WO2007099698A1 - コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法 - Google Patents

コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法 Download PDF

Info

Publication number
WO2007099698A1
WO2007099698A1 PCT/JP2007/000115 JP2007000115W WO2007099698A1 WO 2007099698 A1 WO2007099698 A1 WO 2007099698A1 JP 2007000115 W JP2007000115 W JP 2007000115W WO 2007099698 A1 WO2007099698 A1 WO 2007099698A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
core
cooling water
cooling
main body
core catcher
Prior art date
Application number
PCT/JP2007/000115
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Takashi Sato
Ryoichi Hamazaki
Mika Tahara
Yoshihiro Kojima
Hirohide Oikawa
Tomohisa Kurita
Seiichi Yokobori
Yuka Suzuki
Original Assignee
Kabushiki Kaisha Toshiba
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from JP2006044742A external-priority patent/JP4612558B2/ja
Priority claimed from JP2006053660A external-priority patent/JP4828963B2/ja
Priority claimed from JP2006279969A external-priority patent/JP2008139023A/ja
Application filed by Kabushiki Kaisha Toshiba filed Critical Kabushiki Kaisha Toshiba
Priority to CN2007800064868A priority Critical patent/CN101390170B/zh
Priority to EP07713497.1A priority patent/EP1988551B1/en
Publication of WO2007099698A1 publication Critical patent/WO2007099698A1/ja
Priority to US12/195,067 priority patent/US8358732B2/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a core catcher and a method for manufacturing the same, and a reactor containment vessel and a method for modifying the same.
  • the reactor water level is lowered and the core is exposed due to the loss of cooling water due to the stoppage of water supply to the reactor pressure vessel and the breakage of piping connected to the reactor pressure vessel. Cooling may be insufficient.
  • the reactor is automatically shut down in response to a water level drop signal, and the core is submerged and cooled by injecting coolant using the emergency core cooling system (ECCS). To prevent it.
  • ECCS emergency core cooling system
  • the molten core may pass through the bottom of the reactor pressure vessel at the bottom of the reactor pressure vessel and fall to the floor of the reactor containment vessel .
  • the core debris which is the remnant of the molten core, continues to generate about 1% of the reactor power due to the decay heat of the radioactive material present inside it.
  • the core debris heats the concrete stretched on the containment floor and reacts with the concrete when the contact surface becomes hot, producing a large amount of non-condensable gases such as carbon dioxide and hydrogen. It can generate and melt and erode the concrete, which can release large amounts of radioactive material to the environment.
  • the generated non-condensable gas increases the pressure in the containment vessel and damages the containment vessel
  • the containment vessel boundary may be damaged or the strength of the containment vessel structure may be reduced by melting and erosion of concrete.
  • the containment vessel may be damaged, and radioactive materials in the containment vessel may be released to the external environment.
  • a typical one is called a core catcher.
  • the core catcher receives and holds the fallen core melt with a heat-resistant material, and cools the core melt in combination with water injection means.
  • the core catcher is a safety facility for receiving the core debris and maintaining a coolable state to ensure the integrity of the reactor containment vessel and to suppress the release of radioactive materials to the outside.
  • ESBWR natural circulation cooled passive safety boiling water reactor
  • the decay heat of typical corium is about 1% of the rated heat output, and in the case of a furnace with a rated heat output of 400 OMW, the calorific value is about 4 OMW.
  • heat flux 0. 4 MWZm about 2 as a smaller value is assumed.
  • a floor area of about 100 m 2 (11.3 m in circular diameter) is required. For this reason, as the plant output increases, the required floor area of the lower drywell increases, which becomes an issue in the containment design.
  • Patent Document 1 Japanese Patent Application Laid-Open No. 2004_333357
  • Patent Document 2 Japanese Patent Application Laid-Open No. 2005 _ 1 95595
  • Patent Document 3 Japanese Patent Application Laid-Open No. 7_1100392
  • Patent Document 4 JP-A-6_130169
  • Patent Document 5 Japanese Patent Laid-Open No. 9_138292
  • Non-Patent Document 1 T. G. Theofanous, 1 other, "The Coolability Limits of A Reactor Pressure Vessel Lowerhead", 1 997, Nuclear Engineering and Desi n ⁇ Volume 169, p.59-p.76
  • the core catcher uses, for example, a heat-resistant member, and the melting core is a nuclear reactor It is placed on the floor of the lower drywell so that the lower part of the container does not melt and penetrate or the radioactive material does not leak.
  • the core debris it may not be possible to cool the core debris sufficiently by simply laying out a simple heat-resistant material.
  • the arrangement takes time.
  • an object of the present invention is to improve the efficiency of cooling the core debris generated when the core in the reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel. Means for solving the problem
  • the present invention provides a core catcher for receiving core debris generated when a core in a reactor vessel is melted and penetrates the reactor vessel. It has a main body part, which is located below the container and has a plurality of radially extending cooling channels in which cooling water supplied from a cooling water injection pipe flows.
  • the present invention provides a reactor containment vessel for storing a reactor vessel, which is positioned below the reactor vessel and extends in a radiating manner in which cooling water supplied from a cooling water injection pipe flows.
  • a core catcher for receiving a core debris generated when the core in the reactor vessel is melted and penetrates the reactor vessel. It is characterized by being installed below the reactor vessel.
  • the present invention provides a reactor containment vessel for storing a reactor vessel, a pedestal floor located below the reactor vessel, and the periphery of the pedestal floor supporting the reactor vessel
  • a pedestal side wall that surrounds the bottom, a bottom surface that is inclined with respect to the horizontal direction, and a core that is open on the bottom surrounded by a wall that extends vertically around the bottom surface
  • a cooling water channel formed with a plurality of parallel cooling water flow paths extending upwardly along the bottom surface of the core melt holding area with a constant horizontal width;
  • a heat-resistant material attached to a surface of the cooling water channel facing the core melt holding region, and a core catcher provided on the pedestal floor.
  • the present invention provides a method for manufacturing a core catcher that receives core debris generated when a core in a reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel, and includes a plurality of cooling flows through which cooling water flows.
  • a pipe connection step of connecting a cooling water injection pipe for supplying the cooling water to the cooling channel.
  • the present invention provides a method for remodeling a reactor containment vessel for storing a reactor vessel, wherein a predetermined height is provided from a lower end of an existing pedestal side wall forming a space located below the reactor vessel.
  • a pedestal side wall enlarging step that expands by shaving, and a main body portion in which a plurality of radially extending cooling channels through which cooling water flows are formed, the reactor core in the reactor vessel melts and the reactor
  • the efficiency of cooling the core debris generated when the core in the reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel is improved.
  • FIG. 1 is a bottom view of a steel main body according to a first embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is an elevational sectional view of the vicinity of the core catcher according to the first embodiment of the present invention.
  • FIG. 3 is an elevational sectional view of the reactor containment vessel according to the first embodiment of the present invention.
  • FIG. 4 is a perspective view of a main body fragment according to a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 5 is a bottom view of a main body fragment according to a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 6 is a plan view of a core catcher according to a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 7 is an elevational sectional view near the pedestal floor in the third embodiment of the present invention.
  • FIG. 8 is an elevational sectional view of a reactor containment vessel according to a third embodiment of the present invention.
  • FIG. 9 is a plan view of a water supply chamber and a water channel assembly in a third embodiment according to the present invention.
  • FIG. 10 A graph showing the experimental results of the boiling limit heat flux with respect to the angle of the downward heat transfer surface.
  • FIG. 11 is a perspective view of a water channel in a fourth embodiment according to the present invention.
  • FIG. 12 is an elevational sectional view near the pedestal floor in a fifth embodiment according to the present invention.
  • FIG. 13 is an explanatory view showing a core melt cooling device together with a vertical section of a reactor containment vessel in a sixth embodiment according to the present invention.
  • FIG. 14 is an explanatory view showing a core melt cooling apparatus together with a vertical section of a reactor containment vessel in a seventh embodiment according to the present invention.
  • FIG. 15 is a vertical sectional view of the vicinity of the pedestal floor in the eighth embodiment according to the present invention.
  • FIG. 16 is an elevational sectional view of a reactor containment vessel according to an eighth embodiment of the present invention.
  • FIG. 17 is a plan view of the vicinity of a cooling water channel according to an eighth embodiment of the present invention.
  • FIG. 18 is a graph showing an example of the relationship between the distance from the center of the feed water header and the cross-sectional area of the cooling channel when the channel height of the cooling water channel is constant.
  • FIG. 19 is a graph showing an example of the relationship between the distance from the center of the water supply header and the flow channel height of the cooling water channel when the flow channel cross-sectional area of the cooling water channel is kept constant
  • FIG. 20 is an elevational sectional view in the vicinity of a pedestal floor according to a ninth embodiment of the present invention.
  • FIG. 21 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor in the 10th embodiment according to the present invention.
  • FIG. 22 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor according to the first embodiment of the present invention.
  • FIG. 23 is a plan view of the vicinity of a cooling water channel according to a 12th embodiment of the present invention.
  • FIG. 24 is a cross-sectional view taken along the line XX I V—XX I V in FIG.
  • FIG. 25 is a cross-sectional view taken along the line XXV-XXV in FIG.
  • FIG. 26 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor in the thirteenth embodiment according to the present invention.
  • FIG. 27 is a plan view of the vicinity of a pedestal floor according to a fourteenth embodiment of the present invention.
  • FIG. 28 is a cross-sectional view taken along the line XXV I 1 1 -XXV I 1 1 in FIG.
  • FIG. 29 is a sectional view taken along arrow XX I X—XX I X in FIG.
  • FIG. 30 is a sectional view taken along arrow XXX-XXX in FIG.
  • FIG. 31 is an elevational sectional view near the pedestal floor in the fifteenth embodiment according to the invention.
  • FIG. 32 is a plan view of the vicinity of the pedestal floor according to the 16th embodiment of the present invention.
  • FIG. 33 is a sectional view taken along arrow XXX I I l -XXX I 1 1 in FIG.
  • FIG. 34 is a sectional elevation view in the vicinity of the pedestal floor according to the seventeenth embodiment of the present invention.
  • Reactor pressure vessel 51 ... Drywell, 52 "'RPV support, 53"' RP V skirt, 54 ... upper drywell, 58 ... pressure suppression chamber, 59 ... pressure suppression pool, 65 ... static container cooling system (PCCS) pool, 70 ... core catcher, 7 1... Core cache upper end, 1 01... Reactor pressure vessel, 1 02... Reactor containment vessel, 1 03... Lower reactor pressure vessel lower head, 1 04 ... Subless pool, 1 05 ... Water tank, 1 06 ... Container cooler, 1 07 ... Pedestal floor, 1 08 ... Water injection piping, 1 09 ... Circulation piping, 1 1 0 ... Water supply chamber, 1 1 1 ... Water channel, 1 1 2 ... Heat-resistant material, 1 1 3 ...
  • PCCS static container cooling system
  • Container cooler 207 ... Pedes Tall floor, 208 ... Water injection piping, 209, 291, 292 ... Water supply piping, 21 0 ... Water supply chamber, 21 1 ... Cooling water channel, 21 2 ... Heat-resistant material, 21 3 ... Colour (core melt), 21 4 ... Injection valve, 21 5 ... Pedestal, 21 6 ... Lower drywell, 221 ... Lower inlet, 222 ... Upper outlet, 223 ... Core, 224- ⁇ 'Pedestal sidewall, 225 ⁇ ⁇ Cooling water channel, 230 ⁇ ⁇ Core melt holding device, 251 ... weir, 252 ... first heat-resistant material, 253 ... second heat-resistant material, 26 "! ... Core melt (Koriu) Holding area, 262 ... Inlet part, 263 ... Outlet part, 26 6 ... Heat exchanger, 28 1 ... Inlet side vertical flow path, 282 ... Outlet side vertical flow path
  • ES BWR natural circulation cooled passive safety boiling water reactor
  • BWR boiling water reactor
  • FIG. 3 is a longitudinal sectional view of the reactor containment vessel according to the first embodiment of the present invention.
  • reactor pressure vessel (RPV) 42 is installed inside the reactor containment vessel 36 .
  • Reactor pressure vessel (RPV) 42 is installed inside the reactor containment vessel 36 .
  • RPV support 52 is secured via an RPV skirt 53 by an RPV support 52.
  • the space above the RPV support 52 of Drywell 5 1 is called the upper Drywell 54, and the space below is called the Lower Drywell 3.
  • the wall surrounding the lower dryer 3 is called the pedestal side wall 1.
  • RP V support 52 is supported by pedestal side wall 1.
  • the reactor core 41 is accommodated in the reactor pressure vessel 42.
  • G DCS pool 37 In the upper drywell 54, a gravity drop type core cooling system (G DCS) pool 37 is installed. G DCS pool 37 and reactor pressure vessel 42
  • a pressure suppression chamber 58 is installed under the upper dry fuel 54 so as to surround the reactor pressure vessel 42.
  • a pressure suppression pool 59 is installed inside the pressure suppression chamber 58.
  • a static containment cooling system (PCCS) pool 65 is installed at the top of Dreiell 51 and stores cooling water.
  • the core catcher 70 is located inside the lower drywell 3 and has a reactor pressure Installed under the force vessel 4 2.
  • FIG. 2 is a partial sectional view of the lower drywell 3 of the first embodiment.
  • the core catcher 70 is installed on the bottom structural member 28 located at the bottom of the lower dryer 3.
  • This bottom structural material 28 is made of concrete or heat-resistant material.
  • the upper surface of the bottom structural member 28 has a conical shape opened upward.
  • the core catcher 70 includes a steel body 20 having a circular dish shape with a thickness of about 20 cm.
  • a conical bottom lid 3 2 opened upward so as to follow the shape of the top surface of the bottom structural member 28 is attached.
  • a range sufficient to accommodate the core catcher 70 from the lower end of the pedestal side wall 1 is expanded to an outer circumferential direction of about 50 cm, and the core catcher 70 is surrounded by the pedestal side wall 1. It is installed to cover the entire bottom of 3.
  • a cooling channel 21 is formed between the steel body 20 and the bottom lid 32.
  • a cooling water inlet is provided at the center of the lower surface of the core body 20 of the core catcher 70.
  • the cooling water inlet 2 2 is connected to an inlet pipe 23 connected to the GDCS pool via a blast valve 8.
  • the injection pipe 23 is connected to the GD CS flooding pipe 7 through the bottom structural member 28. Part of the G D C S flooded pipe 7 passes through the inside of the pedestal side wall 1.
  • a side wall channel 25 rising along the pedestal side wall 1 is formed on the outer peripheral portion of the steel body 20.
  • the upper end portion of the side wall channel 25 is referred to as a core catcher upper end portion 7 1.
  • a heat-resistant material layer 26 made of 5 m of magnesia (magnesium oxide) is formed.
  • a heat-resistant material such as zirconia (zirconium oxide) may be used instead of magnesia.
  • a drain sump 27 is formed on the upper surface of the heat-resistant material layer 26.
  • the upper surface of the heat-resistant material layer 26 is covered with the sacrificial concrete layer 29 including the portion where the drain sump 27 is formed.
  • the surface of the side wall channel 25 that contacts the heat resistant material layer 26 is also covered with the sacrificial concrete layer 29 from the upper surface of the heat resistant material layer 26 to the upper end portion 71 of the core catcher.
  • the thickness of the sacrificial concrete layer 29 is, for example, 10 cm.
  • FIG. 1 is a bottom view of the steel body 20 of the core catcher 70 according to the first embodiment.
