【課題】定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができ、異常事象時におけるドライウェルヘッド内の可燃性ガスを排出できる原子炉格納容器を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器２は、原子炉格納本体容器３の上端にドライウェルヘッド４を着脱可能に取り付けている。水素ガス排出通路１３が、ドライウェルヘッド４の内面に設置され、ドライウェルヘッド４内側の領域６の頂部に配置されるガス流入口１５を有する。水素ガス排出通路１４が、原子炉格納本体容器３の上端部の内面に設置され、原子炉格納本体容器３の外面に取り付けられる水素ガス排出管１６に接続される。分離された水素ガス排出通路１３及び水素ガス排出通路１４は、ドライウェルヘッド４を原子炉格納本体容器３に取り付けたときに互いに接触し、水素ガス排出通路１３が水素ガス排出通路１４に連絡される。 （もっと読む）

【課題】原子炉格納容器の外面を冷却ができ、この冷却に用いた冷却水を再利用できる原子炉格納容器の冷却方法を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器６が、原子炉圧力容器２を配置するドライウェル４３を形成するドライウェル容器４４、ドライウェル容器４４に接続されてドライウェル４３に連絡されている複数の排出管９、及び各排出管９が挿入されてドライウェル容器４４の底部を取り囲み圧力抑制プール１１を形成する環状の圧力抑制室８を有する。ドライウェル容器４４を取り囲む、生体遮へい壁１６とドライウェル容器４４との間に形成される環状の隙間２６内に冷却水を供給する。ドライウェル容器４４を冷却しながら隙間２６内を落下する冷却水が、圧力抑制室８が設置される環状の圧力抑制室設置室２８に回収される。圧力抑制室設置室２８に回収された冷却水を隙間２６内に供給し、上記の冷却に再利用する。 （もっと読む）

【課題】原子炉及び原子炉格納容器の減圧・除熱能力を長期にわたって維持できる受動的な原子炉格納容器の冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器２を内包する建屋３と、前記建屋３の外部の地表面に設置された静的格納容器冷却装置１１と、前記静的格納容器冷却装置１１に隣接して設けられ内部に熱交換器１２とドレン室１３が配置された熱交換器室１０と、前記静的格納容器冷却装置１１内の下部に配置された前記熱交換器１２の伝熱管１８と、前記原子炉格納容器２の内部と前記熱交換器１２とを接続する蒸気逃し管７と、前記静的格納容器冷却装置１１の下部に逆止弁２３を介して接続された海水導入配管２２とを有する原子炉格納容器の冷却装置であって、前記伝熱管１８は干潮時の干潮水位よりも下方に位置させる。 （もっと読む）

【課題】原子炉及び原子炉格納容器の減圧・除熱能力を長期にわたって維持できる受動的な原子炉格納容器の冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器２を内包する建屋３と、前記建屋３の外部に設置され静的格納容器冷却装置１１と熱交換器１２を収容する熱交換器室１０と、前記熱交換器室１０の下部に設けられ前記熱交換器１２からのドレン水を貯留するドレン室１３及びポンプ室１４と、前記原子炉格納容器２の内部と前記熱交換器１２とを接続する蒸気逃し管７と、を有する原子炉格納容器２の冷却装置であって、前記熱交換器室１０は前記建屋３の外部の地表面に設置されるとともに、前記ドレン水は前記ポンプ室１４内のポンプ１５により圧力容器に供給される。 （もっと読む）

