JP2001510559A - 炉心溶融物を収容し拡散させるための容器並びにその容器を備えた原子力設備 - Google Patents
炉心溶融物を収容し拡散させるための容器並びにその容器を備えた原子力設備Info
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Abstract
(57)【要約】
本発明は原子力設備の炉心溶融物を収容し拡散させるための構造化された特に格間状の底(3)を備えた容器(1)に関する。この底(3)は、熱良導性材料、多数の鉛直方向に見た最低点(5)と多数の鉛直方向に見た最高点(4)並びに外側壁(15)を有している。この外側壁(15)は鉛直方向に見た最低点(5)とそれに隣接する鉛直方向に見た最高点(4)との間を上り勾配で延びている。各鉛直方向に見た最高点(4)に容器内室(17)を通って延びる蒸気配管(6)が股けられている。この容器(1)により炉心溶融物(27)が冷却でき、これによって放射性エーロゾルの形成、蒸気爆発の発生、水素の発生が防止される。その上、外側壁が上り勾配で延びていることによって、熱伝導率を悪化させる局所的に固定された蒸気泡領域の形成が防止されるので、特に冷却作用が効果的に行われる。本発明は更に炉心溶融物を収容し拡散させるための容器(1)を備えた原子力設備に関する。
Description
【発明の詳細な説明】
炉心溶融物を収容し拡散させるための容器
並びにその容器を備えた原子力設備
本発明は、側壁および底を備え原子力設備の炉心溶融物を収容し拡散させるた
めの容器、並びに、原子炉ピット内に配置され炉心を含んでいる原子炉圧力容器
と炉心溶融物を収容し拡散させるための容器とを備えた原子力設備に関する。
原子力設備、特に軽水形原子力設備の安全設計においては、炉心が溶融するよ
うな最大仮想事故を抑制することも考慮されている。これは例えば、溶融した炉
心によって生ずる炉心溶融物を捕捉し冷却して周囲への影響を生じないようにす
る空間が原子炉圧力容器の直ぐ下にあるいは直ぐ横下に設けられることによって
行われる。それによって、そのような仮想事故の影響は原子力設備だけに限定さ
れる。例えば国際公開第94/29876号明細書に記載されているように横に
配置される構造の場合、捕捉室は大きな面積で形成される。これによって炉心溶
融物は大きな面積にわたって小さな層厚さで拡散され、これによって有効に冷却
できる大きな表面が生ずる。原子炉圧力容器が収容されている原子炉ピットから
、原子炉圧力容器の下に拡散室へ向けて貫通開口が通じている。この貫通開口は
原子力設備の通常運転中には閉じられている。拡散室並びに原子炉ピットは通常
運転中は無水状態にされているので、炉心溶融物が流出した際における蒸気爆発
は確実に防止される。炉心溶融物が拡散室に流入した際にはじめて拡散室に水が
受動的に導入される。その際に生ずる蒸気は拡散室から大きな面積にわたって放
出される。どんな場合でも原子炉ピット内における手に負えない蒸気の発生は確
実に防止される。
ドイツ特許出願公開第4322107号明細書において、炉心溶融物の拡散室
の底に配置されている冷却通路を通して冷却材が流入するような炉心溶融物を捕
捉し冷却する装置が知られている。ここでは底しか冷却されない。
本発明の課題は、炉心溶融物が一層有効に受動的に冷却され、どんな場合でも
蒸気の発生が制御されて少なく抑えられるような原子力設備の炉心溶融物の捕捉
容器を提供することにある。更に本発明の課題は、炉心溶融物が流出した際に蒸
気および水素の発生が十分に抑えられるような炉心溶融物の捕捉容器を備えた原
子力設備を提供することにある。
捕捉容器に関する課題は本発明に基づいて、原子力設備の炉心溶融物を収容し
拡散させるための容器が構造化された底を備え、この底が、
a) 熱良導性材料を有し、
b) 多数の鉛直方向に見た最低点と多数の鉛直方向に見た最高点とを有し、
c) 鉛直方向に見た最低点と鉛直方向に見た最高点との間を上り勾配で延びる
外側壁を有し、
鉛直方向に見た各最高点に容器内室を通って延びる蒸気配管が設けられているこ
とによって解決される。
ここで、鉛直方向に見た最高点とは一平面内にあるいは鉛直方向に見て異なっ
た高さに位置する底の局所的最高点を意味する。また、鉛直方向に見た最低点と
は一平面内にあるいは鉛直方向に見て異なったレベルに位置する底の局所的最低
点を意味する。鉛直方向に見た最高点とこれに隣接する鉛直方向に見た最低点と
の間を底の外側壁が上り勾配で延びていることは、これらの両点間では水平の経
過、即ち鉛直方向に見た一定レベルでの経過が十分に排除されていることを意味
する。これは、上昇しているないしは下降している底の外側面に接している冷却
液がその底で加熱されることによって上向きに上昇し、その中に生ずる蒸気泡が