  • cooling fins 31 extending radially from the center are formed on the lower surface of the steel body 20 of the core catcher 70.
  • the width of the cooling fin 31 is constant, for example, about 1 O cm, and is installed in a radial and divergent form with a slight gap.
  • the cooling fins 31 together with the bottom lid 3 2 form cooling channels 2 1 a and 2 1 b.
  • the steel main body 20 and the cooling fins 31 formed integrally therewith are made of, for example, steel and have a total thickness of about 18 cm. Further, the thickness of the bottom cover 32 is about 2 cm, for example, and the thickness of the steel body 20 is about 40 cm as a whole.
  • the bottom cover 3 2 may be made of any material as long as it has water tightness and robustness, but may be made of steel, like the steel body 20 and the cooling fins 31.
  • a circular distributor 10 is provided at the center of the back surface of the steel body 20, and first-stage cooling channels 2 1 a extend radially from the distributor 10. There is a cooling water inlet 2 2 in the center of the distributor 10. Further, a ring-shaped intermediate header 24 is formed so as to surround the first-stage cooling channel 21a. On the outside of the intermediate header 24, the second-stage cooling channel 21b extends radially. The number of cooling channels 2 1 b in the second stage is larger than the number of cooling channels 2 1 a in the first stage. In addition, a ring-shaped side wall channel 25 is formed so as to surround the second-stage cooling channel 21 b.
  • the cooling water stored in the GDCS pool 3 7 supplied from the GDCS submerged pipe 7 passes through the injection pipe 2 3 and the cooling water inlet 2 2 To the inside of the distributor 10.
  • Distributor 1 0 Inside This cooling water is further passed through the first-stage cooling channel 21a that extends radially.
  • the cooling water is once led to the intermediate header 24 and then led to the second-stage cooling channel 21 b where the number of cooling water is larger than that of the first stage.
  • the number of cooling channel stages may be appropriately increased or decreased according to the overall size of the core catcher.
  • the cooling water rises in the side wall channel 25 and overflows from the upper end portion 7 1 of the core catcher, and is surrounded by the sacrificial concrete layer 29. It flows into an area of about 1.5 m. In this way, the core debris that has fallen into the core catcher 70 is flooded and cooled.
  • the cooling water level continues to rise and reaches a water depth of about 2 Om.
  • the cooling water that fills the upper part of the core catcher 70 receives the decay heat from the core debris, and part of it continues to evaporate.
  • the generated water vapor is cooled by the static containment vessel cooling system pool 65 to be condensed water.
  • This condensed water is returned to the GDCS pool 37 and again used for cooling the core catcher 70 through the GDCS submerged pipe 7.
  • cooling water is always circulated and supplied to the core cylinder 70, and once the cooling water reaches a depth of about 20 m, the subsequent water depth is maintained almost constant.
  • the cooling channel 21 of the core catcher 70 is always supplied with low-temperature cooling water cooled by the static containment cooling system pool 65.
  • the surface area of the main body portion of the core catcher 70 is increased, and the cooling effect by the cooling water is enhanced. If necessary, the cooling effect can be enhanced by reducing the width of the cooling fins 31 and increasing the number of installations.
  • the intermediate header 2 4 provided between the two cooling channels 2 1 a and 2 1 b is a mixing region in which the cooling water that has passed through each cooling channel is once mixed.
  • the number of second-stage cooling channels 2 1 b in the subsequent stage is greater than the number of first-stage cooling channels 2 1 a in the previous stage. Cooling water can be uniformly supplied to the second stage cooling channel 21 b.
  • cooling channel 21 is formed integrally with the steel body 20, it has a simple structure and can be easily installed on the actual machine. Many cooling pipes are installed in the lower dry well 3 one by one. This saves you the trouble of installing it on the wall.
  • the cooling channel has a rectangular tube shape, but may have another shape such as a cylindrical shape.
  • a cooling channel may be formed by radiating piping on the back of a steel plate. Even in this case, since the cooling water flows through the intermediate headers 24, etc., it is possible to save the trouble of connecting each pipe.
  • the installation of the sacrificial concrete layer 29 prevents the heat-resistant material from being separated and scattered during normal operation or design basis accidents without core damage. It has become.
  • the surface is solidified to form a film-like solid substance (crust).
  • a void is formed between the surface of the core debris and the class ⁇ , and cooling efficiency from the debris surface may be reduced. Therefore, in the present embodiment, the sacrificial concrete layer 29 is also disposed in the vicinity of the side wall channel 25 so as to actively erode by the core debris, and the class flaw formed on the upper surface of the core debris is the side wall portion. It is easy to fall off the channel 25.
  • the GDCS submerged pipe 7 is buried inside the concrete pedestal side wall 1. Therefore, thermal attack by core debris can be prevented, and the GDCS flooded piping 7 is less likely to be damaged.
  • the range sufficient to accommodate the core catcher 70 from the lower end of the pedestal side wall 1 is expanded in the outer circumferential direction, and above that is the portion where the core catcher 70 is disposed. It is not enlarged compared. As a result, a wider debris diffusion area of the core catcher 70 can be secured, and the amount of cooling water retained in the GDCS pool can be reduced.
  • the pedestal side wall 1 is shaved and the area for accommodating the core catcher 70 is expanded in the outer circumferential direction. By disposing the core catcher 70, the amount of retained cooling water can be similarly reduced.
  • the drain sump 27 is installed on the upper part of the core catcher 70, the core catcher 70 and the drain sump 27 can coexist without impairing their functions. In other words, during normal operation, all leaked water leaked from the reactor pressure boundary due to a leak event is collected in the drain sump 27, and leaks that cause safety problems can be detected. On the other hand, when an accident involving core melting occurs, even if the drain sump 27 is broken, the core debris can be received by the core cache 70 and cooled.
  • the core catcher according to the second embodiment of the present invention uses a combination of a plurality of fragmented main body pieces 30 so as to be easily installed.
  • FIG. 4 is a perspective view of the main body piece 30 and the bottom cover 32 of the second embodiment.
  • FIG. 5 is a bottom view of the main body piece 30 according to the second embodiment.
  • a cooling fin 31 is formed on the lower surface of the main body piece 30. Cooling fins
  • a bottom cover 3 2 having the same projection shape as that of the main body piece 30 is attached to the lower surface of 3 1, and a cooling channel 2 1 through which cooling water passes is provided between the cooling fins 31.
  • the bottom cover 3 1 is made of steel, for example, with a total thickness of about 18 cm. Also, the thickness of the bottom lid is, for example, about 2 cm, and the entire body piece 30 has a thickness of about 40 cm.
  • the bottom cover 3 2 may be made of any material as long as it has water-tightness and robustness, but may be made of steel, like the main body piece 30 and the cooling fin 3 1.
  • the width of the cooling fin 31 is, for example, constant at about 1 O cm, and is installed in a radial and divergent form with a slight gap.
  • the shapes of the main body piece 30 and the bottom cover 32 are shown as trapezoids, but are not limited to trapezoids.
  • FIG. 6 is a plan view showing the arrangement of the main body fragments according to the second embodiment.
  • the steel main body 20 includes eight first-stage main body pieces 30a and 16 second-stage main bodies around a regular octagonal distributor 10. Fragments 30 b are arranged so as to be almost circular as a whole. Note that one side of the second-stage main body fragment 3 Ob has an arc shape, but it may be a straight line.
  • a mortar-shaped steel main body 20 is formed as a whole.
  • the first stage main body piece 30 a has a trapezoidal top surface shape and is outside the octagonal distributor 10. Eight are arranged along the circumference.
  • 16 pieces of the second-stage body pieces 30 b are arranged along the outer periphery of the first-stage body pieces 30 a.
  • the outer periphery of the second-stage main body piece 30 b has an arc shape and is smoothly connected to the cylindrical pedestal side wall channel.
  • the main body fragment 30 may be subdivided as necessary. For example, if the number of main body fragments 30 is further subdivided, the entire core catcher 70 can be brought closer to a curved body. Further, by subdividing the main body piece 30, the weight and volume of the main body piece 30 are reduced, so that the workability when installing the core catcher 70 is improved.
  • FIG. 8 is a vertical sectional view of a reactor containment vessel according to the third embodiment of the present invention.
  • a pedestal 1 15 is formed by a pedestal floor 10 07 located in the lower part and a cylindrical pedestal side wall 1 2 4 surrounding it. Yes.
  • a reactor pressure vessel 10 1 containing a core 1 2 3 is supported by pedestal sidewalls 1 2 4.
  • a subless pool 10 4 is formed below the reactor containment vessel 102 so as to surround the pedestal side wall 1 2 4. Water is stored in the subspool pool 1 0 4.
  • a molten core cooling device (core catcher) 1 3 0 is arranged on the pedestal floor 1 0 7.
  • a water injection pipe 1 0 8 is connected to the melting core cooling device 1 3 0.
  • the water injection pipe 10 8 is connected to a water tank 1 0 5 located above the reactor storage container 1 0 2 through an injection valve 1 1 4.
  • a cooler 1 06 is disposed on the reactor containment vessel 1 0 2. Cooler
  • 1 0 6 is, for example, the heat that led the steam in the reactor containment vessel 1 0 2 Condensed water is returned to the water tank 1 0 5 by condensing with the exchanger 1 0 6 a.
  • a cooler 106 a static containment vessel cooling facility, a dry welder, or the like can be used.
  • FIG. 7 is an elevational sectional view near the pedestal floor 10 7 in the third embodiment.
  • the flow of cooling water is schematically shown by broken arrows.
  • the deposition of corium 1 1 3 when corium (core debris) 1 1 3 falls onto the molten core cooling device 1 3 0 is also shown.
  • the molten core cooling device 1 30 is installed on the pedestal floor 10 07.
  • Melting core cooling device 1 3 0 is a water supply chamber 1 1 0, water channel assembly 1
  • the water supply chamber 1 1 0 is formed in the shape of a hollow disk and has a pedestal floor
  • the water supply chamber 1 1 0 has an injection pipe 1 0
  • one end of the circulation pipe 1 0 9 is opened.
  • the other end of the circulation pipe 1 0 9 is connected to the water supply chamber 1 1 0.
  • the circulation piping 1 0 9 and the water injection piping 1 0 8 are shown one by one with the water channel aggregate 1 3 1 in between, but may be increased or decreased as appropriate.
  • the part other than the circulation pipe 1 0 9 and the water injection pipe 1 0 8 is covered with a ring-shaped lid, and the space below the water channel 1 1 1 It is possible to prevent cooling water from flowing into 1 2 9.
  • a heat-resistant material 1 1 2 is disposed on the upper surface of the water channel aggregate 1 3 1 and inside the portion where the lead rises straight along the pedestal side wall 1 2 4 so as to cover the whole.
  • the heat-resistant material 1 1 2 for example, metal oxides such as Zr 0 2 and MgO and basalt concrete can be used, and a two-layer structure of metal oxide and concrete may be used.
  • a rectangular parallelepiped block made of such a material may be laid out. In this case, the shape of the block is not limited to a rectangular parallelepiped.
  • FIG. 9 is a plan view of the water supply chamber 110 and the water channel assembly 1 31 according to the first embodiment.
  • the water channel aggregate 1 3 1 is a combination of a plurality of water channels 1 1 1 extending radially around the water supply chamber 110.
  • the projection shape of each water channel 1 1 1 is fan-shaped, and the water channels 1 1 1 are in contact with each other without any gaps.
  • 16 water channels 1 1 1 are combined to form a water channel aggregate 1 3 1, but the number of water channels 1 1 1 may be increased or decreased as appropriate.
  • the cooling water flow path 1 2 5 formed inside the water channel 1 1 1 extends from the lower inlet portion 1 2 1 connected to the water supply chamber 1 1 0 to the outer circumference in the circumferential direction, and the upper outlet portion 1 2 is connected to 2.
  • a plurality of water channels 1 1 1 are combined to form a water channel aggregate 1 3 1, but a cooling water channel 1 2 5 that rises while spreading from the water supply chamber 1
  • Any shape is acceptable as long as it has For example, two conical plates may be held so as to keep a predetermined distance.
  • FIG. 10 is a graph showing the experimental results of the boiling limit heat flux with respect to the angle of the downward heat transfer surface shown in Non-Patent Document 1.
  • U L P U cor indicates the correlation equation by the U L P U test
  • S B L B cor indicates the correlation equation by the S B L B test
  • ⁇ ⁇ sub indicates the temperature difference with respect to the saturation temperature.
  • the cooling water exiting the water channel 1 1 1 overflows on the heat-resistant material 1 1 2 and forms a water pool on the coriander 1 1 3.
  • the cooling water forming the water boil boils on the surface of the coriander 1 1 3 and cools the coriander 1 1 3.
  • the corium 1 1 3 is cooled by both the boiling inside the water channel 1 1 1 and the boiling of the surface of the corium 1 1 3.
  • the initial water supply to the water supply chamber 110 is performed through the water injection pipe 1008 by, for example, dropping the pool water installed above the melting core cooling device by gravity. After the initial water injection, the cooling water overflowing to the upper part of the water channel aggregate 1 3 1 inside the pedestal 1 1 5 is boiled in the cooling water flow path 1 2 5. The water is supplied to the water supply chamber 110 from the circulation pipe 10 9 by natural circulation caused by the rise.
  • the steam generated by cooling the melting core is condensed by the cooler 10 6 at the upper part of the containment vessel and returned to the water tank 10 5.
  • the cooling water obtained by condensing the steam returned to the water tank 1 0 5 is again used for cooling the corium 1 1 3, and cooling of the corium 1 1 3 is continued by natural circulation of the water.
  • the melting point of the heat-resistant material 1 1 2 for example, since Z r 0 2 to the case of using the heat-resistant material 1 1 2 is a about 2 7 0 0 ° C approximately, corium 1 1 3 temperature (an average melting point of about Higher than 2 2 0 0 ° C) and less likely to melt.
  • corium 1 1 3 does not directly contact water channel 1 1 1, and heat flux is suppressed by the heat resistance of heat-resistant material 1 1 2, The risk of damaging the walls of the water channel 1 1 1 is also small.
  • the temperature of the core can be effectively lowered by the molten core cooling device 1 30 according to the present embodiment, and the coridium 1 1 3 is placed inside the molten core cooling device 1 3 0. It is held stably.
  • Koriyu 1 1 3 does not come into direct contact with the concrete of the pedestal floor 1 0 7, so there is no concrete erosion reaction. Therefore, the risk of pressurization due to generation of non-condensable gases such as carbon dioxide and hydrogen and damage to the reactor containment vessel are reduced.
  • FIG. 11 shows the water channel 1 1 1 in the fourth embodiment of the present invention.
  • the water channel 1 1 1 of the present embodiment is formed by attaching a heat-resistant material 1 1 2 to the upper surface of the water channel of the third embodiment. If such a water channel 1 1 1 is manufactured in advance at a plant outside the nuclear power plant, and the water channel 1 1 1 is carried into the pedestal 1 1 5 and assembled, the core melt cooling device 1 The time required to install 30 is shortened.
  • the wall surface forming the cooling water flow path 1 2 5 inside the water channel 1 1 1 is provided with a number of irregularities. This unevenness promotes heat transfer on the inner surface of the water channel 1 1 1 and allows the corium to cool faster.
  • the water channel aggregate 1 31 is not conical, but has a bowl shape convex downward.
  • FIG. 12 is an elevational sectional view of the vicinity of the pedestal floor 10 7 in the fifth embodiment.
  • the water channel aggregate 1 3 1 of the present embodiment is configured such that the inclination of the cooling water flow path 1 2 5 increases stepwise as it moves away from the water supply chamber 1 1 0 and approaches the pedestal side wall 1 2 4 Is.
  • the water channel aggregate 13 1 is a combination of fan-shaped water channels as in the first embodiment.
