JP6320271B2 - Core melt holding device and nuclear facility - Google Patents
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Description
本発明の実施形態は、炉心溶融事故が生じたときに、原子炉圧力容器を貫通した炉心溶融物を受け止めて保持する炉心溶融物保持装置に関する。 Embodiments of the present invention relate to a core melt holding device that receives and holds a core melt penetrating a reactor pressure vessel when a core melting accident occurs.
原子炉設備においては、一次冷却材喪失事故等が生じて炉心の冷却が不十分な状態が続くと、炉心が溶融する場合がある。このような場合、通常、非常用炉心冷却装置(ECCS)が作動して炉心の残留熱を除去することにより、炉心が溶融する事故(以下、炉心溶融事故と記す)を未然に防止している。 In a nuclear reactor facility, when a primary coolant loss accident or the like occurs and the core cooling continues to be insufficient, the core may melt. In such a case, the emergency core cooling system (ECCS) is usually activated to remove the residual heat of the core, thereby preventing an accident that the core melts (hereinafter referred to as a core melting accident). .
しかし、非常用炉心冷却装置が、何らかの理由により作動せず、且つ炉心に冷却水を注入可能な他の装置も利用できない事態も想定される。実際に炉心溶融事故が生じると、高温の炉心溶融物は、原子炉圧力容器の底部(いわゆる下鏡)に溶け落ち、当該底部を貫通する場合がある。原子炉圧力容器の底部を貫通した炉心溶融物は、格納容器のうち原子炉圧力容器の底部と対向する部分(以下、格納容器床部と記す)に落下する虞がある。 However, it is assumed that the emergency core cooling device does not operate for some reason, and other devices that can inject cooling water into the core cannot be used. When a core melting accident actually occurs, the hot core melt may melt into the bottom of the reactor pressure vessel (so-called lower mirror) and penetrate the bottom. The core melt that has penetrated the bottom of the reactor pressure vessel may fall into a portion of the containment vessel that faces the bottom of the reactor pressure vessel (hereinafter referred to as a containment vessel floor).
このような格納容器床部は、通常、主にコンクリートで構成されている。格納容器床部に高温の炉心溶融物が接触して反応すると、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを発生させると共に、格納容器床部のコンクリートを溶融、浸食する。この結果、格納容器床部のコンクリートと炉心溶融物の反応が継続すると、当該コンクリートの浸食や、発生した非圧縮性ガスによる格納容器内の圧力上昇により、格納容器が破損する虞がある。 Such a containment vessel floor is usually mainly composed of concrete. When a high temperature core melt comes into contact with the containment floor and reacts, noncondensable gases such as carbon dioxide and hydrogen are generated and the concrete on the containment floor is melted and eroded. As a result, if the reaction between the concrete on the floor of the containment vessel and the core melt continues, the containment vessel may be damaged due to erosion of the concrete or an increase in pressure in the containment vessel due to the generated incompressible gas.
このため、炉心溶融物が格納容器床部に接触する際に、その接触面の温度がコンクリートの浸食温度以下(例えば、1500K以下)となるように炉心溶融物を冷却することや、炉心溶融物と格納容器床部を構成するコンクリートが直接接触しないようにすることが要望されている。 For this reason, when the core melt contacts the containment vessel floor, the core melt is cooled so that the temperature of the contact surface is equal to or lower than the erosion temperature of concrete (for example, 1500 K or less). It is desired that the concrete constituting the storage container floor is not in direct contact.
そこで、炉心溶融物が原子炉圧力容器から落下した場合に備えて、ドライウェルのうち原子炉圧力容器より鉛直下側に、当該原子炉圧力容器を貫通して落下する炉心溶融物を受け止める炉心溶融物保持装置(いわゆるコアキャッチャー)を設ける技術が提案されている(例えば、特許文献1,2参照)。特許文献1,2には、圧力抑制プールに貯留されている冷却水を、炉心溶融事故時に炉心溶融物保持装置に導くことにより、当該炉心溶融物保持装置と炉心溶融物とを冷却する技術が提案されている。
Therefore, in case the core melt falls from the reactor pressure vessel, the core melt that catches the core melt that falls through the reactor pressure vessel vertically below the reactor pressure vessel in the dry well. Techniques for providing an object holding device (so-called core catcher) have been proposed (see, for example,
ところで、上述した特許文献1,2に記載の技術においては、格納容器内に形成されたドライウェルのうち、原子炉圧力容器より鉛直下側にある空間と、圧力抑制プールとを、冷却水が流通可能な通路により連通させており、当該通路には、冷却水の流れを阻止可能な弁が設けられている。この弁を開き、圧力抑制プールに貯留されている冷却水を、ドライウェルのうち炉心溶融物保持装置の鉛直下側に導くことにより、高温の炉心溶融物を保持している炉心溶融物保持装置を冷却している。
By the way, in the techniques described in
上述した弁は、一般的に、炉心溶融物からの輻射熱を受けて、弁体が閉位置から開位置に駆動されるように構成されている。したがって、原子炉圧力容器を貫通して溶け落ちた炉心溶融物を炉心溶融物保持装置が受け止めてから、圧力抑制プールの冷却水が炉心溶融物保持装置に導かれるまでに、例えば、15分程度の時間を要する場合がある。加えて、炉心溶融物保持装置の周囲に冷却水が満たされるまでには、さらに10分程度の時間を要する場合がある。この間、炉心溶融物保持装置は、炉心溶融物を受け止めて、これを保持する必要があり、炉心溶融物保持装置のうち、特に、原子炉圧力容器の底部と鉛直方向に対向する部分には、極めて高い耐熱性が要求されている。このため、炉心溶融物保持装置のうち、原子炉圧力容器の底部と鉛直方向に対向する部分は、一般的に、融点が高い(例えば、2500K〜3000K程度)材料(以下、高融点耐熱材と記す)により構成されている。高融点耐熱材には、例えば、酸化ジルコニウム(ZrO2:以下、単に「ジルコニア」と記す)、タングステン(W)、タンタル(Ta)等が用いられる。 The above-described valve is generally configured such that the valve body is driven from the closed position to the open position in response to radiant heat from the core melt. Therefore, for example, about 15 minutes from when the core melt holding device receives the core melt melted down through the reactor pressure vessel until the cooling water of the pressure suppression pool is guided to the core melt holding device. Time may be required. In addition, it may take about 10 minutes before the cooling water is filled around the core melt holding device. During this time, the core melt holding device needs to receive and hold the core melt, and among the core melt holding device, in particular, in the portion facing the bottom of the reactor pressure vessel in the vertical direction, Extremely high heat resistance is required. For this reason, in the core melt holding device, the portion facing the bottom of the reactor pressure vessel in the vertical direction is generally a material having a high melting point (for example, about 2500 K to 3000 K) (hereinafter referred to as a high melting point heat-resistant material). It is composed of As the high melting point heat-resistant material, for example, zirconium oxide (ZrO 2 : hereinafter simply referred to as “zirconia”), tungsten (W), tantalum (Ta), or the like is used.