【課題】格納容器内の給水管が破断した場合、この格納容器の内部における圧力及び温度の上昇を抑制する原子力プラントを提供する。
【解決手段】原子力プラント１０は、核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器１１と、この水蒸気の熱エネルギーを運動エネルギーに変換する高圧タービン１３及び低圧タービン１４と、熱エネルギーを放出した水蒸気を冷却して凝縮水１６にする復水器１５と、この復水器１５から原子炉圧力容器１１に戻る凝縮水１６が流動する配管３０と、原子炉圧力容器１１を格納する格納容器１２の内部に凝縮水１６が流出したことを検知する検知部４２と、その検知結果に基づいて配管３０に冷却水４８を放出する蓄水部４０と、を備えている。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉内の炉心スプレーラインの溶接継手を補修する、またはそれと置き換わるための装置および方法を提供すること。
【解決手段】クランピング装置は、連結された管の間の溶接継手を支持する、または構造的にそれと置き換わる。クランピング装置は、連結された管の両側に対向する関係で固定可能な上側クランプ本体（１２）および下側クランプ本体（１４）、ならびに上側と下側のクランプ本体を連結し、連結された管を貫通して延在可能な少なくとも１つのクランプボルト（１６）を備える。上側および下側クランプ本体の一方は、クランプボルトに係合可能な相補的な形状のクランプボルトナット（１８）を受け入れる少なくとも１つのくぼみ形状（２２）を有する。このくぼみ形状が、クランプボルトナットの回転を防止する。 （もっと読む）

【課題】原子炉建屋の小型化および非常用炉心冷却系配管ルートの最短化を達成できる経済的な原子炉建屋を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１の圧力抑制室２２内のサプレッションプール６の下部に非常用炉心冷却系ポンプ１０などの機器を配備するための機器室９を設置し、原子炉格納容器１を内包する原子炉建屋の平面積縮小を実現する。さらに原子炉圧力容器２を支持する圧力容器ペデスタル５に非常用炉心冷却系配管１３の設置スペースを確保することにより、サプレッションプール６から原子炉圧力容器２への注水配管である非常用炉心冷却系配管の設置ルートを最短化する。 （もっと読む）

【課題】本発明は、非常用炉心冷却系の冷却水の吸込み配管を閉塞させることがない沸騰水型原子炉設備を提供することにある。
【解決手段】本発明は、非常用炉心冷却系７の吸込み配管１０の開口部１０Ｍに、閉塞回避手段（１８）を設けたのである。
このように、閉塞回避手段（１８）を設けることにより、仮に、作業者が異物を落下させても、その異物によって吸込み配管１０の開口部１０Ｍが閉塞あるいは一部閉塞されることは回避され、その結果、万一の事態が生じても圧力容器１内へ冷却水を円滑に供給することができる。 （もっと読む）

【課題】ＥＣＣＳストレーナモジュール用のコンプライアントコネクタを提供する。
【解決手段】本コンプライアントコネクタは、隣り合うストレーナモジュール（１０）間の接合部荷重の発生を阻止しながら熱膨張差及び／又は心ずれに適応する該モジュール間のカップリング（５４）、（７４）、（９４）を含む。本コネクタは、隣り合うストレーナモジュールの入口／出口（４８）、（５２）との内部又は外部結合を構成するカップリングを含む。本カップリングは、各端部においてガータスプリング（５８）からなるコンプライアントシールを収容するように構成される。 （もっと読む）

本発明は、圧力室（６）と、復水室（８）と、この圧力室（６）に結合されたフラッド槽（１０）とを含んでなる原子力施設に関する。本発明によれば、サイホン方式で構成されるオーバーフロー管路（３０）を介してフラッド槽（１０）が復水室（８）に結合されている。この構成によって、復水室（８）は、差圧の限界値に至るまで、フラッド槽（１０）に対して、従って圧力室（６）に対して、気密に閉鎖されたままとなり、差圧の限界値を上まわると均圧が可能となることが保証されている。
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【課題】 サプレッションチェンバの機能を損なうことなしに、プラント停止中検査時にドライウェルからの落下物がサプレッションチェンバに到達しないようにする。
【解決手段】 原子炉格納容器は、原子炉圧力容器を内蔵するドライウェル２と、ドライウェル２の下方に配置されて、原子炉異常時にドライウェル２内の蒸気を凝縮するための水を内包するサプレッションチェンバと、サプレッションチェンバとドライウェル２とを連通して上下方向に延びるベント管と、ベント管の上端部６を覆い、ベント管の上端部６から離れた上方に天板８ｂを備えて側面に開口部を持つジェットデフレクタ８と、開口部を開閉可能に覆う異物混入防止体１０と、を有する。 （もっと読む）