  • the sixth embodiment according to the present invention relates to a method for controlling an injection valve 1 14 attached to an injection pipe 1 0 8 for supplying cooling water to a molten core cooling device 1 3 0. It is.
  • FIG. 13 is an explanatory view showing the core melt cooling device together with the vertical cross section of the reactor containment vessel in the sixth embodiment.
  • An injection valve controller 1 3 6 is connected to the injection valve 1 1 4 and the injection valve controller 1
  • the injection valve 1 1 4 may be automatically opened by the internal pressure of the pedestal 1 1 5, but in this embodiment, the injection valve controller 1 3 6 controls the injection valve 1 1 4. I try to open it.
  • the injection valve controller 1 3 6 receives the signal from the sensor 1 3 7 and determines that there is an indication that the molten core will fall, the injection valve 1 1 4 is opened and cooling water is supplied to the molten core cooling device 1 3 0. Supply.
  • thermometer that measures the pedestal ambient temperature is used. When the pedestal ambient temperature exceeds a predetermined temperature, the injection valve controller 1 3 6 allows the injection valve 1 1 4 To open. Instead of the pedestal ambient temperature, use a thermometer that measures the temperature of the reactor pressure vessel lower head 10 3 so that the injection valve 1 1 4 opens when the temperature exceeds the specified temperature. Also good.
  • these sensors 1 3 7 may be used in combination.
  • the sign of the molten core falling can be detected by an appropriate sensor, and cooling water can be supplied to the molten core cooling device 1 30. Therefore, even if the molten core falls, Corium can be cooled.
  • FIG. 14 is an explanatory view showing a core melt cooling device together with a vertical section of a reactor containment vessel in a seventh embodiment according to the present invention.
  • the external cooling water supply pipe 14 0 connected to the external cooling water reservoir 1 3 8 is connected to the water injection pipe 10 8.
  • a pump 1 4 1 is inserted into the external cooling water supply pipe 1 4 0.
  • the pump controller 1 3 9 is connected to the pump 1 4 1.
  • the pump controller 1 3 9 When the pump controller 1 3 9 detects the sign that the molten core falls, it activates the pump 1 4 1 and supplies cooling water from the external cooling water reservoir 1 3 8 to the core melt. Supply to cooling device 1 3 0. As a result, when an external power source for driving the pump 1 4 1 is available, not only the cooling water stored in the tank 1 0 5 but also the external cooling water storage tank 1 3 8 Cooling water can also be used to cool the collium. Therefore, corium can be cooled more quickly.
  • FIG. 16 is a sectional view of a containment vessel according to the eighth embodiment of the present invention.
  • the lower drywell 2 1 6 of the containment vessel 2 0 2 includes a pedestal floor 2 0 7 located in the lower part and a cylindrical pedestal side wall 2 2 4 surrounding the pedestal 2 2 1 5 is formed.
  • the reactor pressure vessel 2 0 1 containing the core 2 2 3 is supported by the pedestal sidewall 2 2 4
  • a subless pool 20 4 is formed below the reactor containment vessel 20 2 so as to surround the pedestal side wall 2 24.
  • the pool pool 2 0 4 stores pool water 2 0 4 a.
  • a core melt holding device 2 (3) that holds the core melt 2 1 3 released from the reactor pressure vessel lower head 2 0 3 in the event of an accident. It is arranged.
  • a water injection pipe 2 0 8 is connected to the core melt holding device 2 3 0.
  • the water injection pipe 20 8 is connected to a water tank 2 0 5 located above the reactor containment vessel 2 0 2 through an injection valve 2 1 4.
  • a containment vessel cooler 20 6 is disposed on the reactor containment vessel 20 2.
  • a static containment vessel cooling facility or a dry welder can be used.
  • FIG. 15 is an elevational sectional view of the vicinity of the pedestal floor 2 07 in the eighth embodiment.
  • the flow of the cooling water is schematically shown by a dashed arrow.
  • the deposition situation when corium (core debris) 2 1 3 falls on the core melt holding device 2 3 0 is also shown.
  • the core melt holding device 2 30 is installed on the pedestal floor 20 7.
  • the core melt holding device 2 3 0 has a water supply chamber 2 1 0, a cooling water channel 2 1 1, a heat-resistant material 2 1 2, and a water supply pipe 2 0 9.
  • the water supply chamber 2 10 is formed in a hollow disk shape, and is disposed on the upper surface of the pedestal floor 2 07.
  • a water injection pipe 2 0 8 is connected to the water supply chamber 2 1 0.
  • the cooling water channel 2 1 1 rises with an inclination from the water supply chamber 2 1 0 toward the pedestal side wall 2 2 4, rises vertically in the vicinity of the pedestal side wall 2 2 4, and its upper end is the upper outlet Opened at part 2 2 2.
  • a cooling water flow path 2 2 5 is formed inside the cooling water channel 2 1 1.
  • the flow path height of the cooling water flow path 2 2 5 is the largest at the lower inlet 2 2 1 connected to the water supply chamber 2 1 0 and decreases as it approaches the outer periphery.
  • a conical core melt holding region 2 61 Inside the outer peripheral portion of the cooling water channel 2 11 1 that rises vertically is a conical core melt holding region 2 61 that opens upward.
  • One end of the water supply pipe 2 09 is opened between the cooling water channel 2 1 1 and the pedestal side wall 2 2 4.
  • the other end of the water supply pipe 2 0 9 is connected to the water supply chamber 2 1 0.
  • Heat-resistant material 2 1 2 so that the top surface of the cooling water channel 2 1 1 and the inside of the part rising vertically along the pedestal side wall 2 2 4 are covered Is arranged.
  • Z r 0 2 can be used as the heat-resistant material 2 1 2.
  • FIG. 17 is a plan view of the vicinity of the water supply chamber 210 in the eighth embodiment. In FIG. 17, the illustration of the heat-resistant material 2 1 2 is omitted.
  • the cooling water channel 2 1 1 is a tubular body 2 5 5 that extends radially around the water supply chamber 2 1 0 without any gaps.
  • a plurality of cooling water flow paths 2 2 5 formed inside the cooling water channel 2 1 1 are extended in the circumferential direction from the lower inlet 2 2 1 connected to the water supply chamber 2 1 0 to the outer circumference, and the upper outlet Connected to part 2 2 2.
  • FIG. 18 is a graph showing an example of the relationship between the distance from the center of the water supply header and the cross-sectional area of the cooling channel when the flow path height of the cooling water channel is constant.
  • Fig. 19 is a graph showing an example of the relationship between the distance from the center of the feed header and the channel height of the coolant channel when the channel cross-sectional area of the coolant channel is kept constant.
  • Cooling water flow path 2 2 If the flow path height of 5 is constant in the radial direction, the cooling water flow path 2 The cross-sectional area of 25 is proportional to the square of the distance from the center of the water supply chamber 210. For this reason, the flow velocity of the cooling water flowing through the cooling water flow path 2 25 tends to decrease as it approaches the outer periphery. In this embodiment, since the flow path height of the cooling water flow path 2 25 decreases as it approaches the outer periphery, an increase in the cross-sectional area of the cooling water flow path 2 25 can be suppressed. For example, as shown in FIG. 19, the sectional area of the cooling water flow path 2 25 can be kept constant. Furthermore, the cross-sectional area of the cooling water flow path 2 25 can be reduced as it approaches the outer periphery.
  • the cooling water that has entered the cooling water channel 2 1 1 from the lower inlet 2 2 1 rises through the cooling water channel 2 2 5 and overflows from the upper outlet 2 2 2 located on the outer periphery. Most of the cooling water overflowing from the upper outlet 2 2 2 flows into the conical portion of the core melt holding device 2 3 0.
  • the cooling water exiting the cooling water channel 2 1 1 overflows on the heat-resistant material 2 1 2 and forms a water pool on the coriander 2 1 3.
  • the cooling water forming this water pool boils on the surface of the cori 2 213 and cools the cori 2 1 3.
  • the coriander 2 1 3 is cooled by both the boiling inside the cooling water channel 2 1 1 and the boiling of the surface of the coriander 2 1 3.
  • the initial water supply to the water supply chamber is performed, for example, via the water injection pipe 20 8 by dropping the pool water installed above the core melt holding device by gravity.
  • the cooling water that overflowed to the upper part of the core melt holding device 2 3 0 inside the pedestal 2 1 5 is fed into the water supply pipe by natural circulation caused by boiling in the cooling water flow path 2 2 5.
  • the water supply pipe 20 9 is a pipe for circulating the cooling water, it can also be called a circulation pipe.
  • the steam generated by cooling the molten core is condensed by the cooler 20 6 at the upper part of the containment vessel and returned to the water tank 2 0 5.
  • the cooling water that condensed the steam returned to the tank 2 0 5 is once again used to cool the cori 2 1 3, and the cooling of the corium 2 1 3 is continued by natural circulation of the water. .
  • the melting point of the heat-resistant material 2 1 2 since the case of using the Z r 0 2 in the heat-resistant material 2 1 2 is a about 2 7 0 0 ° C approximately, corium 1 1 3 temperature (an average melting point of about 2 Higher than 200 ° C) and less likely to melt. Also, by arranging the heat-resistant material 2 1 2, the corium 2 1 3 does not directly contact the cooling water channel 2 1 1, and the heat flux is suppressed by the heat resistance of the heat-resistant material 2 1 2, There is little risk of damage to the walls of the cooling water channel 2 1 1.
  • the temperature of the corium can be effectively lowered by the core melt holding device 2 3 0 of the present embodiment, and the corium 2 1 3 is inside the core melt holding device 2 3 0. Is held stably.
  • Koriyu 2 1 3 does not come into direct contact with the concrete of the pedestal floor 2 0 7, so there is no concrete erosion reaction. Therefore, the risk of pressurization due to generation of non-condensable gases such as carbon dioxide and hydrogen and damage to the reactor containment vessel are reduced.
  • FIG. 20 is an elevational sectional view near the pedestal floor 20 7 in the ninth embodiment according to the present invention.
  • the laying thickness of the heat-resistant material 2 12 becomes thicker as it approaches the outer periphery.
  • the laying thickness of the heat-resistant material 2 1 2 does not need to change continuously, and it varies discontinuously by using heat-resistant blocks with different thicknesses or by stacking heat-resistant blocks. May be.
  • FIG. 21 is a vertical sectional view of the vicinity of the pedestal floor 20 7 according to the 10th embodiment of the present invention.
  • Two or more types of heat-resistant materials may be arranged so that the thermal conductivity becomes smaller as it is closer to the outer periphery.
  • FIG. 22 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor 20 7 according to the first embodiment of the present invention.
  • the upper surface of the feed water chamber 2 10 has a conical shape opened upward.
  • FIG. 23 shows the flat area near the cooling water channel 2 1 1 in the first and second embodiments.
  • FIG. Fig. 24 is a sectional view taken along the line XX IV-XX IV in Fig. 23.
  • FIG. 25 is a sectional view taken along the line XXV-XXV in FIG. In FIG. 23, illustration of the heat-resistant material 2 1 2 is omitted.
  • the core melt holding device 2 3 0 of the present embodiment includes two types of water supply pipes 2 9 1,
  • the first water supply pipe 29 1 is connected to the water supply chamber 2 10.
  • the second water supply pipe 2 9 2 is connected to the cooling water channel 2 1 1 between the lower inlet 2 2 1 and the upper outlet 2 2 2.
  • FIG. 26 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor 20 7 according to the first to third embodiments of the present invention.
  • a weir 25 1 is provided between the upper outlet 2 2 2 and the water supply pipe 2 0 9.
  • the weir 2 5 1 is inclined toward the upper outlet 2 2 2.
  • FIG. 27 is a plan view of the vicinity of the pedestal floor 20 7 according to the 14th embodiment of the present invention.
  • Figure 28 is a cross-sectional view taken along the line XXV III-XXV III in Figure 27.
  • Fig. 29 is a sectional view taken along the line XX IX-XX IX in Fig. 27.
  • Figure 30 FIG. 27 is a sectional view taken along arrow XXX_XXX in FIG.
  • the core melt holding device 230 has a cooling water channel 211 having a substantially square projection shape disposed on the pedestal bed 207.
  • a corium holding region 2 61 consisting of an inclined bottom surface and a wall extending in the vertical direction surrounding the bottom surface, and holds the corium there.
  • a heat-resistant material 2 1 2 is laid on the surface facing the area 2 6 1 holding the corium 2 1 3 of the cooling water channel 2 1 1.
  • a plurality of cooling water channels 2 25 are formed inside the corium holding region 2 61 of the cooling water channel 2 1 1.
  • the cooling water passages 2 2 5 are parallel to each other. Further, the cooling water flow path 2 25 extends from the inlet portion 2 62 2 to the outlet portion 2 63 with a certain horizontal width.
  • the upper surface of the cooling water passage 2 2 5 rises from the inlet portion 2 62 2 toward the outlet portion 2 6 3 along the bottom surface of the corium holding region 2 6 1.
  • the lower surface of the cooling water passage 2 2 5 is in contact with the pedestal floor 2 07 formed horizontally.
  • the water injection pipe 2 0 8 opens near the inlet 2 6 2, and the cooling water supplied from the water injection pipe 2 0 8 is the pedestal floor surrounded by the pedestal side wall 2 2 4 2 0 7 At least part of which flows into the cooling water flow path 2 2 5 from the inlet 2 6 2.
  • the cooling water that has passed through the cooling water passage 2 2 5 is discharged from the outlet portion 2 6 3.
  • Cooling water supplied from the water injection pipe 20 8 is stored in the area surrounded by the pedestal side wall 2 2 4, and when the water level exceeds the wall surrounding the coriander holding area 2 6 1 It flows into the interior of 1 and forms a water pool on Koriyu 2 1 3.
  • the cooling water that forms this water pool boils on the surface of corium 2 1 3 and cools corium 2 1 3.
  • the core melt holding device 2 30 in the 15th embodiment according to the present invention is the same as the core melt holding device 2 30 in the 14th embodiment shown in FIG. It is.
  • FIG. 31 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor 20 7 according to the fifteenth embodiment of the present invention.
  • Figure 31 corresponds to the sectional view taken along the line XXV I I-XXV I I I in Figure 27.
  • the core melt holding device 2 3 0 of the present embodiment is characterized in that the pedestal bed 2 0 7 is not horizontal but is parallel to the bottom surface of the corium holding region 2 6 1 This is different from the embodiment. That is, the cooling water channel 2 25 extends from the inlet 2 6 2 to the outlet 2 6 3 with a constant channel area. For this reason, the flow rate of the cooling water flows from the inlet 2 6 2 to the outlet 2 6 3 without decreasing, and the local temperature rise of the cooling water channel 2 1 1 can be suppressed. It can be held stably and kept cooling.
  • FIG. 32 is a plan view of the vicinity of the pedestal floor 20 07 according to the 16th embodiment of the present invention.
  • Fig. 33 is a sectional view taken along arrow XXX I I I—XXX I I I in Fig. 32.
  • the core melt holding device 2 30 according to the present embodiment is in contact with each of the inlet portion 26 2 and the outlet portion 2 6 3 of the cooling water channel in the core melt holding device according to the first embodiment.
  • an inlet-side vertical flow path 2 8 1 and an outlet-side vertical DC path 2 8 2 extending in the vertical direction are provided.
  • the upper surfaces of the inlet-side vertical flow path 2 8 1 and the outlet-side vertical DC path 2 8 2 are open.
  • the water injection pipe 20 8 extends to the vicinity of the upper surface of the inlet side vertical DC path 2 81.
  • Cooling water discharged from the water injection pipe 2 0 8 flows into the inlet-side vertical flow path 2 8 1 and overflows from the outlet-side vertical flow path 2 8 2 through the cooling water flow path 2 2 5. Exit side A part of the cooling water overflowing from the vertical flow path 2 8 2 flows into the collie holding area 2 6 1.
  • the core melt holding device 2 30 according to the 17th embodiment of the present invention is the core melt holding device 2 according to the 16th embodiment shown in FIG.
  • FIG. 34 is an elevational sectional view of the vicinity of the pedestal floor 20 7 of the 17th embodiment according to the present invention.
  • Fig. 34 corresponds to the sectional view taken along the arrow XXXI I I-XXXI I I in Fig. 32.
  • the core melt holding device 2 30 includes the pedestal bed 2 0 7 force according to the 16th embodiment from the inlet side vertical channel 2 8 1 to the outlet side vertical channel 2 8. It is rising towards 2.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