しかし、このような高融点耐熱材は、炉心溶融物保持装置が冷却水により冷却されるまでの間、炉心溶融物との化学反応による浸食が生じる場合がある。また、原子炉圧力容器の底部からジェット状に噴出した高温の液状状態である炉心溶融物が、高融点耐熱材に局所的に衝突して、当該高融点耐熱材の溶融による浸食(以下、単に「溶融浸食」と記す)を引き起こす、いわゆるジェットインピンジメントが生じることがある。 However, such a high melting point heat-resistant material may be eroded by a chemical reaction with the core melt until the core melt holding device is cooled by the cooling water. Also, the core melt, which is a high-temperature liquid state ejected in a jet form from the bottom of the reactor pressure vessel, locally collides with the high-melting point heat-resistant material, and erosion due to melting of the high-melting-point heat resistant material (hereinafter simply referred to as “high melting point heat resistant material” So-called jet impingement may occur which causes “melt erosion”).
このため、高融点耐熱材を含んで構成された部材を、より厚いものにすること等が考えられるが、高融点耐熱材は、一般的な鋼材に比べて高価であり、炉心溶融物保持装置に費やされるコストが増大するという問題がある。また、炉心溶融物保持装置が設置される下側空間に、通常運転時から冷却水を貯留しておくことも考えられるが、当該冷却水と炉心溶融物が接触したときに水蒸気爆発が生じる虞がある。また、沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器の鉛直下側に、制御棒交換を行うための作業空間が必要であり、当該空間と冷却水を貯留する空間とを構造上分離する必要がある。 For this reason, it is conceivable to make the member composed of the high-melting-point heat-resistant material thicker, etc., but the high-melting-point heat-resistant material is more expensive than a general steel material, and the core melt holding device There is a problem that the cost spent for the increase. It is also conceivable to store cooling water in the lower space where the core melt holding device is installed from the normal operation, but there is a risk of steam explosion when the cooling water contacts the core melt. There is. In a boiling water reactor, a work space for exchanging control rods is required vertically below the reactor pressure vessel, and the space and the space for storing cooling water must be structurally separated. There is.
本発明の実施形態は、上記事情に鑑みてなされたものであって、高融点耐熱材の使用量を抑制しつつ、炉心溶融事故時において炉心溶融物を少なくとも所定の時間受け止めて保持することが可能な炉心溶融物保持装置を提供することを目的とする。 Embodiments of the present invention have been made in view of the above circumstances, and are capable of receiving and holding a core melt for at least a predetermined time during a core melting accident while suppressing the amount of high melting point heat-resistant material used. An object is to provide a possible core melt holding device.
上述の目的を達成するため、本発明の実施形態の炉心溶融物保持装置は、格納容器内の原子炉圧力容器の底部の鉛直下側に設けられる保持板と、前記保持板の鉛直上側に設けられ、鉛直方向に伸びる複数の受入空間と当該受入空間の鉛直上側で前記原子炉圧力容器の前記底部と対向する複数の開口を有する緩衝部材と、前記受入空間のそれぞれに配置された冷却用部材と、前記緩衝部材より鉛直下側において当該緩衝部材に沿って延びており、且つ内部に冷却液が封入されており、当該緩衝部材から受けた熱を放熱可能な放熱用部材と、を備えることを特徴とする。 In order to achieve the above object, a core melt holding device of an embodiment of the present invention is provided on a vertically lower side of a bottom portion of a reactor pressure vessel in a containment vessel, and on a vertically upper side of the holding plate. A plurality of receiving spaces extending in the vertical direction, a buffer member having a plurality of openings facing the bottom of the reactor pressure vessel on the vertical upper side of the receiving space, and a cooling member disposed in each of the receiving spaces And a heat-dissipating member that extends along the shock-absorbing member vertically below the shock-absorbing member, and in which a cooling liquid is enclosed, and that can dissipate heat received from the shock-absorbing member. It is characterized by.
また、本発明の実施形態の原子力施設は、原子炉圧力容器を格納する格納容器と、前記格納容器内の前記原子炉圧力容器の底部の鉛直下側に設けられる保持板と、前記保持板の鉛直上側に設けられ、鉛直方向に伸びる複数の受入空間と当該受入空間の鉛直上側で前記原子炉圧力容器の前記底部と対向する複数の開口を有する緩衝部材と、前記受入空間のそれぞれに配置された冷却用部材と、前記緩衝部材より鉛直下側において当該緩衝部材に沿って延びており、且つ内部に冷却液が封入されており、当該緩衝部材から受けた熱を放熱可能な放熱用部材と、を備えることを特徴とする。 A nuclear facility according to an embodiment of the present invention includes a containment vessel for storing a reactor pressure vessel, a holding plate provided on a vertical lower side of the bottom of the reactor pressure vessel in the containment vessel, and A plurality of receiving spaces provided on the vertical upper side and extending in the vertical direction, a buffer member having a plurality of openings facing the bottom portion of the reactor pressure vessel on the vertical upper side of the receiving space, and the receiving space are arranged in each of the receiving spaces. A cooling member that extends along the buffer member vertically below the buffer member, and in which a cooling liquid is enclosed, and is capable of radiating heat received from the buffer member; It is characterized by providing.