蒸気配管を通って排出されるという利点を有する。この蒸気配管は、二相混合物
(蒸気/冷却液)が過渡的流れ相でさえも多量に貫流できるように設計されてい
る。この蒸気配管は例えば断熱材で作られるかあるいはそのような材料で包囲さ
れている。底の外側壁が上り勾配で延びていることによって、底の外側面に蒸気
泡領域が生じそのために容器から冷却液への熱伝達が害されるということが有効
に防止される。特に、容器の中に流入する炉心溶融物が冷却液に直接接触せず、
従って手に負えない蒸気の発生、即ち蒸気爆発が確実に防止されるという利点が
ある。炉心溶融物と容器の底を包囲する冷却液ないし容器に接続されている冷却
装置との間でしか熱交換は行われない。炉心溶融物に続いて容器の中に流入する
金属と冷却液との直接接触が防止されることによって、冷却液(特に水)とその
金属との間の水素を発生する反応が防止される。好適には底は局所的最低点と鉛
直方向に見た最高点との間で厳密に単調な勾配で延び、その勾配は局所的最低点
と鉛直方向に見た最高点との間で一定している。これによってその底は製造技術
的に特に簡単に製造できる。
底は好適には1〜10cm、特に5cmの厚さを有し、その厚さは熱良導性材
料として鋼を有する底において特に有利に適用される。底は炉心溶融物に直接接
触するので、この底の材料の熱伝導度は底の範囲においてできるだけ早く外皮が
形成されるように選定されねばならない。鋼は高い熱伝導度によって数分内に底
の直ぐ周辺で炉心溶融物が硬化するようにする。
容器は好適には熱良導性材料から成る天井で閉じられている。炉心溶融物が容
器の中に侵入した際、天井は炉心溶融物と直接接触しないが、熱放射のために天
井に高い熱負荷が与えられる。従って天井は特に熱放射によって与えられる熱が
早く放出されるように設計されねばならない。この場合天井は別個の冷却系に接
続されるかあるいは特に底を包囲する冷却液に蒸気配管を介して接続される。
容器内における過圧の発生を防止するために、差圧に応じて開かれる閉鎖要素
で閉じられている流体流れ用配管が天井を貫通して導かれている。その閉鎖要素
は例えば一方向破裂ダイアフラムである。この破裂ダイアフラムの開放は好適に
は容器の内圧が容器の外圧より高い差圧においてしか行われない。このために破
裂ダイアフラムは例えば容器側を下側金網で支持されている。天井を貫通する配
管は鉛直方向に見て、それが天井の冷却に使われる冷却液のレベルを越えて上方
に突出するように導かれている。
容器の底は好適にはそれぞれの角錐、円錐、半殻体(ドーム)の尖端となって
いる鉛直方向に見た単一の最高点を有している。ドームあるいは角錐(円錐)は
横断面円形あるいは矩形をしている。他の横断面形状、例えば横断面三角形や楕
円形にすることも勿論できる。
この場合容器の底は格子状構造を有し、その鉛直方向に見た最低点は格子線上
に位置し、格子線で形成された三角形あるいは四角形内に鉛直方向に見た単一の
最高点が配置されている。鉛直方向に見た単一の最高点に特に簡単にそれぞれの
蒸気配管が接続される。鉛直方向に見た最高点および鉛直方向に見た最低点は交
差しない線上にも配置でき、これによって底は互いに交差しないほぼ平行な溝を
有するように構造化される。あるいはまた交差する格子線は鉛直方向に見た最低
点によって形成される。
原子力設備に関する課題は本発明に基づいて、原子炉ピット内に配置され炉心
を含んでいる原子炉圧力容器と原子炉ピットに接続でき炉心溶融物を収納し拡散
させるための容器とを有している原子力設備によって解決される。この容器は熱
良導性材料、多数の鉛直方向に見た最低点と多数の鉛直方向に見た最高点並びに
外側壁を有し、この外側壁が鉛直方向に見た最低点とこれに隣接する鉛直方向に
見た最高点との間を上り勾配で延び冷却液で包囲されている。更に鉛直方向に見
た最高点に容器内室を通って延びる蒸気配管が設けられている。炉心溶融物を収
容し拡散させるための容器を備え、その底が交互に上昇および下降して延び外側
から冷却液で冷却されるような原子力設備は、容器内で底上に集められ保持され
た炉心溶融物が底の外側壁に悪い熱伝導率の蒸気膜が形成されることなしに効果
的に冷却されることを保証する。そのような蒸気膜の形成が防止されることによ
って、炉心溶融物の効果的な冷却および確実な封じ込めが保証される。特に底が
良好な熱伝導率を有することによって底の範囲において炉心溶融物の外皮が急速
に形成される。万一外側壁で生じた蒸気は蒸気配管を介して効果的に排出され、
そのためにこの蒸気配管は発生した蒸気が上ってくる底の鉛直方向に見た最高点
に設けられている。底は好適には金属、特に鋼で作られている。容器の側壁も同
様に熱良導性材料つまり金属で作られる。この側壁は原子力設備の支持構造物、