　原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際に発生する炉心デブリを冷却する効率を向上させる。 　原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際に発生する炉心デブリを、原子炉容器の下方に位置し、その内部に放射状に延びた冷却フィン３１で囲まれる第一段目の冷却チャンネル２１ａおよび第２段目の冷却チャンネル２１ｂが形成されている鋼製本体２０を有するコアキャッチャーで受け止める。第２段目の冷却チャンネル２１ｂの本数は第一段目の冷却チャンネル２１ａの本数に比べて多い。冷却水は、冷却水注入口２２から供給され、分配器１０で第一段目の冷却チャンネル２１ａに分配される。第一段目と第二段目の冷却チャンネル２１ａ，２１ｂの間には、中間ヘッダー２４が形成されていて、第二段目の冷却チャンネル２１ｂにも均一に冷却水が供給される。

Description

明 細 書
コアキャッチャーおよびその製造方法、 並びに、 原子炉格納容器お よびその改造方法
技術分野
[0001 ] 本発明は、 コアキャッチャーおよびその製造方法、 並びに、 原子炉格納容 器およびその改造方法に関する。
背景技術
[0002] 水冷却型原子炉では、 原子炉圧力容器内への給水の停止や、 原子炉圧力容 器に接続された配管の破断による冷却水の喪失によって、 原子炉水位が低下 し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。 このような場合を想定 して、 水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、 非常用炉心冷 却装置 （E C C S ) による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、 炉心溶融事故を未然に防ぐようになつている。
[0003] しかしながら、 極めて低い確率ではあるが、 上記非常用炉心冷却装置が作 動せず、 かつ、 その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得 る。 このような場合、 原子炉水位の低下により炉心は露出し、 十分な冷却が 行われなくなり、 原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が 上昇し、 最終的には炉心溶融に至るおそれがある。
[0004] 原子力発電プラントでこのような過酷事故が発生すると、 溶融炉心が原子 炉圧力容器の底部の原子炉圧力容器下部へッドを貫通して原子炉格納容器の 床に落下するおそれがある。 溶融炉心の残骸である炉心デブリは、 その内部 に存在する放射性物質の崩壊熱により原子炉出力の 1 %程度の発熱が継続す る。 このため、 冷却手段がない場合は、 炉心デブリは格納容器床に張られた コンクリートを加熱し、 接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、 二酸化炭素、 水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させるとともにコンクリー トを溶融浸食し、 大量の放射性物質が環境に放出されるおそれがある。
[0005] 発生した非凝縮性ガスは格納容器内の圧力を高め、 原子炉格納容器を破損 させる可能性があり、 また、 コンクリートの溶融浸食により格納容器バウン ダリを破損させたり、 格納容器構造強度を低下させる可能性がある。 結果的 に、 炉心デブリとコンクリートの反応が継続すると格納容器破損に至り、 格 納容器内の放射性物質が外部環境へ放出されるおそれがある。
[0006] このような炉心デブリとコンクリートの反応を抑制するためには、 炉心デ プリを冷却し、 炉心デブリ底部のコンクリートとの接触面の温度を浸食温度 以下 （一般的なコンクリートで 1 5 0 0 K以下） に冷却するか、 炉心デブリ とコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。 従来は、 落下した 炉心デブリの上から注水して冷却することにより、 炉心デブリ温度を下げコ ンクリート浸食反応の抑制が図られてきた （たとえば特許文献 1および特許 文献 2参照） 。
[0007] そこで、 炉心溶融物が落下した場合に備えて、 様々な対策が提案されてい る。 代表的なものがコアキャッチャーと呼ばれるものである。 コアキャッチ ヤーは、 落下した炉心溶融物を耐熱材で受け止めて保持するとともに、 注水 手段と組み合わされて炉心溶融物を冷却する。
[0008] コアキャッチャーとは、 炉心デブリを受け止めて冷却可能な状態を維持し て原子炉格納容器の健全性を担保し、 放射性物質の外部への放出を抑制する ための安全設備である。
[0009] 既存の沸騰水型原子力発電プラント （BW R ) では、 事故の発生確率が低 く抑えられている。 さらに、 事故時の炉心冷却にかかわる安全性も極めて高 く、 このような過酷事故は発生したことはない。 また、 確率論的安全評価 （ P S A ) においても、 このような過酷事故の発生確率は無視できるほど小さ く評価されている。
[0010] 現在、 安全系を全て静的機器で構成した自然循環冷却式受動安全沸騰水型 原子炉 （E S BW R ) が提案されている。 この E S BW Rには原子炉格納容 器の下部にコアキャッチャーが設置される。 これは、 次世代の BW Rの安全 性に関する完結性をさらに高めるためのものである。
[001 1 ] コリウムへ注水することによリコリウム上面の水の沸騰により冷却する場 合には、 コリウ厶堆積厚さが厚いとコリウ厶底部まで十分に冷却できない可 能性がある。 このため、 床面積を広くとり、 コリウ厶の堆積厚さを冷却可能 な厚さ以下にする必要がある。 しかし、 十分大きな床面積を確保することは 格納容器構造設計上困難である。
[0012] たとえば、 典型的なコリウムの崩壊熱は、 定格熱出力の約 1 %程度であり 、 定格熱出力 400 OMWの炉の場合には、 4 OMW程度の発熱量になる。 上面の沸騰熱伝達量にはコリゥム上面の状態により幅があるが、 小さい方の 値として 0. 4 MWZm2程度の熱流束が想定される。 この場合にはコリウム の発熱量を上面の熱伝達のみで取るとすると、 1 00 m2程度 （円直径で 1 1 . 3m) の床面積が必要になる。 このため、 プラント出力が大きくなるにつ れて、 必要とされる下部ドライゥエルの床面積が大きくなり、 格納容器設計 上の課題となる。
[0013] 原子炉格納容器床に落下した炉心溶融物の上面に冷却水を注水しても、 炉 心溶融物の底部での除熱量が小さいと、 崩壊熱によつて炉心溶融物底部の温 度が高温のまま維持され、 格納容器床のコンクリート浸食を停止することが できない可能性がある。 そこで、 炉心溶融物を底面から冷却するという方法 も提案されている （たとえば特許文献 2ないし特許文献 5参照） 。
特許文献 1 ：特開 2004 _ 333357号公報
特許文献 2：特開 2005 _ 1 95595号公報
特許文献 3：特開平 7 _ 1 1 0392号公報
特許文献 4：特開平 6 _ 1 301 69号公報
特許文献 5：特開平 9 _ 1 38292号公報
非特許文献 1 ： T. G. Theofanous、 外 1名、 "The Coolabi l ity Limits of A Rea ctor Pressure Vessel Lowerhead" 、 1 997年、 Nuclear Engineering and Desi n^ Volume 169、 p.59 - p.76
発明の開示
発明が解決しょうとする課題
[0014] コアキャッチャーは、 たとえば耐熱性の部材を用い、 溶融炉心が原子炉格 納容器の下部を溶融貫通したり、 あるいは、 放射性物質が漏洩することがな いように下部ドライゥエルの床部分に配設されたものである。 しカヽし、 単な る耐熱性の部材を敷き詰めただけでは、 十分に炉心デブリを冷却できないお それがある。 また、 炉心デブリを冷却するために、 冷却水を通すための配管 を多数配設すると、 その配設に手間がかかるという課題がある。
[001 5] コリゥムの上からの注水だけでは、 コリゥム上面の水の沸騰による冷却の みであり、 コリウム堆積厚さが厚いとコリウム底部まで十分に冷却できない 可能性がある。 したがって、 床面積を広くとり、 コリウムの堆積厚さを冷却 可能な厚さ以下にする必要があった。 しかし、 十分大きな床面積を確保する ことは格納容器構造設計上困難であった。
[001 6] そこで本発明は、 原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際 に発生する炉心デブリを冷却する効率を向上させることを目的とする。 課題を解決するための手段
[001 7] 上述の目的を解決するため、 本発明は、 原子炉容器内の炉心が溶融して前 記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心デブリを受け止めるコアキャッチ ヤーにおいて、 前記原子炉容器の下方に位置し、 冷却水注入配管から供給さ れる冷却水が流れる放射状に延びた複数の冷却チャンネルがその内部に形成 されている本体部、 を有することを特徴とする。
[001 8] また、 本発明は、 原子炉容器を格納する原子炉格納容器において、 前記原 子炉容器の下方に位置し、 冷却水注入配管から供給される冷却水が流れる放 射状に延びた複数の冷却チャンネルがその内部に形成されている本体部を備 えて、 前記原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発 生する炉心デブリを受け止めるコアキャッチャーを前記原子炉容器の下方に 設置したことを特徴とする。
[001 9] また、 本発明は、 原子炉容器を格納する原子炉格納容器において、 前記原 子炉容器の下方に位置するペデスタル床と、 前記原子炉容器を支持する、 前 記ペデスタル床の周囲を囲むペデスタル側壁と、 水平方向に対して傾いた底 面とその底面の周囲に鉛直方向に広がる壁によって囲まれた上に開いた炉心 溶融物保持領域、 および、 水平方向の幅は一定のまま前記炉心溶融物保持領 域の底面に沿って上面が上昇しながら延びる互いに平行な複数の冷却水流路 が形成された冷却水チャンネルと、 前記冷却水チャンネルの炉心溶融物保持 領域に向かう面に取り付けられた耐熱材と、 を備えてペデスタル床の上に設 置されたコアキャッチャーと、 を有することを特徴とする。
[0020] また、 本発明は、 原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通し た際に発生する炉心デブリを受け止めるコアキャッチャーの製造方法におい て、 冷却水が流れる複数の冷却チャンネルがその内部に形成されている本体 断片を製造する本体断片製造工程と、 複数の前記本体断片を前記冷却チャン ネルが放射状に延びるように前記原子炉容器の下方に配設する本体配設工程 と、 前記冷却水を供給する冷却水注入配管を前記冷却チャンネルに接続する 配管接続工程と、 を有することを特徴とする。
[0021 ] また、 本発明は、 原子炉容器を格納する原子炉格納容器の改造方法におい て、 前記原子炉容器の下方に位置する空間を形成する既存のペデスタル側壁 の下端から所定の高さを削つて拡大するべデスタル側壁拡大工程と、 冷却水 が流れる放射状に延びた複数の冷却チャンネルがその内部に形成されている 本体部を備え、 前記原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通し た際に発生する炉心デブリを受け止めるコアキャッチャーを、 前記べデスタ ル側壁の下端から前記所定の高さの鉛直方向範囲に配設するコアキャッチャ ー配設工程と、 前記冷却水を供給する冷却水注入配管を前記冷却チャンネル に接続する配管接続工程と、 を有することを特徴とする。
発明の効果
[0022] 本発明によれば、 原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際 に発生する炉心デブリを冷却する効率が向上する。
図面の簡単な説明
[0023] [図 1 ]本発明に係る第 1の実施の形態の鋼製本体の底面図である。
[図 2]本発明に係る第 1の実施の形態のコアキャッチャー近傍の立断面図であ る。 [図 3]本発明に係る第 1の実施の形態の原子炉格納容器の立断面図である。
[図 4]本発明に係る第 2の実施の形態の本体断片の斜視図である。
[図 5]本発明に係る第 2の実施の形態の本体断片の底面図である。
[図 6]本発明に係る第 2の実施の形態のコアキャッチャーの平面図である。
[図 7]本発明に係る第 3の実施の形態における、 ペデスタル床近傍の立断面図 である。
[図 8]本発明に係る第 3の実施の形態における、 原子炉格納容器の立断面図で のる。
[図 9]本発明に係る第 3の実施の形態における、 給水チェンバーと水チャンネ ル集合体の平面図である。
[図 10]下向きの伝熱面の角度に対する沸騰限界熱流束の実験結果を示すグラ フである。
[図 1 1 ]本発明に係る第 4の実施の形態における、 水チャンネルの斜視図であ る。
[図 12]本発明に係る第 5の実施の形態における、 ペデスタル床近傍の立断面 図である。
[図 13]本発明に係る第 6の実施の形態における、 炉心溶融物冷却装置を原子 炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。
[図 14]本発明に係る第 7の実施の形態における、 炉心溶融物冷却装置を原子 炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。
[図 15]本発明に係る第 8の実施の形態における、 ペデスタル床近傍の立断面 図である。
[図 1 6]本発明に係る第 8の実施の形態における、 原子炉格納容器の立断面図 である。
[図 1 7]本発明に係る第 8の実施の形態における冷却水チャンネル近傍の平面 図である。
[図 18]冷却水チャンネルの流路高さが一定の場合の給水へッダー中心からの 距離と冷却チヤンネル流路断面積の関係の例を示すグラフである。 [図 19]冷却水チャンネルの流路断面積を一定に保った場合の給水ヘッダー中 心からの距離と冷却水チャンネルの流路高さの関係の例を示すグラフである
[図 20]本発明に係る第 9の実施の形態におけるペデスタル床近傍の立断面図 である。
[図 21 ]本発明に係る第 1 0の実施の形態におけるペデスタル床近傍の立断面 図である。
[図 22]本発明に係る第 1 1の実施の形態におけるペデスタル床近傍の立断面 図である。
[図 23]本発明に係る第 1 2の実施の形態における冷却水チャンネル近傍の平 面図である。
[図 24]図 2 3における XX I V—XX I V矢視断面図である。
[図 25]図 2 3における XXV—XXV矢視断面図である。
[図 26]本発明に係る第 1 3の実施の形態におけるペデスタル床近傍の立断面 図である。
[図 27]本発明に係る第 1 4の実施の形態におけるペデスタル床近傍の平面図 である。
[図 28]図 2 7における XXV I 1 1 -XXV I 1 1矢視断面図である。
[図 29]図 2 7における XX I X—XX I X矢視断面図である。
[図 30]図 2 7における XXX—XXX矢視断面図である。
[図 31 ]発明に係る第 1 5の実施の形態におけるペデスタル床近傍の立断面図 である。
[図 32]本発明に係る第 1 6の実施の形態のペデスタル床近傍の平面図である
[図 33]図 3 2における XXX I I l -XXX I 1 1矢視立断面図である。
[図 34]本発明に係る第 1 7の実施の形態のペデスタル床近傍の立断面図であ る。
符号の説明 1…ペデスタル側壁、 3…下部ドライゥエル、 7〜G DCS冠水配管、 8··· 爆破弁、 1 0…分配器、 20…鋼製本体、 21， 21 a, 21 b…冷却チヤ ンネル、 22…冷却水注入口、 23…注入配管、 24…中間ヘッダー、 25 …側壁部チャンネル、 26…耐熱材層、 27…ドレンサンプ、 28…底部構 造材、 29…犠牲コンクリート層、 30…本体断片、 31…冷却フィン、 3 2…底蓋、 33…ヘッダー領域、 36…原子炉格納容器、 37…重力落下式 炉心冷却系 （GDCS) プール、 41…炉心、 42…原子炉圧力容器、 51 …ドライゥエル、 52"'R P Vサポート、 53"'RP Vスカート、 54…上 部ドライゥエル、 58…圧力抑制室、 59…圧力抑制プール、 65…静的格 納容器冷却系 （PCCS) プール、 70…コアキャッチャー、 7 1…コアキ ャツチヤー上端部、 1 01…原子炉圧力容器、 1 02…原子炉格納容器、 1 03…原子炉圧力容器下部ヘッド、 1 04…サブレッシヨンプール、 1 05 …水槽、 1 06…格納容器冷却器、 1 07…ペデスタル床、 1 08…注水配 管、 1 09…循環配管、 1 1 0…給水チヱンバー、 1 1 1…水チャンネル、 1 1 2…耐熱材、 1 1 3…コリウ厶 （炉心溶融物） 、 1 1 4…注入弁、 1 1 5…ペデスタル、 1 21…下部入口部、 1 22…上部出口部、 1 24…ぺデ スタル側壁、 1 25…冷却水流路、 1 30…炉心溶融物冷却装置、 1 31 ··· 水チャンネル集合体、 1 36…注入弁制御器、 1 37…センサー、 1 38··· 外部冷却水貯水槽、 1 39 ■ ■ ■ポンプ制御器、 1 40…外部冷却水供給配 管、 1 41…ポンプ、 201…原子炉圧力容器、 202…原子炉格納容器、 203…原子炉圧力容器下部ヘッド、 204…サブレッシヨンプール、 20 4 a…プール水、 205…水槽、 206…格納容器冷却器、 207…ぺデス タル床、 208…注水配管、 209, 291， 292…給水配管、 21 0…給 水チェンバー、 21 1…冷却水チャンネル、 21 2…耐熱材、 21 3…コリ ゥム （炉心溶融物） 、 21 4…注入弁、 21 5…ペデスタル、 21 6…下部 ドライゥエル、 221…下部入口部、 222…上部出口部、 223…炉心、 224-■ 'ぺデスタル側壁、 225·■■冷却水流路、 230·■■炉心溶融物保持装 置、 251…堰、 252…第 1の耐熱材、 253…第 2の耐熱材、 26 "！… 炉心溶融物 （コリウ厶） 保持領域、 262…入口部、 263…出口部、 26 6…熱交換機、 28 1…入口側垂直流路、 282…出口側垂直流路