本発明の実施形態によれば、炉心溶融事故時において炉心溶融物を少なくとも所定の時間受け止めて保持することができる。 According to the embodiment of the present invention, a core melt can be received and held for at least a predetermined time in a core melting accident.
以下に、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。なお、以下に説明する実施形態により、本発明が限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲において種々の変更が可能である。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. The present invention is not limited to the embodiments described below, and various modifications can be made without departing from the scope of the invention.
〔第1の実施形態〕
第1の実施形態の炉心溶融物保持装置を備える原子力施設の概略構成について図1を用いて説明する。図1は、本実施形態の炉心溶融物保持装置を含む原子力施設の断面立面図である。
[First Embodiment]
A schematic configuration of a nuclear facility including the core melt holding device of the first embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 1 is a sectional elevation view of a nuclear facility including a core melt holding device of the present embodiment.
なお、各図において、鉛直方向のうち上側を「鉛直上側」と記して矢印Uで示し、下側を「鉛直下側」と記して矢印Dで示す。加えて、水平方向を矢印Hで示す。また、水平方向のうち炉心に近い側を「水平方向内側」と記し、水平方向内側とは逆向きを「水平方向外側」と記す。 In each figure, the upper side of the vertical direction is indicated as “vertical upper side” and indicated by arrow U, and the lower side is indicated as “vertical lower side” and indicated by arrow D. In addition, the horizontal direction is indicated by an arrow H. Further, the side closer to the core in the horizontal direction is referred to as “horizontal inner side”, and the direction opposite to the horizontal inner side is referred to as “horizontal outer side”.
図1に示すように、本実施形態の原子力施設1は、沸騰水型原子炉(BWR)を有しており、具体的には、炉心2及び炉内構造物(図示せず)を収容する原子炉圧力容器10と、原子炉圧力容器10を格納する格納容器20とを有している。本実施形態において、原子炉圧力容器10は、鋼製であり、格納容器20は、鋼製の内張りを備えた鉄筋コンクリート製である。
As shown in FIG. 1, the
原子炉圧力容器10は、軸心が鉛直方向に延びる筒状の部分である筒状部12と、筒状部12より鉛直下側を構成する部分である圧力容器底部14と、筒状部12より鉛直上側を構成する部分である頂部16とを有している。炉心2の冷却が十分に行われない状態が継続されて、当該炉心2が溶融すると、圧力容器底部14は、当該炉心が溶融したもの、いわゆる炉心溶融物を受けて高温となる。このような炉心溶融事故時において、炉心溶融物は、高温となった圧力容器底部14を貫通して、当該圧力容器底部14から鉛直下側に溶け落ちる。
The
格納容器20は、ドライウェル(dry-well)21とウェットウェル(wet-well)22に仕切られている。格納容器20のうちウェットウェル22には、原子炉圧力容器10から放出された蒸気(冷却材)を凝縮させて水に戻すプール(以下、圧力抑制プールと記す)23が設けられている。なお、格納容器20のうち、圧力容器底部14より鉛直下側において水平方向に延びている部分を、以下に「床部」と記して符号24で示す。
The
圧力抑制プール23には、冷却材としての水(以下、単に「冷却水」と記す)が貯留されている。圧力抑制プール23は、原子炉圧力容器10からの蒸気を冷却し凝縮させることにより、ドライウェル21の圧力上昇を抑制する。圧力抑制プール23は、格納容器20内のうち原子炉圧力容器10より水平方向外側に設けられている。
The
ウェットウェル22を画定する壁体25,26のうち、鉛直方向に延びる壁体26の水平方向内側には、格納容器20の床部24に対して原子炉圧力容器10を支持する壁体(以下、ペデスタルと記す)28が、設けられている。ペデスタル28は、格納容器20の床部24から突出して鉛直上側に延びており、筒状部12に結合されて原子炉圧力容器10を支持している。ペデスタル28は、主にコンクリートにより構成されている。なお、ドライウェル21のうち、ペデスタル28より水平方向内側であり且つ圧力容器底部14より鉛直下側にある空間を、以下に、「下側空間」と記して図に符号21cで示す。
Of the
格納容器20内の空間のうち下側空間21c(格納容器20の、原子炉圧力容器10の鉛直下側でペデスタル28の内側の空間)の底部には、圧力容器底部14を貫通した炉心溶融物を受け止める炉心溶融物保持装置30が設けられている。炉心溶融物保持装置30は、圧力容器底部14より鉛直下側に配置されており、且つ鉛直方向において当該圧力容器底部14と対向している。炉心溶融物保持装置30は、炉心溶融事故時において、圧力容器底部14を貫通し、当該圧力容器底部14から鉛直下側に落ちてきた炉心溶融物を受け止めるよう構成されている。
Of the space in the
なお、本実施形態の原子力施設1において、格納容器20内には、圧力抑制プール23と下側空間21cとを連通させて、炉心溶融事故時において圧力抑制プール23に貯留されている冷却水を下側空間21cに導く通路(図示せず)と、当該通路に設けられて通常運転時に圧力抑制プール23と下側空間21cとの連通を遮断する弁7が設けられている。当該弁7は、炉心溶融物からの輻射熱を受けて開くように構成されている。炉心溶融事故時において、当該弁7が開くと、圧力抑制プールに貯留されている冷却水は、下側空間21cに導かれて、下側空間21cのうち炉心溶融物保持装置30の周囲は、冷却水で満たされる。このようにして、炉心溶融物保持装置30を冷却することが可能となっている。
