の構成によって空間部へ水を流す構成を、採用することも可能である。例えば、他の冷却プールや給水設備から給水管を通じて、空間部に水を供給する構成も可能である。
上述した実施例のように、冷却プール9と接続部15を通じて空間部14へ水Wを流す構成を採用した場合には、水Wの速度や流量を大きくできる利点を有する。
As another modification of the above embodiment, instead of the configuration in which the water W flows into the space 14 through the cooling pool 9 and the connection part 15, it is also possible to employ a configuration in which the water flows into the space by another configuration. For example, it is also possible to supply water to the space through a water supply pipe from another cooling pool or water supply equipment.
When the configuration in which the water W flows into the space 14 through the cooling pool 9 and the connection portion 15 is adopted as in the above-described embodiment, there is an advantage in that the speed and flow rate of the water W can be increased.

なお、本発明は、上述した実施の形態及び実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上述した各実施の形態及び実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。 The present invention is not limited to the above-described embodiments and examples, but includes various modifications. For example, the above-described embodiments and examples have been described in detail to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all of the configurations described.

1…炉心、2…原子炉圧力容器、3…原子炉格納容器、4…サプレッションプール、5…上部ドライウェル、6…ダイアフラムフロア、7…冷却水、8,9,10…冷却プール、11…内側鋼板、12…コンクリート、13…外側鋼板、14…空間部、15…接続部、18…サンドクッション、19…排水管、W…水 1...core, 2...reactor pressure vessel, 3...reactor containment vessel, 4...suppression pool, 5...upper dry well, 6...diaphragm floor, 7...cooling water, 8, 9, 10...cooling pool, 11...inner steel plate, 12...concrete, 13...outer steel plate, 14...space, 15...connection, 18...sand cushion, 19...drain pipe, W...water

Claims (5)

鋼板で構成された第1層と、
前記第1層より外側に設けられ、コンクリートで構成された第2層と、
前記第2層より外側に設けられ、鋼板で構成された第3層と、を備えた原子炉格納容器であって、
前記原子炉格納容器の内部にある上部ドライウェルと接する部分の前記第1層と、前記第2層との間に、上部が解放された空間部が存在し、
前記上部ドライウェルと接する部分の前記第1層は、前記空間部が存在していることにより前記第2層とは離間していて、前記第2層とは接しておらず、
前記上部ドライウェルと接する部分以外の部分の前記第1層は、前記第2層と接している
原子炉格納容器。
A first layer made of a steel plate;
a second layer provided outside the first layer and made of concrete;
A reactor containment vessel comprising: a third layer provided outside the second layer and made of a steel plate;
a space portion with an open upper portion is present between the first layer and the second layer in a portion in contact with an upper dry well inside the reactor containment vessel,
The first layer in a portion in contact with the upper dry well is separated from the second layer by the existence of the space portion, and is not in contact with the second layer;
The first layer is in contact with the second layer except for the portion in contact with the upper dry well.
Reactor containment vessel.
前記空間部の下にサンドクッションが接続され、前記サンドクッションに、原子炉格納容器の外部へ延びる排水管が接続されている請求項1に記載の原子炉格納容器。 The reactor containment vessel of claim 1, in which a sand cushion is connected below the space, and a drain pipe extending to the outside of the reactor containment vessel is connected to the sand cushion. 前記第3層は、前記第2層と接しており、前記上部ドライウェルと接する部分以外の部分の前記第1層と前記第2層と前記第3層が一体化されている請求項1に記載の原子炉格納容器。2. The reactor containment vessel according to claim 1, wherein the third layer is in contact with the second layer, and the first layer, the second layer, and the third layer are integrated together in portions other than a portion in contact with the upper dry well. 前記空間部は、前記上部ドライウェルの上方に設けられ冷却水を収容する冷却プールと、通じている請求項1に記載の原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1, wherein the space is connected to a cooling pool that is provided above the upper dry well and contains cooling water. 前記冷却プールと前記空間部との間に、開閉可能な接続部が設けられている請求項4に記載の原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 4, wherein an openable and closable connection is provided between the cooling pool and the space.
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