発明を実施するための最良の形態
[0025] 本発明に係るコアキャッチャーの実施の形態を、 図面を参照して説明する 。 なお、 同一または類似の構成には同一の符号を付し、 重複する説明は省略 する。 また、 第 1および第 2の実施の形態では自然循環冷却式受動安全沸騰 水型原子炉 （ES BWR) を例として、 第 3ないし第 1 7の実施の形態では 沸騰水型原子炉 （BWR) を例として説明するが、 他の型式の原子炉におい ても適用可能である。
[0026] [第 1の実施の形態]
図 3は、 本発明に係る第 1の実施の形態の原子炉格納容器の縦断面図であ る。
[0027] 原子炉格納容器 36の内部にはドライゥエル 5 1 と呼ばれる空間があり、 原子炉圧力容器 （RPV) 42はその中に設置されている。 原子炉圧力容器
42は、 RPVサポート 52により RPVスカート 53を介して固定される 。 ドライゥエル 5 1の RPVサポート 52よりも上部の空間を上部ドライゥ エル 54、 下部の空間を下部ドライゥエル 3と呼ぶ。 また、 下部ドライゥェ ル 3を取り囲む壁をペデスタル側壁 1 と呼ぶ。 ES BWRでは、 ペデスタル 側壁 1で RP Vサポート 52を支持している。
[0028] 炉心 4 1は、 原子炉圧力容器 42の内部に収納されている。
[0029] 上部ドライゥエル 54には、 重力落下式炉心冷却系 （G DCS) プール 3 7が設置されている。 G DCSプール 37と原子炉圧力容器 42は、 爆破弁
56を介して配管 57により連結されている。 また、 上部ドライゥエル 54 の下には原子炉圧力容器 42を取り囲むように圧力抑制室 58が設置されて いる。 圧力抑制室 58の内部には圧力抑制プール 59が設置されている。 ド ライゥエル 5 1の上部には、 静的格納容器冷却系 （P CCS) プール 65が 設置され、 冷却水を蓄えている。
[0030] コアキャッチャー 70は、 下部ドライゥエル 3の内部であって、 原子炉圧 力容器 4 2の下方に設置される。
[0031 ] 図 2は、 第 1の実施の形態の下部ドライゥエル 3の一部の立断面図である
[0032] コアキャッチャー 7 0は、 下部ドライゥヱル 3の底部に位置する底部構造 材 2 8の上に設置されている。 この底部構造材 2 8はコンクリートもしくは 耐熱材で構成される。 底部構造材 2 8の上面は、 上に開いた円錐形をしてい る。 コアキャッチャー 7 0は、 厚さ約 2 0 c mの円形の皿状をした鋼製本体 2 0を備えている。 鋼製本体 2 0の底面には、 底部構造材 2 8の上面の形状 に沿うように上に開いた円錐形の底蓋 3 2が取り付けられている。
[0033] また、 ペデスタル側壁 1の下端からコアキャッチャー 7 0を収めるのに十 分な範囲は、 約 5 0 c m外周方向に拡大されていて、 コアキャッチャー 7 0 はペデスタル側壁 1で囲まれる下部ドライゥエル 3の底面全体を覆うように 設置される。
[0034] 鋼製本体 2 0と底蓋 3 2の間には、 冷却チャンネル 2 1が形成されている
[0035] コアキャッチャー 7 0の鋼製本体 2 0の下面の中央部には、 冷却水注入口
2 2がある。 冷却水注入口 2 2には、 爆破弁 8を介して G D C Sプールにつ ながる注入配管 2 3が接続されている。 注入配管 2 3は、 底部構造材 2 8を 通って、 G D C S冠水配管 7に接続されている。 G D C S冠水配管 7の一部 はペデスタル側壁 1の内部を通っている。
[0036] 鋼製本体 2 0の外周部には、 ペデスタル側壁 1に沿って立ち上がる側壁部 チャンネル 2 5が形成されている。 この側壁部チャンネル 2 5の上端部をコ ァキャッチャー上端部 7 1 と呼ぶこととする。
[0037] コアキャッチャー 7 0の鋼製本体 2 0の上面には、 たとえば厚さが約 1 .
5 mのマグネシア （酸化マグネシウム） からなる耐熱材層 2 6が形成されて いる。 耐熱材層 2 6には、 マグネシアの代わりに、 ジルコニァ （酸化ジルコ ゥニゥム） などの耐熱材を用いてもよい。 また、 耐熱材層 2 6の上面には、 ドレンサンプ 2 7が形成されている。 [0038] 耐熱材層 2 6の上面は、 ドレンサンプ 2 7が形成されている部分を含め、 犠牲コンクリート層 2 9で覆われている。 また、 側壁部チャンネル 2 5の耐 熱材層 2 6に接する面も、 耐熱材層 2 6の上面からコアキャッチャー上端部 7 1までは、 犠牲コンクリート層 2 9で覆われている。 犠牲コンクリート層 2 9の厚さは、 たとえば 1 0 c mである。
[0039] 図 1は、 第 1の実施の形態のコアキャッチャー 7 0の鋼製本体 2 0の底面 図である。
[0040] コアキャッチャー 7 0の鋼製本体 2 0の下面には、 その中心から放射状に 延びる冷却フィン 3 1が形成されている。 冷却フィン 3 1の幅は、 たとえば 約 1 O c mで一定とし、 放射状かつ末広型に若干の間隔を空けて設置される 。 冷却フィン 3 1は、 底蓋 3 2とともに、 冷却チャンネル 2 1 a , 2 1 bを 形成している。
[0041 ] 鋼製本体 2 0、 および、 これと一体として形成された冷却フィン 3 1は、 たとえば鋼製で、 厚さは全体として約 1 8 c mである。 また、 底蓋 3 2の厚 さは、 たとえば約 2 c mで、 鋼製本体 2 0の厚さは全体として約 4 0 c mで ある。 底蓋 3 2は、 水密性と堅牢性があるものであれば材質は問わないが、 鋼製本体 2 0および冷却フィン 3 1 と同じく鋼製としてもよい。
[0042] 鋼製本体 2 0の背面中心部分には、 円形の分配器 1 0があり、 分配器 1 0 から第一段目の冷却チャンネル 2 1 aが放射状に延びている。 分配器 1 0の 中央部には、 冷却水注入口 2 2がある。 また、 第一段目の冷却チャンネル 2 1 aを取り囲むように、 リング状の中間ヘッダー 2 4が形成されている。 中 間ヘッダー 2 4の外側には、 第二段目の冷却チャンネル 2 1 bが放射状に延 びている。 第二段目の冷却チャンネル 2 1 bの数は、 第一段目の冷却チャン ネル 2 1 aに比べて多い。 また、 第二段目の冷却チャンネル 2 1 bを取り囲 むように、 リング状の側壁部チャンネル 2 5が形成されている。
[0043] 炉心デブリがコアキャッチャー 7 0に落下した場合には、 G D C S冠水配 管 7から供給される G D C Sプール 3 7に貯えられた冷却水は、 注入配管 2 3を通り冷却水注入口 2 2から分配器 1 0内部に導かれる。 分配器 1 0内部 の冷却水はさらに放射状に伸びた第一段目の冷却チャンネル 2 1 a内に通水 される。 冷却水は一旦中間ヘッダー 2 4に導かれた後、 第 1段目よりも本数 が多い第 2段の冷却チャンネル 2 1 bに導かれる。 冷却チャンネルの段数は 、 コアキャッチャー全体の大きさに合わせて適宜増減してもよい。
[0044] 第 2段の冷却チャンネル 2 1 bを通った後、 冷却水は側壁部チャンネル 2 5を上昇しコアキャッチャー上端部 7 1よりオーバーフローして、 犠牲コン クリート層 2 9で囲まれる高さ約 1 . 5 mの領域に流入する。 このようにし て、 コアキャッチャー 7 0に落下した炉心デブリは、 冠水され、 冷却される
[0045] その後、 冷却水の水位はさらに上昇を続け約 2 O mの水深に達する。 コア キャッチャー 7 0の上部を満たした冷却水は、 炉心デブリからの崩壊熱を受 けて、 一部が常に蒸発を続ける。
[0046] 発生した水蒸気は静的格納容器冷却系プール 6 5により冷却され凝縮水と なる。 この凝縮水は G D C Sプール 3 7に戻され、 再び G D C S冠水配管 7 を通ってコアキャッチャー 7 0の冷却に用いられる。 このように、 コアキヤ ツチヤー 7 0には常に冷却水が還流し供給され、 一度冷却水が約 2 0 mの水 深に達すると、 その後の水深はほぼ一定に維持される。 また、 コアキャッチ ヤー 7 0の冷却チャンネル 2 1には、 常に静的格納容器冷却系プール 6 5で 冷却された低温の冷却水が供給される。
[0047] このように、 本実施の形態では、 冷却フィン 3 1を設けることにより、 コ ァキャッチャー 7 0の本体部の表面積は大きくなり、 冷却水による冷却効果 は高まる。 必要に応じて、 冷却フィン 3 1の幅を薄くして設置数を増加させ ることにより、 冷却効果を高めることもできる。
[0048] また、 冷却水は中心部分の分配器 1 0に接続された冷却水注入配管 2 3か ら供給されるため、 冷却水が最も加熱される中心部から供給され、 中心部分 のバイパス現象を回避することができる。 冷却チャンネル 2 1の数は、 外周 に行くに従って増加するため、 外周部において冷却チャンネル 2 1の設置密 度が疎になることを回避することができる。 [0049] 2つの冷却チャンネル 2 1 a， 2 1 bの間に設けられた中間ヘッダー 2 4 は、 各冷却チャンネルを通ってきた冷却水が一旦混在するミキシング領域で ある。 この中間ヘッダー 2 4を設けることにより、 後段である第 2段目の冷 却チャンネル 2 1 bの本数が、 前段である第 1段目の冷却チャンネル 2 1 a の本数に比べて多くても、 第 2段目の冷却チャンネル 2 1 bに均一に冷却水 を供給することができる。
[0050] 冷却チャンネル 2 1は、 鋼製本体 2 0と一体で形成されているため、 構造 がシンプルで実機への設置もより容易に行うことができ、 多数の冷却配管を いちいち下部ドライゥエル 3内に設置していくなどの手間を省くことができ る。
[0051 ] なお、 本実施の形態では、 冷却チャンネルは角管状としているが、 円筒状 など他の形状のものであってもよい。 たとえば、 鋼製の板の背面に配管を放 射状に配置して冷却チャンネルを形成してもよい。 この場合であっても、 中 間ヘッダー 2 4などを通って冷却水は流れるため、 それぞれの配管を接続す る手間を省くことができる。
[0052] 本実施の形態によれば、 犠牲コンクリート層 2 9を設置することにより、 通常運転時や、 炉心損傷を伴わない設計基準事故時に、 耐熱材が遊離して飛 散することがないようになつている。
[0053] また、 冷却水によって炉心デブリが冷却されると、 その表面が固化し皮膜 状の固形物質 （クラスト （crust) ) が形成される。 このため、 クラストが側 壁部チャンネル 2 5に付着すると、 炉心デブリの表面とクラス卜の間にボイ ドが形成され、 デブリ表面からの冷却効率が低下する可能性がある。 そこで 、 本実施の形態では、 側壁部チャンネル 2 5近傍にも犠牲コンクリート層 2 9を配置することにより、 炉心デブリによって積極的に侵食させ、 炉心デブ リの上面に形成されたクラス卜が側壁部チャンネル 2 5から乖離して落下し やすくしている。
[0054] 溶融炉心が飛散するおそれのあるコアキャッチャー上部近傍では、 G D C S冠水配管 7をコンクリート製のペデスタル側壁 1の内部に埋設しているた め、 炉心デブリによる熱攻撃を防止でき、 G D C S冠水配管 7が破損するお それも小さい。
[0055] ペデスタル側壁 1の下端からコアキャッチャー 7 0を収めるのに十分な範 囲は、 外周方向に拡大されていて、 また、 それより上方は、 コアキャッチャ 一 7 0が配置されている部分に比べて拡大されていない。 これにより、 コア キャッチャー 7 0のデブリ拡散面積をより広く確保することができ、 かつ、 G D C Sプールの冷却水保有水量を少なくすることができる。
[0056] つまり、 コアキャッチャーのデブリ拡散面積を確保するために、 下部ドラ ィゥエル全体を拡大してしまうと、 下部ドライゥエル全体を満水するための G D C Sプール 3 7の容量を大きくする必要があり、 增大した G D C Sブー ル 3 7を収めるために原子炉格納容器の内径を拡大しなければならないとい う悪循環を回避できる。
[0057] 既存の原子炉格納容器でペデスタル側壁 1の下端近傍が拡大されていない 場合には、 ペデスタル側壁 1を削って、 コアキャッチャー 7 0を収めるため の領域を外周方向に拡大してから、 コアキャッチャー 7 0を配設することに より、 同様に冷却水保有水量を少なくすることができる。
[0058] また、 コアキャッチャー 7 0の上部にドレンサンプ 2 7を設置しているた め、 コアキャッチャー 7 0とドレンサンプ 2 7がそれぞれの機能を損なわず に共存することができる。 すなわち、 通常運転時には、 原子炉圧力バウンダ リーから万一漏洩事象によって漏れた漏洩水はドレンサンプ 2 7に全て集め られて、 安全上問題となる漏洩は検知することができる。 一方、 炉心溶融を 伴う事故が発生した場合には、 ドレンサンプ 2 7を壊したとしても、 コアキ ャツチヤー 7 0で炉心デブリを受け止め、 冷却することができる。
[0059] このように、 本実施の形態によれば、 冷却水の流路抵抗が一様で、 中心部 分を効果的に冷却できるコアキャッチャーを提供することができる。 また、 ドレンサンプに漏洩水が集まるため、 漏洩検出が可能である。
[0060] なお、 4 5 0 O MW tの熱出力の E S BW Rにおいて、 コアキャッチャー のデブリ有効拡散部分の直径を 1 1 . 2 mにまで拡大すると、 デブリ拡散面 積は約 9 8 . 5 m 2になり、 単位熱出力あたりのデブリ拡散面積を約 0 . 0 2
2 m 2ZMW tとすることができる。
[0061 ] [第 2の実施の形態]
本発明に係る第 2の実施の形態のコアキャッチャーは、 設置が容易なよう に細分化した本体断片 3 0を複数組み合わせて用いる。
[0062] 図 4は、 第 2の実施の形態の本体断片 3 0および底蓋 3 2の斜視図である
。 図 5は、 第 2の実施の形態の本体断片 3 0の底面図である。
[0063] 本体断片 3 0の下面には、 冷却フィン 3 1が形成されている。 冷却フィン
3 1の下面には本体断片 3 0と投影形状を同じくする底蓋 3 2が取り付けら れていて、 冷却フィン 3 1の間は冷却水が通る冷却チャンネル 2 1 となって いる。
[0064] 本体断片 3 0、 および、 本体断片 3 0と一体として形成された冷却フィン
3 1は、 たとえば鋼製で、 厚さは全体として約 1 8 c mである。 また、 底蓋 の厚さは、 たとえば約 2 c mで、 本体断片 3 0全体としては、 厚さが約 4 0 c mである。 底蓋 3 2は、 水密性と堅牢性があるものであれば材質は問わな いが、 本体断片 3 0および冷却フィン 3 1 と同じく鋼製としてもよい。 冷却 フィン 3 1の幅は、 たとえば約 1 O c mで一定とし、 放射状かつ末広型に若 干の間隔を空けて設置される。
[0065] なお、 図 4および図 5において、 本体断片 3 0および底蓋 3 2の形状は台 形として図示しているが、 台形に限定されるものではない。
[0066] 図 6は、 第 2の実施の形態の本体断片の配置を示す平面図である。
[0067] 本実施の形態の鋼製本体 2 0は、 正八角形の分配器 1 0の周りに、 8個の 第一段目の本体断片 3 0 aおよび 1 6個の第二段目の本体断片 3 0 bを、 全 体としてほぼ円形状になるように配置したものである。 なお、 第二段目の本 体断片 3 O bの一辺は、 円弧状としているが、 直線状でもかまわない。
[0068] 本体断片 3 0を、 底部構造材 2 8 (図 1 ) の上にタイル状に並べて設置す ることによって、 全体ではすり鉢状の鋼製本体 2 0を構成する。 たとえば、 第一段の本体断片 3 0 aは台形の上面形状をなし八角形状の分配器 1 0の外 周に沿って 8個配置される。 さらに第二段の本体断片 3 0 bは第一段の本体 断片 3 0 aの外周に沿って 1 6個が配置される。 第二段の本体断片 3 0 bの 外周部は円弧状をなし、 円筒形のペデスタル側壁部チャンネルと円滑に接続 される。
[0069] 本体断片 3 0は必要に応じて細分化してもよい。 たとえば、 本体断片 3 0 の数をより多く細分化すると、 コアキャッチャー 7 0の全体を曲面体に近づ けることができる。 また、 本体断片 3 0を細分化することによって、 本体断 片 3 0の重量および体積が低減するため、 コアキャッチャー 7 0を設置する 際の作業性が向上する。
[0070] 本体断片 3 0の、 互いに接触する外周部に、 互いに嵌合する凹凸を設けて 、 この凹凸を重ね合わせることによって、 隙間を生じにくくすることもでき る。
[0071 ] [第 3の実施の形態]
図 8は、 本発明に係る第 3の実施の形態における、 原子炉格納容器の立断 面図である。
[0072] 原子炉格納容器 1 0 2には、 下部に位置するペデスタル床 1 0 7、 および 、 その周りを取り囲む円筒面状のペデスタル側壁 1 2 4によって、 ぺデスタ ル 1 1 5が形成されている。 炉心 1 2 3を内蔵する原子炉圧力容器 1 0 1は 、 ペデスタル側壁 1 2 4によって支持されている。
[0073] また、 原子炉格納容器 1 0 2の下部には、 ペデスタル側壁 1 2 4を取り囲 むようにサブレッシヨンプール 1 0 4が形成されている。 サブレッシヨンプ ール 1 0 4には、 水が貯えられている。
[0074] ペデスタル床 1 0 7の上には、 溶融炉心冷却装置 （コアキャッチャー） 1 3 0が配設されている。 溶融炉心冷却装置 1 3 0には、 注水配管 1 0 8が接 続されている。 また、 注水配管 1 0 8は、 注入弁 1 1 4を介して、 原子炉格 納容器 1 0 2の上部に位置する水槽 1 0 5に接続されている。
[0075] 原子炉格納容器 1 0 2の上には、 冷却器 1 0 6が配設されている。 冷却器
1 0 6は、 たとえば、 原子炉格納容器 1 0 2の蒸気を導いて水中に沈めた熱 交換機 1 0 6 aで凝縮させ、 水槽 1 0 5に凝縮水を戻すものである。 このよ うな冷却器 1 0 6として、 静的格納容器冷却設備やドライウェルク一ラーな どを用いることができる。