In the
次に、本実施形態の炉心溶融物保持装置30の詳細な構成について、図1〜図8を用いて説明する。図2は、本実施形態の炉心溶融物保持装置と、その周辺構成を示す断面立面図である。図3は、本実施形態の炉心溶融物保持装置のうち、原子炉圧力容器の底部と対向する開口の近傍を示す斜視図であり、炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する緩衝部材が、複数の箱状部材により構成されている例を示す図である。図4は、本実施形態の炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する開口及び受入空間の周辺構成を示す断面立面図であり、冷却用部材として袋状の冷却用カプセルが配置された態様を示している。なお、図2においては、原子炉圧力容器10の筒状部12の軸心を、一点鎖線Aで示し、以下に「原子炉軸心」と記す。
Next, a detailed configuration of the core
また、図5は、本実施形態の変形例の炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する開口及び受入空間の周辺構成を示す断面立面図であり、冷却用部材として球状の冷却用カプセルが配置された態様を示している。図6は、本実施形態の変形例の炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する開口及び受入空間の周辺構成を示す断面立面図であり、冷却用部材として固体冷却材が配置された態様を示している。図7は、本実施形態の変形例の炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する開口及び受入空間の周辺構成を示す断面立面図であり、冷却用部材として粒状冷却材が配置された態様を示している。図8は、本実施形態の炉心溶融物保持装置のうち、原子炉圧力容器の底部と対向する開口と受入空間を示す斜視図であり、炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する緩衝部材が、格子状に組み合わされた板状部材により構成されている例を示す図である。 FIG. 5 is a sectional elevation view showing the peripheral configuration of the opening and the receiving space facing the bottom of the reactor pressure vessel in the core melt holding device of the modification of the present embodiment, and a spherical shape as a cooling member The mode which the capsule for cooling of this is arrange | positioned is shown. FIG. 6 is a cross-sectional elevation view showing the peripheral configuration of the opening facing the bottom of the reactor pressure vessel and the receiving space in the core melt holding device of the modification of the present embodiment, and a solid coolant as a cooling member The mode which is arranged is shown. FIG. 7 is a sectional elevation view showing the peripheral configuration of the opening and receiving space facing the bottom of the reactor pressure vessel in the core melt holding device of the modification of the present embodiment, and a granular coolant as a cooling member The mode which is arranged is shown. FIG. 8 is a perspective view showing an opening and a receiving space facing the bottom of the reactor pressure vessel in the core melt holding device of the present embodiment, and the bottom of the reactor pressure vessel in the core melt holding device. It is a figure which shows the example by which the opposing buffer member is comprised by the plate-shaped member combined in the grid | lattice form.
図1及び図2に示すように、炉心溶融物保持装置30は、鉛直上側を開口させて格納容器20内の原子炉圧力容器10の鉛直下側でペデスタル28の内側の空間の底部に設置されており、これにより圧力容器底部14から鉛直下側に落ちてきた炉心溶融物を受け止める構造となっている。
As shown in FIGS. 1 and 2, the core
炉心溶融物保持装置30は、高融点耐熱材を含み炉心溶融物を受け止めるため中心部に向かったすり鉢状の形状を有する保持板40、保持板40の下部に設けられ冷却水と接する下部板44、下部板44の下側に設けられた冷却水が流通可能な冷却水通路48、および保持板40の上側に、圧力容器底部14と対向するように設置されている緩衝部材31を有している。すなわち、本実施の形態の炉心溶融物保持装置30においては、圧力容器底部14を貫通して鉛直下側に溶け落ちた炉心溶融物は、保持板40の鉛直上側にある緩衝部材31が最初に受け止めるように構成されている。なお、緩衝部材31の詳細な構成については、後述する。
The core
保持板40は、板状をなしており、ジルコニア等の高融点耐熱材を含んで構成されている。下部板44は、板状をなしており、保持板40に沿って設けられており、ステンレス鋼等、比較的防食性の高い材料で構成されている。
The holding
下部板44の下側に形成される、冷却水が流通可能な冷却水通路48は、炉心溶融事故時において、圧力抑制プール23(図1参照)から下側空間21cに供給された冷却水が流通する通路である。保持板40及び下部板44は、それぞれ、中心部分である原子炉軸心(図に一点鎖線Aで示す)から所定の範囲においては高さが一定であるが、この所定の範囲の外側においては水平方向外側に向かうに従ってその高さが高くなる(鉛直上側に位置する)よう、中心部に向かうすり鉢状の形状(逆截頭円錐形状)となっている。冷却水通路48は、前述、下部板44の高さが一定である中心部分から所定の範囲よりも外側において下部板44に沿って、水平方向外側に向かうに従ってその高さが高くなる(鉛直上側に位置する)よう延びている。