特にコンクリート構造物に一体化することもできる。蒸気配管は熱良導性材料あ
るいは断熱材で作られる。炉心溶融物を冷却液と直接接触することなしに容器を
外側冷却することによって、蒸気爆発並びに特に炉心溶融物内を一緒に運ばれる
溶融した原子力設備の金属による水素の発生が確実に防止される。また炉心溶融
物の表面における放射性エーロゾルの発生が冷却液との直接接触の防止によって
かなり減少する。更にエーロゾルが生じたときもその拡散は狭い空間領域に限定
される。特に原子力設備の周囲にエーロゾルが放出されることはない。
容器は好適には炉心溶融物から出される放射熱負荷を受けて冷却系にあるいは
直接冷却液に放出するのに適している熱良導性材料から成る天井で閉じられてい
る。これによって、炉心溶融物に直接接触する底を介して熱エネルギが多量に排
出され且つ熱放射で放出される炉心溶融物の熱も短時間に天井で吸収されること
が保証される。
好適には容器は完全に冷却液で包囲されている。冷却液は原子力設備の通常運
転中に既に容器を包囲しているかあるいは炉心溶融事故が生じた際に注水によっ
て導入される。いずれの場合も、炉心溶融事故の際に炉心溶融物が容器の中に侵
入した際にこの容器が冷却目的で完全に冷却液で包囲されていることが保証され
る。
容器は寸法設計および材料選定に応じて原子力設備の支持構造物に上方から固
定され特に懸架されるかあるいは下方から支えられないしは係留される。容器の
固定は好適には、容器が熱膨張できこれによって炉心溶融物が流入した際に熱応
力の発生が防止されるように行われる。容器は好適には鉛直方向に見て原子炉圧
力容器の下方において原子炉ピットの開口に例えば通路や溝などを介して接続さ
れている。
炉心溶融物を効果的に大きな面積で拡散させるために容器は好適には100〜
200m2、特に170m2の水平横断面積を有している。容器の底が上昇および
下降する経過をたどっていることによって、実際に炉心溶融物に直接接触して冷
却するために利用される底の表面がその平面的横断面積よりもかなり大きくなっ
ている。従って、底の構造を適当に選定することによって、要求に応じて容器の
冷却力並びに炉心溶融物の拡散を決定することができる。
図を参照して炉心溶融物の容器並びに原子力設備を詳細に説明する。
図1は原子力設備の縦断面図、
図2は炉心溶融物の捕捉容器の拡大斜視図、
図3は図2の一部の一層の拡大縦断面図、
図4および図5は捕捉容器の底の横断面図である。
図1には原子力設備が概略縦断面図で示されている。コンテインメント22内
において原子炉ピット11の中に原子炉圧力容器10が保持されている。原子炉
圧力容器10は炉心12を含んでいる。原子炉ピット11の中に鉛直方向に見て
原子炉圧力容器10の下に、この原子炉圧力容器10の下にある原子炉ピット1
1の自由空間を小さくする充填体21が配置されている。原子炉ピット11は鉛
直方向に見て原子炉圧力容器10の横下に、炉心溶融物27の捕捉室23に開口
している通過開口19を有している。この通過開口19は原子力設備の通常運転
中にその両端がそれぞれ閉鎖要素20によって水密に閉じられている。原子炉ピ
ット11の中ではその閉鎖要素20の前に充填体21が配置されている。この充
填体21は炉心溶融物27に接触した際に溶けて、閉鎖要素20への経路を開放
し、この閉鎖要素20も炉心溶融物27と接触した際に壊れて、通過開口19を
開ける。捕捉室23内に通過開口19に直結して炉心溶融物27を収容し拡散さ
せるための容器1が配置されている。この容器1は容器内室17への流入開口1
8、側壁2、底3および天井7を有している。底3および天井7は熱良導性材料
、特に鋼で作られている。底3は縦断面ジグザグ状に延びている。捕捉室23は
原子力設備の通常運転中に既にレベル24まで冷却液13で充填され、そのレベ
ル24は鉛直方向に見て天井7の上に位置している。捕捉室23内の冷却液13
の充填は原子炉圧力容器10からの炉心溶融物の流出後および容器1内における
炉心溶融物27の流入前にも行われている。従って容器1はいずれの場合も炉心
溶融物27の流入前に冷却液13で完全に覆われている。従って原子力設備の通
常運転中あるいは運転故障中に生ずる凝縮液は危険なしに捕捉室23に導かれる
。捕捉室23は容器1の固定にも使用される特にコンクリートから成る支持構造
物14によって形成されている。捕捉室23は蒸気排出通路25に通じている流
出開口26を有している。以下において同一符号は同一部分を指す。
図2には図1における捕捉室23が拡大斜視図で示されている。捕捉室23お
よび容器1はそれぞれ扇形に相当する横断面形状をしている。容器1は原子炉ピ
ット11の通過開口19に接続されている原子炉ピット11に向いた流入開口1
8を有している。炉心溶融物27はこの流入開口18を通って容器1の中に流入