[0076] 図 7は、 第 3の実施の形態における、 ペデスタル床 1 0 7近傍の立断面図 である。 なお、 図 7には、 冷却水の流れを模式的に破線の矢印で示した。 ま た、 コリウム （炉心デブリ） 1 1 3が溶融炉心冷却装置 1 3 0の上に落下し た場合の、 コリウム 1 1 3の堆積状況も併せて示した。
[0077] 溶融炉心冷却装置 1 3 0は、 ペデスタル床 1 0 7の上に設置されている。
溶融炉心冷却装置 1 3 0は、 給水チヱンバー 1 1 0、 水チャンネル集合体 1
3 1、 耐熱材 1 1 2および循環配管 1 0 9を有している。
[0078] 給水チヱンバー 1 1 0は、 中空の円盤状に形成されており、 ペデスタル床
1 0 7の上面に配置されている。 給水チェンバー 1 1 0には、 注水配管 1 0
8が接続されている。
[0079] 水チャンネル集合体 1 3 1は、 給水チヱンバー 1 1 0からペデスタル側壁
1 2 4に向かって傾きを持って上昇し、 ペデスタル側壁 1 2 4の近傍で鉛直 に立ち上がって、 その上端は開口している。 水チャンネル集合体 1 3 1の鉛 直に立ち上がった外周部よりも内側は、 上に開いた円錐状である。
[0080] 水チャンネル集合体 1 3 1 とペデスタル側壁 1 2 4の間には、 循環配管 1 0 9の一端が開口している。 循環配管 1 0 9のもう一方の端は、 給水チェン バー 1 1 0に接続されている。 図 7において、 循環配管 1 0 9と注水配管 1 0 8は、 水チャンネル集合体 1 3 1を挟んで、 それぞれ 1本ずつ記載してい るが、 適宜増減してもよい。 水チャンネル集合体 1 3 1 とペデスタル側壁 1 2 4の間で、 循環配管 1 0 9と注水配管 1 0 8以外の部分は、 リング状の蓋 で覆って、 水チャンネル 1 1 1の下方の空間 1 2 9に冷却水が流れ込まない ようにしてもよい。
[0081 ] 水チャンネル集合体 1 3 1の上面およびペデスタル側壁 1 2 4に沿って鉛 直に立ち上がつている部分の内側には、 その全体を覆うように、 耐熱材 1 1 2が配設されている。 [0082] 耐熱材 1 1 2としては、 たとえば、 Z r 0 2、 M g Oなどの金属酸化物や、 玄武岩系コンクリートを用いることができ、 金属酸化物とコンクリートの二 層構造としてもよい。 また、 耐熱材 1 1 2として、 このような材料の直方体 のブロックとして、 敷き詰めるように配設してもよい。 なお、 この場合、 ブ ロックの形状は直方体に限定されるものではない。
[0083] 図 9は、 第 1の実施の形態における、 給水チヱンバー 1 1 0と水チャンネ ル集合体 1 3 1の平面図である。
[0084] 水チャンネル集合体 1 3 1は、 給水チヱンバー 1 1 0の周りに放射状に延 びる複数の水チャンネル 1 1 1を組み合わせたものである。 それぞれの水チ ヤンネル 1 1 1の投影形状は扇形をしていて、 水チャンネル 1 1 1の間は隙 間なく接触している。 本実施の形態では、 たとえば 1 6個の水チャンネル 1 1 1を組み合わせて、 水チャンネル集合体 1 3 1を形成しているが、 水チヤ ンネル 1 1 1の個数は適宜増減してもよい。
[0085] 水チャンネル 1 1 1の内部に形成された冷却水流路 1 2 5は、 給水チェン バー 1 1 0につながる下部入口部 1 2 1から外周に向かって周方向に広がり 、 上部出口部 1 2 2につながっている。
[0086] なお、 本実施の形態では、 複数の水チャンネル 1 1 1を組み合わせて水チ ヤンネル集合体 1 3 1を形成しているが、 給水チヱンバ一から広がりながら 上昇する冷却水流路 1 2 5を持っていれば、 どのような形状でもよい。 たと えば、 2枚の円錐面状の板を所定の間隔を保つように保持したものであって もよい。
[0087] 炉心溶融事故が発生し、 コリウム 1 1 3が原子炉圧力容器下部へッド 1 0 3を貫通してペデスタルへ落下すると、 溶融炉心冷却装置 1 3 0の耐熱材 1 1 2に受け止められる。 コリウム 1 1 3が落下すると、 給水チェンバー 1 1 0へ冷却水が供給され、 下部入口部 1 2 1から各水チャンネル 1 1 1に冷却 水が分配される。
[0088] 高温のコリウム 1 1 3の熱は耐熱材 1 1 2に伝わり、 さらに水チャンネル
1 1 1の壁を介して冷却水に伝えられる。 コリウム 1 1 3の熱が伝達される ことにより、 水チャンネル 1 1 1の内部の冷却水流路 1 2 5を流れる冷却水 は、 いずれ沸騰する。
[0089] 図 1 0は、 非特許文献 1に示された下向きの伝熱面の角度に対する沸騰限 界熱流束の実験結果を示すグラフである。 なお、 図中 「U L P U c o r」 は 、 U L P U試験による相関式を、 「S B L B c o r」 は S B L B試験による 相関式を示し、 「Λ Τ s u b」 は飽和温度に対する温度差を示している。
[0090] 図 1 0から、 たとえば、 2 0 ° の傾斜を持った下向きの伝熱面の場合は、 下向きの水平面 （角度 0 ° ) よりも、 沸騰限界熱流束が約 6 0 %程度向上す ることがわかる。 本実施の形態では、 冷却水流路 1 2 5は傾斜を持っている ため、 沸騰により生じた蒸気泡は、 浮力によって伝熱面である水チャンネル 1 1 1の内面から離脱しやすく、 良好な熱伝達率が得られる。
[0091 ] 本実施の形態においては、 コリウム 1 1 3の冷却効果をより高める場合の —例として、 コリウ厶 1 1 3を広げ除熱量を多く取ることと装置高さに関す る設置性の双方を勘案して、 水チャンネル 1 1 1を水平から例えば 1 0 ° ~ 2 0 ° 程度傾けて配置することを考慮している。
[0092] 下部入口部 1 2 1から水チャンネル 1 1 1に入った冷却水は、 冷却水流路
1 2 5を通って上昇し、 外周に位置する上部出口部 1 2 2から溢れ出る。 上 部出口部 1 2 2から溢れ出た冷却水の大部分は、 水チャンネル集合体 1 3 1 の円錐形の部分に流れ込む。 水チャンネル 1 1 1を出た冷却水は、 耐熱材 1 1 2の上に溢水し、 コリウ厶 1 1 3の上に水プールを形成する。 この水ブー ルを形成した冷却水は、 コリウ厶 1 1 3の表面で沸騰し、 コリウ厶 1 1 3を 冷却する。
[0093] このように、 水チャンネル 1 1 1の内部での沸騰と、 コリウム 1 1 3の表 面の沸騰の両方によって、 コリウム 1 1 3は冷却される。
[0094] 給水チヱンバー 1 1 0への初期の給水は、 たとえば、 溶融炉心冷却装置よ り上方に設置されたプール水を重力落下させることにより注水配管 1 0 8を 介して行われる。 初期注水が終了した後は、 ペデスタル 1 1 5の内部の水チ ヤンネル集合体 1 3 1の上部へ溢水した冷却水が、 冷却水流路 1 2 5での沸 騰により生じる自然循環によって、 循環配管 1 0 9より給水チヱンバー 1 1 0に供給される。
[0095] 溶融炉心を冷却することにより生じた蒸気は、 格納容器上部の冷却器 1 0 6で凝縮されて、 水槽 1 0 5に戻される。 水槽 1 0 5に戻された蒸気を凝縮 した冷却水は、 再びコリウム 1 1 3の冷却に用いられるようになつており、 水が自然循環することによってコリウム 1 1 3の冷却が継続される。
[0096] 耐熱材 1 1 2の融点は、 たとえば Z r 0 2を耐熱材 1 1 2に用いた場合には 約 2 7 0 0 °C程度なので、 コリウム 1 1 3の温度 （平均融点が約 2 2 0 0 °C ) よりも高く、 溶融するおそれは小さい。 また、 耐熱材 1 1 2を配設するこ とにより、 コリウム 1 1 3が直接、 水チャンネル 1 1 1に接触せず、 また、 耐熱材 1 1 2の熱抵抗によって熱流束が抑えられるため、 水チャンネル 1 1 1の壁が破損するおそれも小さい。
[0097] このように、 本実施の形態の溶融炉心冷却装置 1 3 0によって、 効果的に コリゥ厶の温度を下げることができ、 コリウ厶 1 1 3は溶融炉心冷却装置 1 3 0の内部に安定的に保持される。
[0098] また、 コリウ厶 1 1 3は、 ペデスタル床 1 0 7のコンクリートと直接接触 しないため、 コンクリート浸食反応も起きない。 したがって、 二酸化炭素や 水素などの非凝縮性ガス発生による加圧や、 原子炉格納容器の損傷が生じる おそれも小さくなる。
[0099] また、 本実施の形態では、 水チャンネル 1 1 1、 耐熱材 1 1 2、 給水チェ ンバー 1 1 0、 および、 注水配管 1 0 8などの配管の組み合わせで構成され ているため、 大型の容器などを製造する必要が無い。 このため、 既設の格納 容器に新たに炉心溶融物冷却装置を設置する場合など、 大きな物をべデスタ ル 1 1 5に搬入することが困難なときであっても、 別途製造した各構成部材 をペデスタル 1 1 5の内部に持ち込んで、 現場で組み立て施工が可能であり 、 施工性が優れている。
[0100] [第 4の実施の形態]
図 1 1は、 本発明に係る第 4の実施の形態における、 水チャンネル 1 1 1 の斜視図である。
[0101 ] 本実施の形態の水チャンネル 1 1 1は、 第 3の実施の形態の水チャンネル の上面に耐熱材 1 1 2を張り付け一体としたものである。 このような水チヤ ンネル 1 1 1を、 予め原子力発電所の外部の工場などで製造しておき、 その 水チャンネル 1 1 1をペデスタル 1 1 5に搬入して組み立てると、 炉心溶融 物冷却装置 1 3 0の設置に要する時間が短くなる。
[0102] また、 この水チャンネル 1 1 1の内部の冷却水流路 1 2 5を形成する壁面 には、 多数の凹凸が備えられている。 この凹凸により、 水チャンネル 1 1 1 の内面での熱伝達は促進され、 コリウムをより速く冷却することができるよ うになる。
[0103] [第 5の実施の形態]
本発明に係る第 5の実施の形態は、 水チャンネル集合体 1 3 1を円錐形状 ではなく、 下に凸のお椀型にしたものである。
[0104] 図 1 2は、 第 5の実施の形態における、 ペデスタル床 1 0 7近傍の立断面 図である。
[0105] 本実施の形態の水チャンネル集合体 1 3 1は、 給水チヱンバー 1 1 0から 離れペデスタル側壁 1 2 4に近づくに従って段階的に冷却水流路 1 2 5の傾 きが増加するようにしたものである。 なお、 水チャンネル集合体 1 3 1は、 第 1の実施形態と同様に、 投影形状が扇型の水チャンネルを組み合わせたも のである。
[0106] 図 1 0に示すように冷却面の水平からの傾きが大きいほど、 沸騰限界熱流 束が大きくなるため、 冷却性能は高まる。 このため、 コリウムを受け止める 耐熱材 1 1 2およびその耐熱材 1 1 2を介してコリウムを冷却する水チャン ネル集合体 1 3 1の上面の面積をより小さくしても、 コリウム 1 1 3の冷却 と安定保持が可能となる。
[0107] [第 6の実施の形態]
本発明に係る第 6の実施の形態は、 溶融炉心冷却装置 1 3 0に冷却水を供 給する注入配管 1 0 8に取り付けられた注入弁 1 1 4の制御方法に関するも のである。
[0108] 図 1 3は、 第 6の実施の形態における、 炉心溶融物冷却装置を原子炉格納 容器の立断面とともに示す説明図である。
[0109] 注入弁 1 1 4には注入弁制御器 1 3 6が接続されていて、 注入弁制御器 1
3 6には溶融炉心が落下する徴候を検出するセンサー 1 3 7が接続されてい る。
[01 10] 注入弁 1 1 4は、 ペデスタル 1 1 5の内圧などによって自動的に開くよう にしてもよいが、 本実施の形態では、 注入弁制御器 1 3 6によって注入弁 1 1 4を開くようにしている。 注入弁制御器 1 3 6は、 センサー 1 3 7からの 信号を受け取り、 溶融炉心が落下する徴候があると判定したら、 注入弁 1 1 4を開き、 溶融炉心冷却装置 1 3 0に冷却水を供給する。
[01 1 1 ] センサー 1 3 7として、 たとえば、 ペデスタル雰囲気温度を測定する温度 計を用い、 ペデスタル雰囲気温度が所定の温度を超えた場合に、 注入弁制御 器 1 3 6によって注入弁 1 1 4を開くようにする。 ペデスタル雰囲気温度の 代わりに、 原子炉圧力容器下部へッド 1 0 3の温度を測定する温度計を用い て、 その温度が所定の温度を超えた場合に注入弁 1 1 4が開くようにしても よい。
[01 12] また、 センサー 1 3 7として、 原子炉水位を検出する検出器を用いて、 原 子炉水位低の信号が所定の時間継続した場合に、 注入弁制御器 1 3 6は溶融 炉心が落下する徴候があると判定して、 注入弁 1 1 4を開くようにしてもよ い。
[01 13] さらに、 これらのセンサー 1 3 7を組み合わせて用いてもよい。
[0114] 本実施の形態では、 適切なセンサーによって溶融炉心が落下する徴候を検 出して、 溶融炉心冷却装置 1 3 0に冷却水を供給できるため、 溶融炉心が落 下しても、 すぐにコリウムを冷却できる。
[0115] [第 7の実施の形態]
図 1 4は、 本発明に係る第 7の実施の形態における、 炉心溶融物冷却装置 を原子炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。 [01 16] 本実施の形態では、 注水配管 1 0 8に、 外部冷却水貯水槽 1 3 8とつなが つた外部冷却水供給配管 1 4 0が接続されている。 外部冷却水供給配管 1 4 0には、 ポンプ 1 4 1が挿入されている。 また、 ポンプ 1 4 1には、 ポンプ 制御器 1 3 9を接続する。
[01 17] ポンプ制御器 1 3 9は、 溶融炉心が落下する徴候を検出した場合には、 ポ ンプ 1 4 1を起動して、 外部冷却水貯水槽 1 3 8から冷却水を炉心溶融物冷 却装置 1 3 0に供給する。 これによつて、 ポンプ 1 4 1を駆動するための外 部電源が利用できる場合には、 水槽 1 0 5に貯えられた冷却水だけでなく、 外部冷却水貯水槽 1 3 8に貯えられた冷却水もコリゥムの冷却に用いること ができる。 したがって、 より速くコリウムを冷却することができるようにな る。
[01 18] [第 8の実施の形態]
図 1 6は、 本発明に係る第 8の実施の形態における原子炉格納容器の立断 面図である。
[01 19] 原子炉格納容器 2 0 2の下部ドライゥエル 2 1 6には、 下部に位置するべ デスタル床 2 0 7、 および、 その周りを取り囲む円筒面状のペデスタル側壁 2 2 4によって、 ペデスタル 2 1 5が形成されている。 炉心 2 2 3を内蔵す る原子炉圧力容器 2 0 1は、 ペデスタル側壁 2 2 4によって支持されている
[0120] また、 原子炉格納容器 2 0 2の下部には、 ペデスタル側壁 2 2 4を取り囲 むようにサブレッシヨンプール 2 0 4が形成されている。 サブレッシヨンプ ール 2 0 4には、 プール水 2 0 4 aが貯えられている。
[0121 ] ペデスタル床 2 0 7の上には、 事故時に原子炉圧力容器下部ヘッド 2 0 3 から放出される炉心溶融物 2 1 3を保持する炉心溶融物保持装置 （コアキヤ ツチヤー） 2 3 0が配設されている。 炉心溶融物保持装置 2 3 0には、 注水 配管 2 0 8が接続されている。 また、 注水配管 2 0 8は、 注入弁 2 1 4を介 して、 原子炉格納容器 2 0 2の上部に位置する水槽 2 0 5に接続されている [0122] 原子炉格納容器 2 0 2の上には、 格納容器冷却器 2 0 6が配設されている 。 格納容器冷却器 2 0 6は、 たとえば、 原子炉格納容器 2 0 2の蒸気を導い て水中に沈めた熱交換機 2 6 6で凝縮させ、 水槽 2 0 5に凝縮水を戻すもの である。 このような格納容器冷却器 2 0 6として、 静的格納容器冷却設備や ドライウェルク一ラーなどを用いることができる。
[0123] 図 1 5は、 第 8の実施の形態における、 ペデスタル床 2 0 7近傍の立断面 図である。 なお、 図 1 5には、 冷却水の流れを模式的に破線の矢印で示した 。 また、 コリウム （炉心デブリ） 2 1 3が炉心溶融物保持装置 2 3 0の上に 落下した場合の堆積状況も併せて示した。
[0124] 炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 ペデスタル床 2 0 7の上に設置されている 。 炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 給水チヱンバー 2 1 0、 冷却水チャンネル 2 1 1、 耐熱材 2 1 2および給水配管 2 0 9を有している。
[0125] 給水チヱンバー 2 1 0は、 中空の円盤状に形成されており、 ペデスタル床 2 0 7の上面に配置されている。 給水チェンバー 2 1 0には、 注水配管 2 0 8が接続されている。
[0126] 冷却水チャンネル 2 1 1は、 給水チヱンバー 2 1 0からペデスタル側壁 2 2 4に向かって傾きを持って上昇し、 ペデスタル側壁 2 2 4の近傍で鉛直に 立ち上がって、 その上端は上部出口部 2 2 2において開口している。 冷却水 チャンネル 2 1 1の内部には、 冷却水流路 2 2 5が形成されている。 冷却水 流路 2 2 5の流路高さは、 給水チェンバー 2 1 0と接続する下部入口部 2 2 1で最も大きく、 外周に近づくほど小さくなつている。 冷却水チャンネル 2 1 1の鉛直に立ち上がった外周部よりも内側は、 上に開いた円錐状の炉心溶 融物保持領域 2 6 1である。
[0127] 冷却水チャンネル 2 1 1 とペデスタル側壁 2 2 4の間には、 給水配管 2 0 9の一端が開口している。 給水配管 2 0 9のもう一方の端は、 給水チェンバ 一 2 1 0に接続されている。
[0128] 冷却水チャンネル 2 1 1の上面およびペデスタル側壁 2 2 4に沿って鉛直 に立ち上がつている部分の内側には、 その全体を覆うように、 耐熱材 2 1 2 が配設されている。 耐熱材 2 1 2としては、 たとえば Z r 0 2を用いることが できる。
[0129] 図 1 7は、 第 8の実施の形態における給水チェンバー 2 1 0近傍の平面図 である。 なお、 図 1 7では、 耐熱材 2 1 2の図示を省略している。