【課題】
原子力発電プラントにおける非常用炉心冷却系統の点検時に、原子路格納容器のサプレッションチェンバからの水を遮断しその系統内の水没弁の点検を迅速且つ簡単に行う。
【解決手段】
原子炉の非常用炉心冷却系統のサクションストレーナ部は、原子炉格納容器に付随したサプレッションチェンバ３の内外を通じた配管３０と、配管３０に接続されたＴ型配管
３１と、そのＴ型配管３１の端に接続した多孔体４とを有する。多孔体４とＴ型配管３１の間には連結管１が接続され、その連結管１に設けたスリット６に閉止板を差し込んで多孔体４とＴ型配管３１との間の流路を閉止板で遮断する。このような遮断によってサプレッションチェンバ３内のプール水の非常用炉心冷却系統内への流入が阻止され、その状態でその系統内の水没弁の分解点検が実施される。 （もっと読む）

【課題】 沸騰水型原子炉の蒸気トンネル（５０）内における圧力損失を軽減するための装置（２００、３００）を提供する。
【解決手段】 複数のパイプ支持体（２３０、３３０）の少なくとも１つに対して蒸気トンネル（５０）内の蒸気の流れと同じ方向の第２の方向にコンバイナ要素（２２０、３２０）を動作可能に接合して、複数のパイプ支持体（２３０、３３０）の少なくとも１つ上を流れる分割した蒸気流を連続蒸気流に結合するようにする。この蒸気流の分割及び再結合は、蒸気トンネル（５０）内の複数のパイプ支持体（２３０、３３０）の少なくとも１つによって引き起こされる形状損失を低減することができ、これにより次に、沸騰水型原子炉の蒸気トンネル（５０）内における圧力損失を軽減することができる。 （もっと読む）

【課題】圧力抑制プールの水中に発生する気泡振動動荷重をより一層低減させて安定運転を確保させる主蒸気逃し安全弁の排気装置を提供する。
【解決手段】本発明に係る主蒸気逃し安全弁の排気装置は、原子炉圧力容器内の蒸気の圧力が予め設定された設定圧力よりも超えたとき、自動的に開動作して蒸気を放出させる主蒸気逃し安全弁１６と、この主蒸気逃し安全弁１６を圧力抑制プール１９内に設置したクエンチャ２０に接続させる排気管１８と、この排気管１８内の水面２７を前記圧力抑制プール１９の水面２８よりも低く維持させるために、前記排気管１８内に気体を供給する気体供給手段２３，２４，２５，２６ａ，２６ｂとを備えたものである。 （もっと読む）

原子力発電所の非常用炉心冷却系(ECCS)のストレーナは、非常用炉心冷却系で使用される冷却水の槽中に浸漬され、その少なくとも一つの主要な面に貫通する複数の孔部を穿設したストレーナエレメントを備え、非常用炉心冷却系にストレーナエレメントを通じて冷却水を導入する。ストレーナエレメントの冷却水に接する側は、孔部を通り抜ける程度の小さい粒子材料を捕捉する平らな堆積物の形成を防止するための輪郭付け構造を有する。このストレーナエレメントを、非常用炉心冷却系に組み入れ一体化することにより、核反応部分の冷却水事故発生時における残骸の負荷による過度の損失水頭を防ぐことができ、過度に広大な領域を専有しない小型化されたストレーナエレメントを得ることができる。このストレーナは、また個別のストレーナディスクモジュール構成を備える。夫々のディスクモジュールは、中央開口部を有し、孔部が穿設された第1、第2のディスク部分を含む。各部分は内部空間を形成するためにストレーナディスクが締結され、接続管を圧縮するための複数の構造部材である棒部材を備える。
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