できる。容器1は多数の鉛直方向に見た最高点4と多数の鉛直方向に見た最低点
5とを持つ底3を有している。鉛直方向に見た最高点4並びに鉛直方向に見た最
低点5はそれぞれ一つの平面内に位置されている。底3の外側壁15並びに内側
壁16は鉛直方向に見た最高点4に対してそれぞれ同一の一定勾配で延びている
。鉛直方向に見た最高点4にはそれぞれ容器内室17を垂直に貫通して延び天井
7
において捕捉室23に開口している蒸気配管6が接続されている。これによって
鉛直方向に見て底3の下と鉛直方向に見て天井7の上とに存在する冷却液13、
特に冷却水が互いに連通されている。容器1は原子力設備の支持構造物14に多
数の取付け要素28を介して結合されている。これらの取付け要素28はそれぞ
れ天井7に固定されているので、容器1は捕捉室23内で熱膨張できる。天井7
には垂直に延び容器内室17を捕捉室23の冷却液13のレベル24の上側の部
位に連通する配管8も固定されている。これによって必要な場合に容器内室17
と捕捉室23ならびにコンテインメント22の内部とが互いに圧力バランスされ
る。
図3には容器1の一部が一層拡大して示されている。鉛直方向に見た最高点4
と鉛直方向に見た最低点5とから成る窪みが格間状に配置された底3の構造にお
いて、図示された炉心溶融物27は底3に集められる。容器1は冷却液13で完
全に包囲され、概略的に図示されているように容器1の外側壁15において、炉
心溶融物27から放出される熱により蒸気泡が形成される。外側壁15が上り勾
配で延びていることによって、垂直に延びる蒸気配管6を通る蒸気泡並びに冷却
液13の流れが自然対流で引き起こされる。外側壁15がいつも上り勾配で延び
水平に延びていないことによって、有効冷却を著しく害してしまう蒸気膜の形成
が防止される。これにより炉心溶融物27は効果的に冷却され急速に硬化される
。従って続いて溶融物が注ぎ込んで来ても問題はない。また事情によって熱応力
のために底に亀裂が生じても、これは炉心溶融物が急速に外皮を形成することに
よって塞がれる。容器1の天井7に圧力配管8が接続されている。この圧力配管
8はそれぞれ閉鎖要素9、特に破裂ダイアフラムで閉じられている。この破裂ダ
イアフラム9はその天井7側面に補強体30、特に下側金網を有している。これ
によって、容器内に過圧がかかった際に破裂ダイアフラム9が壊れて、圧力配管
8が開かれ、これによって、閉鎖要素20が溶けた際に通過開口19を通しての
放圧が不十分であるときでも容器1の放圧が行われることが保証される。しかし
捕捉室23内における圧力が瞬間的に増大した際には破裂ダイアフラム9は壊れ
ず、これによって放射性エーロゾルおよび他の核分裂生成物の望ましくない流出
が確実に防止される。放射性エーロゾルおよび他の核分裂生成物を補助的に保持
する
ために圧力配管8は冷却液13内を逆サイフォンの様式でU形に導かれている。
図4および図5には扇状容器1が横断面図で示されている。図4は、角錐状隆
起部が存在しその各角錐状隆起部の尖端に鉛直方向に見た最高点4が位置してい
るような構造化された底3を示している。その角錐はほぼ横断面正方形をしてい
るので、鉛直方向に見た最低点5(破線で図示)は交差している格子線上に位置
している。鉛直方向に見た単一の最高点4にそれぞれ断熱材から成る蒸気配管6
が配置されている。図5は図4とは逆の構造をした底3を示している。ここでは
鉛直方向に見た最低点5が単一的に分布し、逆さに立てた角錐の尖端に位置して
いる。従って、鉛直方向に見た最高点4は破線で図示した交差する格子線上に位
置している。勿論、角錐は他の横断面形状に例えば横断面円形、楕円形あるいは
三角形にすることもできる。
本発明は、交互に上昇および下降して延びる外側壁を備えた構造化された底を
有する炉心溶融物を収容して拡散させるための容器によって特徴づけられる。特
に外側壁は角錐あるいは円錐の形で延び、その尖端において垂直の蒸気配管が容
器を貫通して導かれている。底は熱良導性材料から成っているので、角錐あるい
は円錐によって形成されている底の中間空間に集まった炉心溶融物は熱を外側壁
に良好に放出する。冷却液は外側壁に接し、この冷却液は自然対流によって外側
壁の熱を上方に搬出する。外側壁が上り勾配で延びていることによって、熱伝達
を悪化させ炉心溶融物の熱エネルギの放出を妨害する空間的に固定された蒸気膜
の形成が効果的に防止される。容器の外側壁における炉心溶融物の冷却によって
溶融物と冷却液との直接接触が防止される。これによって、炉心溶融物を冷却す
る際に蒸気爆発が生ぜず、また炉心溶融物で一緒に運ばれる金属によって水素が
発生されないことが保証される。追加的に炉心溶融物の表面における放射性エー
ロゾルの形成が十分に回避され、そのようなエーロゾルの容器からの排出が制限