[0130] 冷却水チャンネル 2 1 1は、 給水チェンバー 2 1 0の周りに放射状に延び る管状体 2 5 5を隙間なく配置したものである。 冷却水チャンネル 2 1 1の 内部に形成された複数の冷却水流路 2 2 5は、 給水チヱンバー 2 1 0につな がる下部入口部 2 2 1から外周に向かって周方向に広がり、 上部出口部 2 2 2につながっている。
[0131 ] 炉心溶融事故が発生し、 コリウム 2 1 3が原子炉圧力容器下部へッド 2 0 3を貫通して下部ドライゥエル 2 1 6へ落下すると、 炉心溶融物保持装置 2 3 0の耐熱材 2 1 2に受け止められる。 コリウム 2 1 3が落下すると、 給水 チェンバー 2 1 0へ冷却水が供給され、 下部入口部 2 2 1から各冷却水流路 2 2 5に冷却水が分配される。
[0132] 高温のコリウ厶 2 1 3の熱は耐熱材 2 1 2に伝わり、 さらに冷却水チャン ネル 2 1 1の壁を介して冷却水に伝えられる。 コリウ厶 2 1 3の熱が伝達さ れることにより、 冷却水流路 2 2 5を流れる冷却水は、 いずれ沸騰する。
[0133] 図 1 0から、 たとえば、 2 0 ° の傾斜を持った下向きの伝熱面の場合は、 下向きの水平面 （角度 0 ° ) よりも、 沸騰限界熱流束が約 6 0 <½程度向上す ることがわかる。 本実施の形態では、 冷却水流路 2 2 5は傾斜を持っている ため、 沸騰により生じた蒸気泡は、 浮力によって伝熱面である冷却水チャン ネル 2 1 1の内面から離脱しやすく、 良好な熱伝達率が得られる。
[0134] 図 1 8は、 冷却水チャンネルの流路高さが一定の場合の給水ヘッダー中心 からの距離と冷却チヤンネル流路断面積の関係の例を示すグラフである。 図 1 9は、 冷却水チャンネルの流路断面積を一定に保った場合の給水ヘッダー 中心からの距離と冷却水チャンネルの流路高さの関係の例を示すグラフであ る。
[0135] 冷却水流路 2 2 5の流路高さが半径方向で一定の場合には、 冷却水流路 2 2 5の断面積は給水チェンバー 2 1 0の中心からの距離の二乗に比例する。 このため、 冷却水流路 2 2 5を流れる冷却水の流速は外周に近づくにつれて 小さくなる傾向にある。 しカヽし、 本実施の形態では、 冷却水流路 2 2 5の流 路高さが外周に近づくにつれて減少していくため、 冷却水流路 2 2 5の断面 積の増加が抑えられる。 たとえば図 1 9に示すように冷却水流路 2 2 5の断 面積を一定に保つこともできる。 さらに、 外周に近づくにつれて、 冷却水流 路 2 2 5の断面積を小さくすることもできる。
[0136] このように外周領域での冷却水流路 2 2 5の断面積の増加が抑えられるこ とにより、 冷却水流路 2 2 5内の冷却水の流速低下を抑制することができる 。 つまり、 単位面積、 単位時間当たりの除熱に寄与する冷却水が外周に近づ くにつれて減少することを抑制することができる。 したがって、 炉心溶融物 保持装置 2 3 0の局所的な温度上昇を抑制することができる。
[0137] 下部入口部 2 2 1から冷却水チャンネル 2 1 1に入った冷却水は、 冷却水 流路 2 2 5を通って上昇し、 外周に位置する上部出口部 2 2 2から溢れ出る 。 上部出口部 2 2 2から溢れ出た冷却水の大部分は、 炉心溶融物保持装置 2 3 0の円錐形の部分に流れ込む。 冷却水チャンネル 2 1 1を出た冷却水は、 耐熱材 2 1 2の上に溢水し、 コリウ厶 2 1 3の上に水プールを形成する。 こ の水プールを形成した冷却水は、 コリウ厶 2 1 3の表面で沸騰し、 コリウ厶 2 1 3を冷却する。
[0138] このように、 冷却水チャンネル 2 1 1の内部での沸騰と、 コリウ厶 2 1 3 の表面の沸騰の両方によって、 コリウ厶 2 1 3は冷却される。
[0139] 給水チヱンバ一への初期の給水は、 たとえば、 炉心溶融物保持装置より上 方に設置されたプール水を重力落下させることにより注水配管 2 0 8を介し て行われる。 初期注水が終了した後は、 ペデスタル 2 1 5の内部の炉心溶融 物保持装置 2 3 0の上部へ溢水した冷却水が、 冷却水流路 2 2 5での沸騰に より生じる自然循環によって、 給水配管 2 0 9より給水チヱンバー 2 1 0に 供給される。 給水配管 2 0 9は、 冷却水を循環させる配管であるため、 循環 配管と呼ぶこともできる。 [0140] 溶融炉心を冷却することにより生じた蒸気は、 格納容器上部の冷却器 2 0 6で凝縮されて、 水槽 2 0 5に戻される。 水槽 2 0 5に戻された蒸気を凝縮 した冷却水は、 再びコリウ厶 2 1 3の冷却に用いられるようになつており、 水が自然循環することによってコリウム 2 1 3の冷却が継続される。
[0141 ] 耐熱材 2 1 2の融点は、 Z r 0 2を耐熱材 2 1 2に用いた場合には約 2 7 0 0 °C程度なので、 コリウム 1 1 3の温度 （平均融点が約 2 2 0 0 °C) よりも 高く、 溶融するおそれは小さい。 また、 耐熱材 2 1 2を配設することにより 、 コリウム 2 1 3が直接、 冷却水チャンネル 2 1 1に接触せず、 また、 耐熱 材 2 1 2の熱抵抗によって熱流束が抑えられるため、 冷却水チャンネル 2 1 1の壁が破損するおそれも小さい。
[0142] このように、 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0によって、 効果的 にコリウムの温度を下げることができ、 コリウム 2 1 3は炉心溶融物保持装 置 2 3 0の内部に安定的に保持される。
[0143] また、 コリウ厶 2 1 3は、 ペデスタル床 2 0 7のコンクリートと直接接触 しないため、 コンクリート浸食反応も起きない。 したがって、 二酸化炭素や 水素などの非凝縮性ガス発生による加圧や、 原子炉格納容器の損傷が生じる おそれも小さくなる。
[0144] [第 9の実施の形態]
図 2 0は、 本発明に係る第 9の実施の形態におけるペデスタル床 2 0 7近 傍の立断面図である。
[0145] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 耐熱材 2 1 2の敷設厚さ が外周に近いほど厚くなつている。
[0146] なお、 耐熱材 2 1 2の敷設厚さは連続的に変化する必要はなく、 厚さが異 なる耐熱ブロックを用いたり、 耐熱ブロックを積層することなどにより、 非 連続で変化していてもよい。
[0147] このような炉心溶融物保持装置では、 冷却水チャンネル 2 1 1の内部の流 路面積が大きく、 冷却水の流速が小さくなる外周部において、 コリウム 2 1 3から冷却水への熱の伝達が抑制される。 このため冷却水チャンネル 2 1 1 の局所的な温度上昇を抑制することができ、 炉心溶融物を安定して保持し、 冷却し続けることができる。
[0148] [第 1 0の実施の形態]
図 2 1は、 本発明に係る第 1 0の実施の形態におけるペデスタル床 2 0 7 近傍の立断面図である。
[0149] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 内周部に敷設された第 1 の耐熱材 2 5 2とその外側に敷設された第 1の耐熱材 2 5 2よりも熱伝導率 が小さい第 2の耐熱材 2 5 3を有している。 冷却水流路 2 2 5の流路高さは
、 一定である。
[0150] なお、 外周に近いほど熱伝導率が小さくなるように 2種類以上の耐熱材を 配置してもよい。
[0151 ] このような炉心溶融物保持装置では、 冷却水チャンネル 2 1 1の内部の流 路面積が大きく、 冷却水の流速が小さくなる外周部において、 コリウ厶 2 1 3から冷却水への熱の伝達が抑制される。 このため冷却水チャンネル 2 1 1 の局所的な温度上昇を抑制することができ、 炉心溶融物を安定して保持し、 冷却し続けることができる。
[0152] [第 1 1の実施の形態]
図 2 2は、 本発明に係る第 1 1の実施の形態におけるペデスタル床 2 0 7 近傍の立断面図である。
[0153] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 給水チェンバー 2 1 0の 上面が上に開いた円錐状である。
[0154] このような炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 給水チヱンバー 2 1 0の上面 が傾きを持っているため、 その天井部分で発生した気泡が滞留することなく 冷却水流路 2 2 5に向かって流れていく。 このため、 給水チヱンバー 2 1 0 での局所的な温度上昇を抑制することができ、 炉心溶融物を安定して保持し 、 冷却し続けることができる。
[0155] [第 1 2の実施の形態]
図 2 3は、 第 1 2の実施の形態における冷却水チャンネル 2 1 1近傍の平 面図である。 図 2 4は、 図 2 3における XX I V—XX I V矢視断面図である。 図 2 5は、 図 2 3における XXV—XXV矢視断面図である。 なお、 図 2 3では、 耐熱 材 2 1 2の図示を省略している。
[0156] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 2種類の給水配管 2 9 1 ，
2 9 2を有している。 第 1の給水配管 2 9 1は、 給水チヱンバー 2 1 0に接 続されていている。 第 2の給水配管 2 9 2は、 冷却水チャンネル 2 1 1に下 部入口部 2 2 1 と上部出口部 2 2 2との間で接続されている。
[0157] このような炉心溶融物保持装置では、 冷却水チャンネル 2 1 1の内部の流 路面積が大きく、 冷却水の流速が小さくなる外周部において、 より多くの冷 たい冷却水が供給される。 このため冷却水チャンネル 2 1 1の局所的な温度 上昇を抑制することができ、 炉心溶融物を安定して保持し、 冷却し続けるこ とができる。
[0158] [第 1 3の実施の形態]
図 2 6は、 本発明に係る第 1 3の実施の形態におけるペデスタル床 2 0 7 近傍の立断面図である。
[0159] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 上部出口部 2 2 2と給水配 管 2 0 9との間に堰 2 5 1が設けられている。 堰 2 5 1は、 上部出口部 2 2 2に向かって傾いている。
[0160] 冷却水流路 2 2 5を流れる途中で、 コリウ厶 2 1 3から伝達された熱によ つて冷却水中に発生した気泡は、 上部出口部 2 2 2から冷却水とともに放出 される。 この気泡を含んだ冷却水の給水配管 2 0 9への直接の流入は、 堰 2 5 1によって抑制される。 このため、 冷却水中の気泡の給水配管 2 0 9への 流入は抑制され、 より多くの冷却水が給水チェンバー 2 1 0に供給されるよ うになる。
[0161 ] [第 1 4の実施の形態]
図 2 7は、 本発明に係る第 1 4の実施の形態におけるペデスタル床 2 0 7 近傍の平面図である。 図 2 8は、 図 2 7における XXV I I I—XXV I I I矢視断面図 である。 図 2 9は、 図 2 7における XX I X—XX I X矢視断面図である。 図 3 0は 、 図 2 7における XXX_XXX矢視断面図である。
[0162] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 ペデスタル床 2 0 7の上に 配設された、 投影形状がほぼ正方形の冷却水チャンネル 2 1 1を有している 。 冷却水チャンネル 2 1 1の上部には、 傾いた底面とその底面を囲む鉛直方 向に広がる壁からなるコリウム保持領域 2 6 1が形成されていて、 そこでコ リウムを保持する。 冷却水チャンネル 2 1 1のコリウム 2 1 3を保持する領 域 2 6 1に向かう面には、 耐熱材 2 1 2が敷設されている。
[0163] 冷却水チャンネル 2 1 1のコリウム保持領域 2 6 1の下には、 内部に複数 の冷却水流路 2 2 5が形成されている。 冷却水流路 2 2 5は互いに平行であ る。 また、 冷却水流路 2 2 5は、 一定の水平方向の幅で入口部 2 6 2から出 口部 2 6 3に延びている。 冷却水流路 2 2 5の上面は、 コリウム保持領域 2 6 1の底面に沿って入口部 2 6 2から出口部 2 6 3に向かって上昇している 。 冷却水流路 2 2 5の下面は、 水平に形成されたペデスタル床 2 0 7に接し ている。
[0164] 注水配管 2 0 8は入口部 2 6 2の近傍に開口していて、 注水配管 2 0 8か ら供給される冷却水は、 ペデスタル側壁 2 2 4で囲まれたペデスタル床 2 0 7の上に放出され、 少なくともその一部は入口部 2 6 2から冷却水流路 2 2 5に流入する。 冷却水流路 2 2 5を通過した冷却水は出口部 2 6 3から放出 される。 注水配管 2 0 8から供給される冷却水は、 ペデスタル側壁 2 2 4で 囲まれた領域に貯えられていき、 水位がコリウ厶保持領域 2 6 1を囲む壁を 超えるとコリウ厶保持領域 2 6 1の内部に流入し、 コリウ厶 2 1 3の上に水 プールを形成する。 この水プールを形成した冷却水は、 コリウム 2 1 3の表 面で沸騰し、 コリウム 2 1 3を冷却する。
[0165] このような炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 冷却水流路 2 2 5の上面が傾 きを持っているため、 沸騰により生じた蒸気泡は、 浮力によって伝熱面であ る冷却水流路 2 2 5の上面から離脱しやすく、 良好な熱伝達率が得られる。 また、 冷却水流路 2 2 5の水平方向の幅は一定であるため、 コリウム 2 1 3 からの伝熱面である冷却水流路 2 2 5の上面に沿った冷却水の流速の減少は 抑制される。 このため冷却水チャンネル 2 1 1の局所的な温度上昇を抑制す ることができ、 炉心溶融物を安定して保持し、 冷却し続けることができる。
[0166] [第 1 5の実施の形態]
本発明に係る第 1 5の実施の形態における炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 上面から見ると図 2 7に示した第 1 4の実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0と同じである。
[0167] 図 3 1は、 本発明に係る第 1 5の実施の形態におけるペデスタル床 2 0 7 近傍の立断面図である。 なお、 図 3 1は、 図 2 7における XXV I I I—XXV I I I矢 視断面図に相当する。
[0168] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 ぺデスタル床 2 0 7が水平 ではなく、 コリウム保持領域 2 6 1の底面と平行になっている点が、 第 1 4 の実施の形態と異なっている。 つまり、 冷却水流路 2 2 5は、 流路面積が一 定のまま、 入口部 2 6 2から出口部 2 6 3に延びている。 このため、 冷却水 の流速は低下することなく入口部 2 6 2から出口部 2 6 3に流れ、 冷却水チ ヤンネル 2 1 1の局所的な温度上昇を抑制することができ、 炉心溶融物を安 定して保持し、 冷却し続けることができる。
[01 69] [第 1 6の実施の形態]
図 3 2は、 本発明に係る第 1 6の実施の形態のペデスタル床 2 0 7近傍の 平面図である。 図 3 3は、 図 3 2における XXX I I I—XXX I I I矢視立断面図であ る。
[0170] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 第 1 3の実施の形態の炉心 溶融物保持装置における冷却水チャンネルの入口部 2 6 2および出口部 2 6 3それぞれに接して鉛直方向に延びる入口側垂直流路 2 8 1および出口側垂 直流路 2 8 2を配設したものである。 入口側垂直流路 2 8 1および出口側垂 直流路 2 8 2の上面は開放されている。 また、 注水配管 2 0 8は、 入口側垂 直流路 2 8 1の上面近傍まで延びている。
[0171 ] 注水配管 2 0 8から放出される冷却水は、 入口側垂直流路 2 8 1に流れ込 み、 冷却水流路 2 2 5を通って出口側垂直流路 2 8 2から溢れ出る。 出口側 垂直流路 2 8 2から溢れ出た冷却水の一部はコリゥ厶保持領域 2 6 1に流れ 込む。
[0172] このような炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 注水配管 2 0 8から供給され る冷たい冷却水が、 冷却水流路 2 2 5に流れ込み易くなり、 コリウム 2 1 3 を効果的に冷却することができる。
[01 73] [第 1 7の実施の形態]
本発明に係る第 1 7の実施の形態における炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 上面から見ると図 3 2に示した第 1 6の実施の形態の炉心溶融物保持装置 2
3 0と同じである。
[0174] 図 3 4は、 本発明に係る第 1 7の実施の形態のペデスタル床 2 0 7近傍の 立断面図である。 なお、 図 3 4は、 図 3 2における XXXI I I—XXXI I I矢視立断 面図に相当する。
[0175] 本実施の形態の炉心溶融物保持装置 2 3 0は、 第 1 6の実施の形態におけ るペデスタル床 2 0 7力 入口側垂直流路 2 8 1から出口側垂直流路 2 8 2 に向かって上昇しているものである。
[0176] このような炉心溶融物保持装置 2 3 0では、 入口側垂直流路 2 8 1から出 口側垂直流路 2 8 2の間における冷却水流路 2 2 5の流路面積が変化しない ため、 冷却水の流速が低下することがない。 このため、 コリウ厶 2 1 3を効 果的に冷却することができる。
[0177] [その他の実施の形態]
なお、 以上の説明は単なる例示であり、 本発明は上述の各実施形態に限定 されず、 様々な形態で実施することができる。 また、 各実施形態の特徴を組 み合わせて実施することもできる。