A cooling
炉心溶融物保持装置30は、その緩衝部材31で炉心溶融物を受けたとき、当該炉心溶融物の熱を、緩衝部材31から保持板40と下部板44を介して、冷却水通路48の冷却水に伝達することが可能となっている。炉心溶融事故時において下側空間21cに供給された冷却水は、冷却水通路48において下部板44からの熱を受け、冷却水温度が上昇または水蒸気となり、自然対流により当該冷却水通路48を水平方向内側から外側に向けて流れる。
When the core
一方、緩衝部材31は、保持板40の鉛直上側に鉛直方向延びて設けられており、炉心溶融物を受入可能な空間(以下、受入空間と記す)33が複数形成されており、それぞれの受入空間33の鉛直上側には圧力容器底部14と対向する複数の開口32が水平方向に配列されている。本実施形態において、受入空間33は、直方体形状の空間として構成されている。受入空間33は、炉心溶融事故時において、圧力容器底部14を貫通して溶け落ちた炉心溶融物を受け入れる。受入空間33の鉛直上側にそれぞれ設けられる開口32は、鉛直方向において圧力容器底部14の下側と対向する。開口32は受入空間33のそれぞれに対応して水平方向に複数配列される。
On the other hand, the
緩衝部材31は、図3及び図4に示すように、有底の箱状をなしている部材(以下、箱状部材と記す)50が水平方向に隙間なく多数配列されて構成されている。保持板40上に設けられ前記開口32と鉛直方向に対向する底部壁体34と、当該底部壁体34に接続され保持板40に対する鉛直上側に延びる壁体51,52と、を有する。具体的には、箱状部材50は、例えば水平方向のうち図に矢印H1で示す所定の方向(以下、第1水平方向と記す)及び鉛直方向に広がる平らな壁体(以下、第1壁体と記す)51と、第1水平方向に直交する方向(以下、第2水平方向と記して図に矢印H2で示す)及び鉛直方向に広がる平らな壁体(以下、第2壁体と記す)52とを有している。
As shown in FIGS. 3 and 4, the
複数の箱状部材50を隙間なく配列して緩衝部材31を構成することにより、第1壁体51は、第2水平方向に所定の間隔をあけて複数配列され、且つ第2壁体52は、第1水平方向に所定の間隔をあけて複数配列される。このように構成された緩衝部材31においては、鉛直方向に直交する断面において、複数の第1壁体51と複数の第2壁体52は、格子状に交差して延びている。換言すれば、圧力容器底部14側から見て、第1壁体51と第2壁体52が格子状に交差して延びている。
By arranging the plurality of box-shaped
なお、本実施形態の緩衝部材31である箱状部材50は、鋼等の比較的安価な金属で構成されている。また、酸化アルミニウムの焼結体等の比較的安価なセラミックスで構成することも好適である。なお、箱状部材50の表面には、例えば、第1壁体51や第2壁体52の表面には、タングステンやタンタルのような比較的融点の高い材料の膜が、蒸着や溶射により形成されているものとしても良い。
In addition, the box-shaped
本実施形態において、緩衝部材31の受入空間33(図2参照)は、第1水平方向において所定の間隔をあけて対向して設けられた2つの第2壁体52と、第2水平方向において所定の間隔をあけて対向して設けられた2つの第1壁体51と、第1水平方向及び第2水平方向に広がる底(図示せず)に囲まれて画定されている。すなわち、受入空間33の鉛直上側にある開口32(図2参照)は、第1壁体51の鉛直上側の縁51aと、第2壁体52の鉛直上側の縁52aにより囲まれて構成されている。
In the present embodiment, the receiving space 33 (see FIG. 2) of the
以上のように構成された緩衝部材31は、図4に示すように、開口32から鉛直下側に延びる受入空間33が形成されており、鉛直方向に開口32と対向する底部壁体34が形成されている。底部壁体34は、本実施形態において、上述した緩衝部材31である箱状部材50の底であり、保持板40上に設置される部分である。底部壁体34は、開口32から受入空間に流入した炉心溶融物を受け止める。受入空間33は、水平方向に複数配列されている。
As shown in FIG. 4, the
各受入空間33には、それぞれ、開口32から流入した炉心溶融物を冷却するための部材(以下、冷却用部材と記す)が、配置されている。図4に示すように、本実施形態において、受入空間33には、冷却用部材として、冷却用の液体(以下、冷却液と記す)62が内部に封入されたカプセル(以下、冷却用カプセルと記す)60が配置されている。
Each receiving
冷却用カプセル60は、袋状をなしており、合成樹脂により構成されたカプセル本体61の内部に水等の冷却液62が封入されて構成されている。冷却用カプセル60は、緩衝部材31において受入空間33を画定する底部壁体34上に配置されており、当該底部壁体34を覆うように敷き詰められている。
The
なお、本実施形態の冷却用カプセル60は、袋状をなしているものとしたが、冷却用カプセルの形態は、これに限定されるものではない。例えば、図5に示す変形例のように、冷却用カプセル60Bは、球状をなしており、底部壁体34を覆うように多数(複数)敷き詰められるものとしても良い。
In addition, although the
以上のように構成された原子力施設1は、図1に示すように、炉心溶融事故が生じて、炉心2が溶融した炉心溶融物が、圧力容器底部14を貫通して落下すると、炉心溶融物保持装置30の緩衝部材31が、炉心溶融物を受け止める。圧力容器底部14から落下した炉心溶融物は、緩衝部材31の開口32から受入空間33に流入する。冷却用カプセル60は、カプセル本体61が熱により破れ、内部に封入されていた冷却液62が、炉心溶融物と接して蒸発する。冷却用カプセル60は、冷却液62の気化潜熱を利用して、受入空間33に流入した炉心溶融物を冷却する。
As shown in FIG. 1, the
これにより、受入空間33内の炉心溶融物は、その一部が、温度の低下により固化してクラスト状となる。これにより、高温であり液状をなしている炉心溶融物が、直接、緩衝部材31の底部壁体34及び保持板40に接することを抑制することができる。底部壁体34上においてクラスト状となった炉心溶融物は、液状の炉心溶融物に比べて熱抵抗が大きいため、受入空間33のうち鉛直上側にある液状の(すなわち高温の)炉心溶融物の熱が、保持板40に伝達されることを抑制することができる。
As a result, a part of the core melt in the receiving
緩衝部材31の開口32から受入空間33に流入した炉心溶融物は、当該受入空間33に堆積する。炉心溶融物は、箱状部材50を構成する第1壁体51及び第2壁体52の鉛直上側を超えるか、第1壁体51及び第2壁体52が溶融浸食により破壊されない限り、水平方向に拡散することがない。これにより、上述したジェットインピンジメントにより、緩衝部材31の底部壁体34や、当該底部壁体34に隣接する保持板40が、溶融浸食されることを抑制する。
The core melt flowing into the receiving