される。従って、原子力設備の周囲へのエーロゾルの排出はたとえ完全に防止さ
れなくても有効に減少する。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1.原子力設備の炉心溶融物(27)を収容し拡散させるための容器(1)にお いて、この容器(1)が構造化された底(3)を備え、この底(3)が、 a) 熱良導性材料を有し、 b) 多数の鉛直方向に見た最低点(5)と多数の鉛直方向に見た最高点(4) とを有し、 c) 鉛直方向に見た最低点(5)とそれに隣接する鉛直方向に見た最高点 (4)との間を上り勾配で延びる外側壁(15)を有し、 鉛直方向に見た各最高点(4)に容器内室(17)を通って延びる蒸気配管(6 )が設けられている炉心溶融物を収容し拡散させるための容器。 2.底(3)が鉛直方向に見た最高点(4)と鉛直方向に見た最低点(5)との 間を上り勾配で延びる内側壁(16)を有している請求項1記載の容器(1)。 3.熱良導性材料から成る天井(7)で閉じられている請求項1又は2記載の容 器(1)。 4.差圧に応じて作動して開く閉鎖要素(9)で閉じられている流体流れ用配管 (8)が天井(7)を貫通して設けられている請求項3記載の容器(1)。 5.底(3)がそれぞれ鉛直方向に見た最高点(4)を中心としてドーム状ある いは角錐状に形成されている請求項1ないし4の1つに記載の容器(1)。 6.底(3)が1〜10cmの厚さを有している請求項1ないし5の1つに記載 の容器(1)。 7.底(3)が金属で作られている請求項1ないし6の1つに記載の容器(1) 。 8.原子炉ピット(11)内に配置され炉心(12)を含んでいる原子炉圧力容 器(10)と、原子炉ピット(11)に接続でき側壁(2)および底(3)を備 え炉心溶融物(27)を収容し拡散させるための容器(1)とを備えた原子力設 備において、容器(1)の底(3)が、 a) 熱良導性材料を有し、 b) 多数の鉛直方向に見た最低点(5)と多数の鉛直方向に見た最高点(4) とを有し、 c) 鉛直方向に見た最低点(5)とそれに隣接する鉛直方向に見た最高点 (4)との間を上り勾配で延び冷却液(13)で包囲されている外側壁(1 5)を有し、 鉛直方向に見た各最高点(4)に容器内室(17)を通って延びる蒸気配管(6 )が設けられている原子力設備。 9.容器(1)が熱良導性材料から成る天井(7)で閉じられている請求項8記 載の原子力設備。 10.容器(1)が炉心(12)の溶融事故の際に冷却液(13)で完全に包囲 されている請求項9記載の原子力設備。 11.容器(1)が通常運転中に冷却液(13)で完全に包囲されている請求項 8ないし10の1つに記載の原子力設備。 12.容器(1)が支持構造物(14)に熱膨張可能に取り付けられている請求 項8ないし11の1つに記載の原子力設備。 13.容器(1)が100〜200m2の横断面積を有している請求項8ないし 12の1つに記載の原子力設備。
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Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
JP2012247216A (ja) | 2011-05-25 | 2012-12-13 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置 |
CN103165198A (zh) * | 2013-01-08 | 2013-06-19 | 上海核工程研究设计院 | 有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器 |
JP2017058313A (ja) * | 2015-09-18 | 2017-03-23 | 株式会社東芝 | コアキャッチャー及びこれを備えた原子炉格納容器 |
RU2696612C1 (ru) * | 2018-12-26 | 2019-08-05 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Устройство локализации расплава |
Family Cites Families (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4116764A (en) * | 1976-02-11 | 1978-09-26 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Apparatus for controlling nuclear core debris |