Claims

請求の範囲
[1 ] 原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉 心デブリを受け止めるコアキャッチャーにおいて、
前記原子炉容器の下方に位置し、 冷却水注入配管から供給される冷却水が 流れる放射状に延びた複数の冷却チャンネルがその内部に形成されている本 体部、
を有することを特徴とするコアキャッチャー。
[2] 前記本体部は、 前記冷却水注入配管および複数の前記冷却チャンネルが接 続されていて前記冷却水を前記冷却チャンネルに分配する分配器を備えてい ることを特徴とする請求項 1に記載のコアキャッチャー。
[3] 前記分配器の内上面は、 上に広がる円錐状であることを特徴とする請求項 2に記載のコアキャッチャー。
[4] 前記本体部は、 その中心から外周の間が複数の領域に区分されていて、 外 周に近い領域ほど多くの前記冷却チャンネルが形成されていることを特徴と する請求項 1ないし請求項 3のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[5] 前記領域が互いに接する部分には、 複数の前記冷却チャンネルが接続され ていて前記冷却水を外側の領域に形成された前記冷却チャンネルに分配する 中間ヘッダーが形成されていることを特徴とする請求項 4に記載のコアキヤ ツチヤー。
[6] 前記本体部の上面に耐熱材層が形成されていることを特徴とする請求項 1 ないし請求項 5のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[7] 前記耐熱材層は、 金属酸化物および玄武岩系コンクリートのいずれかであ ることを特徴とする請求項 6に記載のコアキヤツチヤー。
[8] 前記耐熱材層の上面にはドレンサンプが形成されていることを特徴とする 請求項 6または請求項 7に記載のコアキャッチャー。
[9] 前記耐熱材層の上側表面には犠牲コンクリート層が形成されていることを 特徴とする請求項 6ないし請求項 8のいずれか 1項に記載のコアキャッチャ
[10] 前記耐熱材層は、 前記本体部の半径方向の内側に比べて外側の敷設厚さが 大きくなるように形成されていることを特徴とする請求項 6ないし請求項 9 のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[1 1 ] 前記耐熱材層は、 第 1の耐熱材層と、 前記第 1の耐熱材層よりも熱伝導率 が小さく、 前記第 1の耐熱材層よりも前記本体部の半径方向の外側に位置す る第 2の耐熱材層と、 を備えることを特徴とする請求項 6ないし請求項 9の いずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[12] 前記冷却材注入配管の少なくとも一部は、 前記本体部が位置する空間を形 成するペデスタル側壁に埋め込まれていることを特徴とする請求項 1ないし 請求項 1 1のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[13] 前記本体部は、 複数の本体断片を組み合わせたものであることを特徴とす る請求項 1ないし請求項 1 2のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[14] 外周部に位置する前記本体断片の前記本体部が位置する空間を形成するべ デスタル側壁に対向する辺は、 前記ペデスタル側壁の形状に沿った曲線であ ることを特徴とする請求項 1 3に記載のコアキャッチャー。
[15] 前記冷却チャンネルから前記本体部の上に放出された前記冷却水の少なく とも一部を前記冷却水チャンネルに戻す循環配管を有することを特徴とする 請求項 1ないし請求項 1 4のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[16] 前記循環配管は、 第 1の循環配管と、 前記第 1の循環配管よりも前記冷却 チャンネルの下流側で前記冷却水を前記冷却水チャンネルに戻す第 2の循環 配管とを含むことを特徴とする請求項 1 5に記載のコアキャッチャー。
[17] 前記循環配管の入口側の開口と前記冷却チヤンネルの出口側の開口との間 に設けられた堰、 を有することを特徴とする請求項 1 5または請求項 1 6に 記載のコアキャッチャー。
[18] 前記堰は、 前記冷却チャンネルの出口側の開口に向かって傾いていること を特徴とする請求項 1 7に記載のコアキャッチャー。
[19] 前記冷却チャンネルの内上面の一部は前記冷却水が流れる方向に沿って水 平に対して傾斜していることを特徴とする請求項 1ないし請求項 1 7のいず れか 1項に記載のコアキャッチャー。
[20] 前記冷却チャンネルの内上面の水平に対する傾きは前記冷却水の流れの方 向の下流側ほど大きいことを特徴とする請求項 1 9に記載のコアキャッチャ
[21 ] 前記冷却チャンネルの内壁には複数の凹凸が形成されていることを特徴と する請求項 1ないし請求項 2 0のいずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[22] 溶融炉心落下の徴候を検出する検出手段と、
前記検出手段が前記徴候を検出したら前記冷却水注水配管を介して前記冷 却チャンネルに冷却水を供給する冷却水供給手段と、
を有することを特徴とする請求項 1ないし請求項 2 1のいずれか 1項に記 載のコアキャッチャー。
[23] 前記冷却水供給手段は、
前記冷却チャンネルの出口よりも上方に位置して冷却水を貯える第 1の水 槽と、
前記冷却水注水配管の途中に挿入された注入弁と、
前記検出手段が前記徴候を検出したら前記注入弁を開放する、 前記検出手 段に接続された注入弁制御器と、
を有することを特徴とする請求項 2 2に記載のコアキヤツチヤー。
[24] 前記検出手段は、 前記原子炉容器の下方の雰囲気の温度を検出するもので あって、
前記注入弁制御器は、 前記原子炉容器の下方の雰囲気の温度が所定の温度 を越えた場合に前記注入弁を開放するものである
ことを特徴とする請求項 2 3に記載のコアキャッチャー。
[25] 前記検出手段は、 前記原子炉容器の下部へッドの温度を検出するものであ つて、
前記注入弁制御器は、 前記下部へッドの温度が所定の温度を越えた場合に 前記注入弁を開放するものである
ことを特徴とする請求項 2 3に記載のコアキャッチャー。
[26] 前記検出手段は、 前記原子炉容器の内部の水位を検出するものであって、 前記注入弁制御器は、 前記原子炉容器の内部の水位が所定の水位を下回つ たまま所定の時間が経過した場合に前記注入弁を開放するものであることを 特徴とする請求項 2 3に記載のコアキャッチャー。
[27] 前記冷却水供給手段は、
冷却水を貯える第 2の水槽と、
前記第 2の水槽から前記給水チェンバーに冷却水を送り出すポンプと、 前記検出手段が前記徴候を検出したら前記ポンプを起動する、 前記検出手 段に接続されたポンプ制御器と、
を有することを特徴とする請求項 2 2に記載のコアキャッチャー。
[28] 前記冷却チャンネルは、 前記本体部の半径方向の内側に比べて外側の流路 高さが小さく形成されていることを特徴とする請求項 1ないし請求項 2 7の いずれか 1項に記載のコアキャッチャー。
[29] 原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉 心デブリを受け止めるコアキャッチャーにおいて、
水平方向に対して傾いた底面とその底面の周囲に鉛直方向に広がる壁によ つて囲まれた上に開いた炉心溶融物保持領域、 および、 水平方向の幅は一定 のまま前記炉心溶融物保持領域の底面に沿って上面が上昇しながら延びる互 いに平行な複数の冷却水流路が形成された冷却水チャンネルと、
前記冷却水チャンネルの炉心溶融物保持領域に向かう面に取り付けられた 耐熱材と、
を有することを特徴とするコアキャッチャー。
[30] 前記冷却水流路の長さは全て同じであることを特徴とする請求項 2 9に記 載のコアキャッチャー。
[31 ] 原子炉容器を格納する原子炉格納容器において、
前記原子炉容器の下方に位置し、 冷却水注入配管から供給される冷却水が 流れる放射状に延びた複数の冷却チャンネルがその内部に形成されている本 体部を備えて、 前記原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通し た際に発生する炉心デブリを受け止めるコアキャッチャーを前記原子炉容器 の下方に設置したことを特徴とする原子炉格納容器。
[32] 前記冷却水が貯えられ、 前記冷却水注入配管が接続された冷却水貯水ブー ルを有することを特徴とする請求項 3 1記載の原子炉格納容器。
[33] 原子炉容器を格納する原子炉格納容器において、
前記原子炉容器の下方に位置するペデスタル床と、
前記原子炉容器を支持する、 前記ペデスタル床の周囲を囲むペデスタル側 壁と、
水平方向に対して傾いた底面とその底面の周囲に鉛直方向に広がる壁によ つて囲まれた上に開いた炉心溶融物保持領域、 および、 水平方向の幅は一定 のまま前記炉心溶融物保持領域の底面に沿って上面が上昇しながら延びる互 いに平行な複数の冷却水流路が形成された冷却水チャンネルと、 前記冷却水 チャンネルの炉心溶融物保持領域に向かう面に取り付けられた耐熱材と、 を 備えてペデスタル床の上に設置されたコアキャッチャーと、
を有することを特徴とする原子炉格納容器。
[34] 原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉 心デブリを受け止めるコアキャッチャーの製造方法において、
冷却水が流れる複数の冷却チャンネルがその内部に形成されている本体断 片を製造する本体断片製造工程と、
複数の前記本体断片を前記冷却チャンネルが放射状に延びるように前記原 子炉容器の下方に配設する本体配設工程と、
前記冷却水を供給する冷却水注入配管を前記冷却チャンネルに接続する配 管接続工程と、
を有することを特徴とするコアキャッチャーの製造方法。
[35] ブロック状の耐熱材片を製造する工程と、
前記耐熱材片を前記冷却チャンネルの上面に取り付ける工程と、 を有することを特徴とする請求項 3 4に記載のコアキヤツチヤーの製造方 法。
[36] ブロック状の耐熱材片を製造する耐熱材片製造工程と、
前記本体断片製造工程および前記耐熱材片製造工程の後であって前記本体 配設工程の前に、 それぞれの前記本体断片の上面に前記耐熱材を取り付ける 工程と、
を有することを特徴とする請求項 3 4に記載のコアキヤツチヤーの製造方 法。
[37] 原子炉容器を格納する原子炉格納容器の製造方法において、
前記原子炉容器の下方に位置する空間を形成するペデスタル側壁の下端か ら所定の高さを径方向に拡大するペデスタル側壁拡大工程と、
冷却水が流れる放射状に延びた複数の冷却チャンネルがその内部に形成さ れている本体部を備え、 前記原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器 を貫通した際に発生する炉心デブリを受け止めるコアキャッチャーを、 前記 ペデスタル側壁の下端から前記所定の高さの鉛直方向範囲に配設するコアキ ャツチヤー配設工程と、
前記冷却水を供給する冷却水注入配管を前記冷却チャンネルに接続する配 管接続工程と、
を有することを特徴とする原子炉格納容器の製造方法。
[38] 前記コアキャッチャー配設工程は、
前記冷却チャンネルがその内部に形成されているコアキャッチャー本体断 片を製造する本体断片製造工程と、
複数の前記本体断片を前記冷却チャンネルが放射状に延びるように配設す る本体配設工程と、
を有することを特徴とする請求項 3 7記載の原子炉格納容器の製造方法。
PCT/JP2007/000115 2006-02-22 2007-02-22 コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法 WO2007099698A1 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2007800064868A CN101390170B (zh) 2006-02-22 2007-02-22 堆芯收集器
EP07713497.1A EP1988551B1 (en) 2006-02-22 2007-02-22 Core catcher
US12/195,067 US8358732B2 (en) 2006-02-22 2008-08-20 Core catcher, manufacturing method thereof, reactor containment vessel and manufacturing method thereof

Applications Claiming Priority (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2006044742A JP4612558B2 (ja) 2006-02-22 2006-02-22 コアキャッチャーおよび原子炉格納容器
JP2006-044742 2006-02-22
JP2006-053660 2006-02-28
JP2006053660A JP4828963B2 (ja) 2006-02-28 2006-02-28 炉心溶融物冷却装置、原子炉格納容器および炉心溶融物冷却装置の設置方法
JP2006-279969 2006-10-13
JP2006279969A JP2008139023A (ja) 2006-10-13 2006-10-13 原子炉溶融物保持装置および原子炉格納容器

Related Child Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
US12/195,067 Continuation-In-Part US8358732B2 (en) 2006-02-22 2008-08-20 Core catcher, manufacturing method thereof, reactor containment vessel and manufacturing method thereof

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2007099698A1 true WO2007099698A1 (ja) 2007-09-07

Family

ID=38458819

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2007/000115 WO2007099698A1 (ja) 2006-02-22 2007-02-22 コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法

Country Status (3)

Country Link
US (1) US8358732B2 (ja)
EP (1) EP1988551B1 (ja)
WO (1) WO2007099698A1 (ja)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009075113A1 (ja) * 2007-12-12 2009-06-18 Kabushiki Kaisha Toshiba 原子炉格納容器及び漏水検知床
JP2011007613A (ja) * 2009-06-25 2011-01-13 Toshiba Corp 原子炉格納容器ドレンサンプ
JP2011128142A (ja) * 2009-12-17 2011-06-30 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc 原子炉溶融阻止冷却装置
JP2014029303A (ja) * 2012-07-31 2014-02-13 Toshiba Corp 注水設備および原子炉システム
JP2014137237A (ja) * 2013-01-15 2014-07-28 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 溶融炉心保持装置及びそれを備えた原子炉格納容器
JP2017219464A (ja) * 2016-06-09 2017-12-14 株式会社東芝 コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010266286A (ja) * 2009-05-13 2010-11-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器
JP5703289B2 (ja) 2010-03-29 2015-04-15 株式会社東芝 炉心溶融物の保持装置
KR101005668B1 (ko) * 2010-06-14 2011-01-05 한국전력기술 주식회사 통합 냉각유로를 갖춘 코어 캐쳐
RU2456688C1 (ru) * 2010-12-17 2012-07-20 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" Реактор для аэс
JP2012247216A (ja) * 2011-05-25 2012-12-13 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置
JP5853054B2 (ja) * 2013-06-19 2016-02-09 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
US10147506B2 (en) 2014-04-03 2018-12-04 Bwxt Mpower, Inc. Conformal core cooling and containment structure
RU2606381C1 (ru) * 2016-04-04 2017-01-10 Константин Иванович Головко Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади
JP2019531472A (ja) * 2016-09-13 2019-10-31 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 滞留する液体の炉心を有するヒートパイプ式溶融塩高速炉
WO2018067308A2 (en) * 2016-09-21 2018-04-12 Elysium Industries Ltd. Reactor modular containment system
CN106409349B (zh) * 2016-09-30 2018-02-13 中山大学 一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统
KR101923802B1 (ko) * 2017-01-03 2018-11-29 한국수력원자력 주식회사 피동 작동형 노심 용융물 냉각장치
US11309096B1 (en) 2018-07-25 2022-04-19 National Technology & Engineering Solutions Of Sandia, Llc Injectable sacrificial material systems and methods to contain molten corium in nuclear accidents
RU2696612C1 (ru) * 2018-12-26 2019-08-05 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2435784A1 (fr) * 1978-07-20 1980-04-04 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus
US4342621A (en) * 1977-10-11 1982-08-03 Combustion Engineering, Inc. Molten core catcher and containment heat removal system
JPH06130169A (ja) 1992-10-20 1994-05-13 Hitachi Ltd 原子炉設備
JPH07110392A (ja) 1992-05-21 1995-04-25 France Etat 溶融した原子炉炉心の回収装置
JPH09138292A (ja) 1995-09-11 1997-05-27 Framatome Et Cogema <Fragema> 原子炉の溶融炉心の回収、冷却装置およびその方法
JPH09211166A (ja) * 1996-02-02 1997-08-15 Toshiba Corp 原子炉のコアキャッチャー
JP2001503135A (ja) * 1996-09-16 2001-03-06 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 排水構造物
JP2001166081A (ja) * 1999-11-17 2001-06-22 General Electric Co <Ge> ヒートパイプによる炉心キャッチャの冷却
JP2005195595A (ja) 2003-12-31 2005-07-21 General Electric Co <Ge> 炉心キャッチャ冷却

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2276663A1 (fr) * 1974-06-25 1976-01-23 Commissariat Energie Atomique Structure de support pour coeur de reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPH0827372B2 (ja) 1987-01-19 1996-03-21 株式会社東芝 原子炉格納容器
DE4041295A1 (de) * 1990-12-21 1992-07-02 Siemens Ag Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel
FR2676582B1 (fr) 1991-05-17 1993-09-10 Framatome Sa Dispositif de recuperation et de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire en fusion, a la suite d'un accident.
DE4211030C2 (de) * 1992-04-02 1994-03-10 Siemens Ag Kernreaktoranlage mit einem wassergekühlten Reaktor und Verfahren zum Betrieb derselben
JPH0633098U (ja) 1992-10-01 1994-04-28 石川島播磨重工業株式会社 原子炉格納容器
US5307390A (en) 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
DE4306864C2 (de) * 1993-03-05 1995-01-26 Siempelkamp Gmbh & Co Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze
US5291533A (en) * 1993-03-22 1994-03-01 Westinghouse Electric Corp. Cooling water distribution system
DE4322107A1 (de) 1993-07-02 1995-01-12 Siemens Ag Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
JPH07134193A (ja) 1993-11-12 1995-05-23 Toshiba Eng Co Ltd ドライウェルの冷却装置
DE4446421C2 (de) * 1994-12-23 2000-05-11 Siemens Ag Kühlsystem zur Kühlung eines zur Aufnahme von Kernschmelze ausgelegten Rückhalteraums
US5907588A (en) * 1995-04-05 1999-05-25 Siemens Aktiengesellschaft Device for collecting core melt from a reactor pressure vessel
US5699394A (en) * 1995-07-13 1997-12-16 Westinghouse Electric Corporation Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel
JP2004333357A (ja) 2003-05-09 2004-11-25 Toshiba Corp 原子炉格納容器

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4342621A (en) * 1977-10-11 1982-08-03 Combustion Engineering, Inc. Molten core catcher and containment heat removal system
FR2435784A1 (fr) * 1978-07-20 1980-04-04 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus
JPH07110392A (ja) 1992-05-21 1995-04-25 France Etat 溶融した原子炉炉心の回収装置
JPH06130169A (ja) 1992-10-20 1994-05-13 Hitachi Ltd 原子炉設備
JPH09138292A (ja) 1995-09-11 1997-05-27 Framatome Et Cogema <Fragema> 原子炉の溶融炉心の回収、冷却装置およびその方法
JPH09211166A (ja) * 1996-02-02 1997-08-15 Toshiba Corp 原子炉のコアキャッチャー
JP2001503135A (ja) * 1996-09-16 2001-03-06 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 排水構造物
JP2001166081A (ja) * 1999-11-17 2001-06-22 General Electric Co <Ge> ヒートパイプによる炉心キャッチャの冷却
JP2005195595A (ja) 2003-12-31 2005-07-21 General Electric Co <Ge> 炉心キャッチャ冷却

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP1988551A4 *
T.G.THEOFANOUS: "The Coolability Limits of A Reactor Pressure Vessel Lowerhead", NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, vol. 169, 1997, pages 59 - 76

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009075113A1 (ja) * 2007-12-12 2009-06-18 Kabushiki Kaisha Toshiba 原子炉格納容器及び漏水検知床
JP2009145135A (ja) * 2007-12-12 2009-07-02 Toshiba Corp 原子炉格納容器及び漏水検知床
JP2011007613A (ja) * 2009-06-25 2011-01-13 Toshiba Corp 原子炉格納容器ドレンサンプ
JP2011128142A (ja) * 2009-12-17 2011-06-30 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc 原子炉溶融阻止冷却装置
JP2014029303A (ja) * 2012-07-31 2014-02-13 Toshiba Corp 注水設備および原子炉システム
JP2014137237A (ja) * 2013-01-15 2014-07-28 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 溶融炉心保持装置及びそれを備えた原子炉格納容器
JP2017219464A (ja) * 2016-06-09 2017-12-14 株式会社東芝 コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント

Also Published As

Publication number Publication date
EP1988551B1 (en) 2015-01-28
US8358732B2 (en) 2013-01-22
EP1988551A4 (en) 2012-04-25
US20090080589A1 (en) 2009-03-26
EP1988551A1 (en) 2008-11-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2007099698A1 (ja) コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法
JP4612558B2 (ja) コアキャッチャーおよび原子炉格納容器
KR101005668B1 (ko) 통합 냉각유로를 갖춘 코어 캐쳐
US20170323694A1 (en) Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System
BR112017013046A2 (pt) sistema de confinamento e resfriamento de material fundido de núcleo de reator nuclear moderado por água e resfriado a água
JP5306257B2 (ja) 炉心溶融物冷却装置および原子炉格納容器
JP4828963B2 (ja) 炉心溶融物冷却装置、原子炉格納容器および炉心溶融物冷却装置の設置方法
JP5377064B2 (ja) 炉心溶融物保持装置および原子力プラント
JP3263402B2 (ja) 原子炉容器用間隙構造物
JP2011163829A (ja) 炉心溶融物冷却構造
JP5582858B2 (ja) 炉心溶融物保持構造体
CN105551539A (zh) 一种反应堆熔融物堆外滞留系统
US9384863B2 (en) Apparatus for retention of molten material outside generation IV reactor after nuclear power plant accident
JP2008139023A (ja) 原子炉溶融物保持装置および原子炉格納容器
JP2009052951A (ja) 炉心溶融物冷却装置および原子炉格納容器
JP2010271261A (ja) 炉心溶融物保持装置および格納容器
JP2008241657A (ja) 原子炉格納容器
JP2000504119A (ja) 原子炉容器用間隙構造物
CN103377722B (zh) 一种核电站事故后堆外熔融物滞留装置
CN114141396B (zh) 一种堆芯熔融物冷却收集装置
JP2010038571A (ja) 炉心溶融物冷却装置および炉心溶融物冷却方法
JP6204823B2 (ja) コアキャッチャ
JP2013076675A (ja) 液体金属冷却原子炉用受動冷却システム
JP2012021877A (ja) 炉心溶融物保持装置および格納容器
JP2011196700A (ja) 残留熱除去システム及び除去方法

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application
WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 200780006486.8

Country of ref document: CN

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2007713497

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: JP