炉心溶融物保持装置30は、炉心溶融事故時において、圧力容器底部14と対向する緩衝部材31の底部壁体34や保持板40の溶融浸食を、所定の時間遅らせることができる。なお、所定の時間が経過すると、下側空間21cには、圧力抑制プール23からの冷却水が満たされる。この冷却水により、炉心溶融物保持装置30と、当該炉心溶融物保持装置30が保持している炉心溶融物は、冷却される。
The core
以上に説明したように本実施形態の炉心溶融物保持装置30は、原子炉圧力容器の底部である圧力容器底部14を貫通した炉心溶融物を受け止めて保持する。炉心溶融物保持装置30のうち圧力容器底部14と対向する緩衝部材31は、圧力容器底部14と対向する開口32が設けられるとともに鉛直方向に延びて保持板40の鉛直上側に設けられ、当該開口32から流入した炉心溶融物を受け入れ可能な受入空間33が複数形成されている、各受入空間33には、当該受入空間33に流入した炉心溶融物を冷却可能な冷却用部材として冷却用カプセル60が配置されている。開口32から受入空間33に流入した炉心溶融物を冷却用部材が冷却することにより、受入空間33内の炉心溶融物の固化(クラスト化)を促進して、炉心溶融物保持装置30の周囲に冷却水が供給されるまでの間、炉心溶融物を受け止めて保持することができる。
As described above, the core
なお、本実施形態において、受入空間33に配置される冷却用部材は、水等の冷却液が内部に封入された袋状の冷却用カプセル60であるものとしたが、本発明に係る冷却用部材は、この態様に限定されるものはない。
In the present embodiment, the cooling member disposed in the receiving
例えば、図6に示す変形例のように、冷却用部材として、固体で構成された冷却材(以下、固体冷却材と記す)70を、受入空間33に配置するものとしても良い。固体冷却材70には、例えば、酸化アルミニウム(アルミナ)等の金属酸化物を焼結させたセラミックスで構成することができる。本変形例において、固体冷却材70は、受入空間33に面する底部壁体34上に、当該底部壁体34を覆うように配置されている。なお、固体冷却材70には、炉心溶融物に比べて融点の低い金属により構成することもできる。
For example, as in the modification shown in FIG. 6, a cooling material (hereinafter, referred to as a solid cooling material) 70 made of solid as a cooling member may be arranged in the receiving
また、図7に示す変形例のように、冷却用部材として、粒状をなしている固体で構成された冷却材(以下、粒状冷却材と記す)73を、受入空間33に多数配置するものとしても良い。粒状冷却材73には、例えば、金属製の球体を用いることができる。本変形例において、粒状冷却材73は、受入空間33に面する底部壁体34上に、当該底部壁体34を覆うように多数配置されている。この態様によれば、炉心溶融物との接触面積を増大させることができる。なお、粒状冷却材73は、上述した冷却用カプセル60,60Bと混在させて受入空間33に配置されるものとしても良い。
Further, as in the modification shown in FIG. 7, as a cooling member, a large number of coolants 73 (hereinafter referred to as granular coolants) composed of granular solids are arranged in the receiving
また、本実施形態において、緩衝部材31は、有底の箱状をなしている箱状部材50が、水平方向に隙間なく多数配列されて構成されているものとしたが、本発明に係る緩衝部材の態様は、これに限定されるものではない。本発明に係る緩衝部材は、保持板40の鉛直上側に設けられ鉛直方向に延びて炉心溶融物を受け入れる受入空間と、受入空間の鉛直上側で圧力容器底部14の底部と対向する開口が形成されているものであれば良い。
Further, in the present embodiment, the
例えば、図8に示す変形例の緩衝部材31Cのように、水平方向のうち所定の第1水平方向(図に矢印H1で示す)及び鉛直方向に広がる板状部材(以下、第1垂直板と記す)55と、第1水平方向に直交する第2水平方向(図に矢印H2で示す)及び鉛直方向に広がる平らな板状部材(以下、第2垂直板と記す)56により構成することも好適である。本変形例において、第1垂直板55と、第2垂直板56には、これらを組み合わせるための切欠き(図示せず)がそれぞれ形成されている。複数の第1垂直板55と複数の第2垂直板56とを、鉛直方向に直交する断面において(すなわち圧力容器底部14から見て)格子状となるように組み合わせることにより、緩衝部材31Cを形成する。
For example, like the
このように構成された緩衝部材31Cは、受入空間33Cを画定する壁体として、第2水平方向に所定の間隔をあけて複数配列された第1壁体51Cと、第1水平方向に所定の間隔をあけて複数配列された第2壁体52Cとを有している。受入空間33Cは、第1水平方向において所定の間隔をあけて互いに対向して設けられた2つの第2壁体52Cと、第2水平方向において所定の間隔をあけて互いに対向して設けられた2つの第1壁体51Cにより囲まれて画定されている。この態様によっても、圧力容器底部14と鉛直下側で対向する複数の開口と、保持板40の鉛直上側で鉛直方向に延びて前記開口から炉心溶融物を受け入れる受入空間が形成された緩衝部材を実現することができる。
31 C of buffer members comprised in this way are the
〔第2の実施形態〕
第2の実施形態の炉心溶融物保持装置について、図9を用いて説明する。図9は、本実施形態の炉心溶融物保持装置のうち、原子炉圧力容器の底部と対向する開口と受入空間近傍の断面図であり、隣り合う箱状部材の間に、冷却液を封入した冷却用カプセルが配設された例を示す図である。
[Second Embodiment]
A core melt holding device according to a second embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 9 is a cross-sectional view of an opening facing the bottom of the reactor pressure vessel and the vicinity of the receiving space in the core melt holding device of the present embodiment, in which a cooling liquid is sealed between adjacent box-shaped members. It is a figure which shows the example by which the capsule for cooling was arrange | positioned.