JPS54155388A (en) * | 1978-05-30 | 1979-12-07 | Toshiba Corp | Nuclear reactor |
DE2840086C2 (de) | 1978-09-14 | 1981-09-24 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Kernreaktoranlage mit einer Auffangeinrichtung für einen abschmelzenden Reaktorkern |
DE2925680C2 (de) | 1979-06-26 | 1981-08-27 | Hans Ulrich 7300 Esslingen Leiste | Auffangvorrichtung für schmelzende Brennelemente eines Atomreaktors |
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
USH91H (en) * | 1983-03-04 | 1986-07-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris |
FR2616578B1 (fr) * | 1987-06-11 | 1991-01-18 | Savoie Electrodes Refract | Dispositif pour empecher la penetration dans le sol d'un coeur de reacteur nucleaire fondu |
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. |
FR2681718B1 (fr) * | 1991-09-20 | 1994-02-11 | Framatome | Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident. |
FR2683375B1 (fr) * | 1991-11-06 | 1994-01-07 | Commissariat A Energie Atomique | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle. |
DE4211030C2 (de) | 1992-04-02 | 1994-03-10 | Siemens Ag | Kernreaktoranlage mit einem wassergekühlten Reaktor und Verfahren zum Betrieb derselben |
EP0587959A1 (de) * | 1992-09-14 | 1994-03-23 | Elektrowatt Ingenieurunternehmung Ag | Kernschmelzerückhaltevorrichtung für Leichtwasserreaktoren |
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 |
DE4319094A1 (de) * | 1993-06-08 | 1994-12-15 | Siemens Ag | Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
DE4322107A1 (de) * | 1993-07-02 | 1995-01-12 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
DE4446421C2 (de) * | 1994-12-23 | 2000-05-11 | Siemens Ag | Kühlsystem zur Kühlung eines zur Aufnahme von Kernschmelze ausgelegten Rückhalteraums |
DE19527462C1 (de) * | 1995-07-27 | 1996-12-05 | Siemens Ag | Behälter zur Aufnahme und Ausbreitung von Kernschmelze sowie Kernkraftanlage mit einem solchen Behälter |
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1996
- 1996-12-05 WO PCT/EP1996/005450 patent/WO1998025273A1/de active Application Filing
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