本実施形態の炉心溶融物保持装置は、隣り合う箱状部材の間に、冷却用部材が配設されている点で、第1の実施形態と異なっている。なお、第1の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 The core melt holding device of this embodiment is different from that of the first embodiment in that a cooling member is disposed between adjacent box-like members. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.
本実施形態の炉心溶融物保持装置において、緩衝部材31Eは、第1の実施形態と同様に、箱状部材50が複数配列されて構成されている(図3及び図4参照)。図9に示すように、隣り合う箱状部材50の間、具体的には、一方の箱状部材50の第1壁体51と、他方の箱状部材の第1壁体51との間には、鉛直方向に延びる空隙36が形成されている。同様に、一方の箱状部材50の第2壁体52と、他方の箱状部材の第2壁体52との間には、鉛直方向に延びる空隙36が形成されている。
In the core melt holding device of the present embodiment, the buffer member 31E is configured by arranging a plurality of box-
これら空隙36には、受入空間33に流入した炉心溶融物を冷却する冷却用部材が配設される。本実施形態においては、冷却用部材として、冷却液62が封入された冷却用カプセル60Eが、空隙36内に挿入されて設けられている。冷却用カプセル60Eは、合成樹脂製のカプセル本体61内に、水等の冷却液62が封入されている。冷却用カプセル60Eは、空隙36内に挿入されて、箱状部材50の壁体51(52)に沿って鉛直方向に延びている。
In these
加えて、箱状部材50の壁体51(52)の上には、冷却用カプセル60Eが挿入された空隙36を閉じる蓋38が設けられている。蓋38は、耐熱性の高い部材により構成されており、当該蓋38により空隙36を閉じることにより、圧力容器底部14(図1参照)を貫通して落下してきた炉心溶融物が、直接、空隙36内に入り込んで冷却用カプセル60Eを破壊しないようにしている。
In addition, a
このように緩衝部材31Eが構成された炉心溶融物保持装置は、炉心溶融物が受入空間33に流入し堆積したときに、受入空間33内の炉心溶融物により、箱状部材50の壁体51(52)が溶融浸食されることを抑制することができ、炉心溶融物が水平方向に拡散するタイミングを遅らせることができる。
In the core melt holding device in which the buffer member 31E is configured in this way, when the core melt flows into the receiving
なお、本実施形態において、受入空間33に配置される冷却用部材は、水等の冷却液が内部に封入された袋状の冷却用カプセル60Eであるものとしたが、本発明に係る冷却用部材は、この態様に限定されるものはない。冷却用部材には、上述した固体冷却材70(図6参照)や、多数の粒状冷却材73(図7参照)等を、空隙36に配置するものとしても良い。
In the present embodiment, the cooling member disposed in the receiving
〔第3の実施形態〕
第3の実施形態の炉心溶融物保持装置について、図10を用いて説明する。図10は、本実施形態の炉心溶融物保持装置のうち原子炉圧力容器の底部と対向する開口及び受入空間の周辺構成を示す断面立面図であり、内部に冷却液が封入されており、当該緩衝部材から受けた熱を放熱可能な放熱用部材が、緩衝部材に沿って延びている態様を示している。
[Third Embodiment]
A core melt holding device according to a third embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 10 is a sectional elevation view showing the peripheral configuration of the opening and receiving space facing the bottom of the reactor pressure vessel in the core melt holding device of the present embodiment, in which a cooling liquid is enclosed, The heat dissipation member that can dissipate the heat received from the buffer member extends along the buffer member.
本実施形態の炉心溶融物保持装置は、受入空間が形成された緩衝部材の鉛直下側に、内部に冷却液が封入されており、緩衝部材から受けた熱を放熱可能な放熱用パイプが配置されている点で、第1の実施形態と異なっている。なお、第1の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 In the core melt holding device of the present embodiment, a cooling liquid is enclosed in the vertical lower side of the buffer member in which the receiving space is formed, and a heat radiating pipe capable of radiating the heat received from the buffer member is disposed. This is different from the first embodiment. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.
本実施形態の炉心溶融物保持装置30Gにおいて、緩衝部材31は、第1の実施形態と同様に、箱状部材50が、隙間なく複数配列されて構成されている(図3及び図4参照)。図10に示すように、緩衝部材31の底部壁体34の鉛直下側には、緩衝部材31から受けた熱を放熱するための部材(以下、放熱用部材と記す)として、内部に冷却液が封入された略管状の部材(以下、放熱用パイプと記す)80が設けられている。なお、冷却液には、例えば、水を用いることができる。
In the core
放熱用パイプ80は、両端が閉じられた金属製のパイプであり、内部に水等の冷却液が封入されている。放熱用パイプ80は、緩衝部材31の底部壁体34と保持板40との間に挟まれて設けられており、当該底部壁体34及び保持板40に沿って延びている。なお、放熱用パイプ80が延びている方向を、特に「パイプ延伸方向」と記して図に矢印H3で示す。本実施形態において、パイプ延伸方向は、水平方向にほぼ一致している。本実施形態において、放熱用パイプ80は、水平方向のうちパイプ延伸方向と直交する方向に複数配列されており、且つ緩衝部材31の底部壁体34に対向して複数配列されている。
The
図10に示すように、炉心溶融事故時において、炉心溶融物3は、緩衝部材31に形成された複数の受入空間33のうち、特定の受入空間33に流入し、且つ各受入空間33ごとに炉心溶融物の堆積量が異なる。炉心溶融物3の堆積量が、特に多い受入空間33の鉛直下側にある底部壁体34は、特に高温となる。放熱用パイプ80においては、当該底部壁体34からの熱を受けて、内部に封入されている冷却液に温度差が生じる。当該温度差により、図10に破線矢印F1及び破線矢印F2で示すように、放熱用パイプ80内の冷却液に自然対流(いわゆるサーマルサイフォン現象)が生じる。
As shown in FIG. 10, in the event of a core melting accident, the core melt 3 flows into a
これにより、緩衝部材31のうち、炉心溶融物3の堆積量が多い受入空間33を画定する壁体の放熱を促進することができる。緩衝部材31が熱により溶融して破壊されることを抑制すると共に、緩衝部材31が受け止めた炉心溶融物3の温度を低下させることができる。
Thereby, the heat dissipation of the wall body which demarcates receiving
なお、本実施形態において、放熱用パイプ80は、緩衝部材31の底部壁体34に沿って水平方向に延びているものとしたが、本発明に係る放熱用部材は、この態様に限定されるものではない。放熱用部材は、内部に冷却液が封入されており、且つ炉心溶融物を受け止める緩衝部材31に沿って延びていれば良い。放熱用部材は、内部に冷却液が封入されていれば、管状のものに限らず、様々な形状の部材を用いて実現することができる。
In the present embodiment, the
〔他の実施形態〕
上述した各実施形態の炉心溶融保持装置において、緩衝部材に複数形成されており、炉心溶融事故時に炉心溶融物を受け入れる受入空間33は、直方体形状をなしているものとしたが、本発明に係る受入空間及び緩衝部材は、この形態に限定されるものではない。緩衝部材に形成される受入空間は、原子炉圧力容器の底部に対向して複数配列されていれば良く、例えば、円柱形状や多角柱形状をなしているものとしても良い。
[Other Embodiments]
In the core melt holding device of each of the embodiments described above, a plurality of buffer members are formed, and the receiving
本発明のいくつかの実施形態について説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態はその他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。 Although several embodiments of the present invention have been described, these embodiments have been presented by way of example and are not intended to limit the scope of the invention. These novel embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the spirit of the invention. These embodiments and modifications thereof are included in the scope and gist of the invention, and are included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.
1 原子力施設
2 炉心
3 炉心溶融物
7 弁
10 原子炉圧力容器
12 筒状部
14 圧力容器底部(底部)
20 格納容器
21 ドライウェル
21c 下側空間
22 ウェットウェル
23 圧力抑制プール
24 床部
25,26 壁体
28 ペデスタル
30,30G 炉心溶融物保持装置
31,31C,31E 緩衝部材
32 開口
33,33C 受入空間
34 底部壁体
36 空隙
38 蓋
40 保持板
44 下部板
48 冷却水通路
50 箱状部材
51,51C 第1壁体
52,52C 第2壁体
55 第1垂直板
56 第2垂直板
60,60B,60E 冷却用カプセル
61 カプセル本体
62 冷却液
70 固体冷却材
73 粒状冷却材(固体冷却材)
80 放熱用パイプ
1
20
80 Heat dissipation pipe
Claims (4)
前記保持板の鉛直上側に設けられ、鉛直方向に伸びる複数の受入空間と当該受入空間の鉛直上側で前記原子炉圧力容器の前記底部と対向する複数の開口を有する緩衝部材と、
前記受入空間のそれぞれに配置された冷却用部材と、
前記緩衝部材より鉛直下側において当該緩衝部材に沿って延びており、且つ内部に冷却液が封入されており、当該緩衝部材から受けた熱を放熱可能な放熱用部材と、
を備えることを特徴とする炉心溶融物保持装置。 A holding plate provided vertically below the bottom of the reactor pressure vessel in the containment vessel;
A buffer member provided on the vertical upper side of the holding plate, and having a plurality of receiving spaces extending in the vertical direction and a plurality of openings facing the bottom of the reactor pressure vessel on the vertical upper side of the receiving space;
A cooling member disposed in each of the receiving spaces;
A heat-dissipating member that extends along the shock-absorbing member vertically below the shock-absorbing member, and in which a cooling liquid is enclosed, and that can dissipate heat received from the shock-absorbing member;
A core melt holding device comprising:
ことを特徴とする請求項1に記載の炉心溶融物保持装置。 The core melt holding device according to claim 1, wherein the cooling member includes a cooling capsule in which a cooling liquid is sealed.
当該固体冷却材は、前記開口と鉛直方向において対向する壁体である底部壁体を覆うよ
うに配置されている
ことを特徴とする請求項1又は請求項2に記載の炉心溶融物保持装置。 The cooling member includes a solid coolant composed of a solid,
3. The core melt holding device according to claim 1, wherein the solid coolant is disposed so as to cover a bottom wall that is a wall facing the opening in a vertical direction.
前記格納容器内の前記原子炉圧力容器の底部の鉛直下側に設けられる保持板と、 A holding plate provided vertically below the bottom of the reactor pressure vessel in the containment vessel;
前記保持板の鉛直上側に設けられ、鉛直方向に伸びる複数の受入空間と当該受入空間の鉛直上側で前記原子炉圧力容器の前記底部と対向する複数の開口を有する緩衝部材と、 A buffer member provided on the vertical upper side of the holding plate, and having a plurality of receiving spaces extending in the vertical direction and a plurality of openings facing the bottom of the reactor pressure vessel on the vertical upper side of the receiving space;
前記受入空間のそれぞれに配置された冷却用部材と、 A cooling member disposed in each of the receiving spaces;
前記緩衝部材より鉛直下側において当該緩衝部材に沿って延びており、且つ内部に冷却液が封入されており、当該緩衝部材から受けた熱を放熱可能な放熱用部材と、 A heat-dissipating member that extends along the shock-absorbing member vertically below the shock-absorbing member and encloses a cooling liquid therein, and that can dissipate heat received from the shock-absorbing member
を備えることを特徴とする原子力施設。A nuclear facility characterized by comprising:
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