JP2001513896A - 原子力プラント - Google Patents

原子力プラント

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Abstract

(57)【要約】 軽水型原子炉を備えた原子力プラントは上側空間2と下側空間3とを有する格納容器1を具備している。該下側空間3は分離部材4によって該上側空間から分離され、かつ冷却媒体16を収納するように配置されている。さらに本プラントは原子炉炉心10を収納し、かつ該上側空間2内に設けられた原子炉容器9とを具備している。該分離部材4は部分7を有し、該部分は前記下側空間3と対面している該部分7の表面が該冷却媒体16と接触するような位置に置かれるように配置されている。前記原子炉容器は該部分より上に設けられている。

Description

【発明の詳細な説明】 原子力プラント 発明の背景と従来技術 本発明は、上側空間と、分離部材によって該上側空間から分離され、かつ冷却 媒体を収納するように配置された下側空間とを有する格納容器と、原子炉炉心を 収納し、かつ該上側空間内に設けられた原子炉容器とを具備した、軽水型原子炉 を備えた原子力プラントに関するものである。 そのような原子力プラントは既知のものであり、これらは良好に機能すること が実証されている。しかしながら、もし何らかの理由で原子炉炉心が、燃料が溶 融し始め、かつ炉心の幾何学的形状が変化するような温度にまで到達すると、該 炉心はその初期位置から崩落し、原子炉容器の底部を貫通する、即ちいわゆる炉 心溶融が発生するかもしれない。この場合、炉心は格納容器の底面上に崩落する であろう。格納容器が完全であり、炉心が格納容器内に維持されている限り、多 量の放射性物質が周囲環境へ漏出するという実際の危険性はない。しかしながら 、もし炉心が溶融して格納容器を貫通すると、そのような漏出の危険性が生じる 。 この危険を防ぐために各種の対策が提案されている。そのような対策の1つは 、底面上に位置する炉心の上に冷却液体を散布することである。しかしながら、 そのような上からの冷却は、長時間の間、炉心のどのような部分であっても格納 容器を貫通するのを確実に防ぐのには不十分であることがわかっている。提案さ れている他の対策は、炉心を原子炉容器の下に設けられた水プールの中へ落下さ せることである。提案されているさらに他の対策は、二重壁の間で炉心を冷却す るための冷却媒体が循環するような、二重壁を有する格納容器の中へ炉心を落下 させることである。 発明の概要 本発明の目的は、原子炉容器の底部を貫通して崩落した炉心を、周囲環境への 放射性物質の放出の危険性をさらに減少させるようにして管理する方法を提供す ることにある。 この目的は、最初に定義した原子力プラントで、前記分離部材がある部分を有 し、該部分は前記下側空間と対面している該部分の表面が該冷却媒体と接触する ような位置に置かれるように配置されており、また前記原子炉容器が該部分より 上に設けられていることを特徴とする原子力プラントによって得られる。そのよ うな原子力プラントの設計によって、前記部分が冷却媒体の中に浸水され、炉心 溶融時の炉心が該部分の上に崩落するという特徴が得られる。これによって次の ような本質的な利点が得られる、即ち、一方で、前記部分の下面が下側空間内の 冷却媒体と接触しているという事実によって、炉心が受動的な態様で下から冷却 されるということ、他方で、炉心が格納容器の床面に到達する前に炉心が貫通す る別の障壁が設けられているということである。さらに、もし炉心がいずれにし ても前記部分を貫通しても、格納容器の完全な床面が炉心に対して有効になって いる、即ち、該炉心は冷却媒体によって覆われた広い領域上に分配される。有利 なことに、前記部分は冷却媒体がそれに沿って流れて前記部分から熱を除去する ことができるように配置された表面を有している。そのようにして、炉心溶融時 に崩落した炉心を下から効率的に冷却することができる。何故なら、冷却媒体が 前記表面に沿って流れ、自然循環によって炉心を冷却するからである。 本発明の他の実施例によると、前記分離部材は、前記部分から上向きに延在し 、かつ該部分を取り囲んだ壁部分を有し、該部分と該壁部分とが前記分離部材の キャビティーを形成している。そのような場合、炉心溶融時の炉心は限定された 空間内に位置することになり、前記壁部分は下側空間内の冷却媒体によって外側 から冷却されるようにもまたできる。さらに、溶融炉心が前記部分に到達する前 に、キャビティー(空洞)を水によって満たすことが可能であり、冷却がさらに 改善される。 本発明の他の実施例によると、前記下側空間内の冷却媒体と前記キャビティー との間で延在し、かつ該冷却媒体を該キャビティーへ供給することを可能にする ための、開放可能な連結部が設けられている。そのような場合、炉心を前記部分 を介して下から冷却するだけでなく、冷却媒体を炉心上へ直接供給することによ って冷却することもできる。従って、該開放可能な連結部は壁部分を貫通して延 在する配管を含み得る。そのようにして、炉心はさらに、例えば炉心上に流下す る冷却媒体によって、上からも冷却することができる。さらに、前記開放可能な 連結部は、所定温度で溶融し、かつこれによって該開放可能な連結部を開放する ように配置されたヒューズ部分を有している。そのようにして、該ヒューズ部分 によって十分な高温に到達するやいなや、付加的な冷却が行われることになる。 従って、前記ヒューズ部分は前記部分に含めることができ、冷却媒体はキャビテ ィー内へ下から流入することができる。 本発明の他の実施例によると、前記下部スペースは格納容器の下部抑制壁部に よって形成された底面を有し、前記部分が該底面からある距離をおいて設けられ 、該部分と該底面との間に少なくとも1つの本質的に垂直な支持板が延在してい る。 本発明の他の実施例によると、少なくとも1つのチャンネル(導管)が前記分 離部材を貫通して延在し、前記上側空間と下側空間とを連結しており、該チャン ネルが、前記下側空間内に、前記冷却媒体内に位置するように配置されたオリフ ィスを有している。上側空間内へ蒸気が放出されて、上側空間内の圧力が上昇す るようなことがあっても、そのようなチャンネルによって該蒸気は下側空間の中 へ導入され、冷却媒体の中で凝縮される。有利な実施例によると、前記開放可能 な連結部はキャビティー内にオリフィスを有し、これが前記チャンネルのオリフ ィスより低水準に設けられている。そのようにして、該開放可能な連結部におけ る冷却媒体の圧力は十分に高くなって、該冷却媒体が該開放可能な連結部を通っ てキャビティーの中へ流入することを許容し、従って、炉心は、炉心上の水から 発生する蒸気が下側空間内のより低温の冷却媒体によって凝縮されると同時に冷 却し得る。長時間に亘って炉心の効率的な冷却を確保するために、下側空間にお ける冷却媒体を冷却するための装置を配置し得る。 本発明の他の特徴及び利点は、以下の各種実施例の説明から明らかになるであ ろう。 図面の簡単な説明 本発明について、例示的な実施例によって、添付図面を参照しながら、より詳 細に説明する。 図1は本発明による原子力プラントの断面図である。 各種の実施例の詳細な説明 本発明は軽水型原子炉、即ち沸騰水型原子炉、BWR、あるいは加圧水型原子 炉、PWRを有する原子炉を備えた原子力プラントを言及しており、これらは冷 却媒体及び減速剤として水を用いている。図1は原子炉プラントを概略的に示し ており、中間壁形式の分離部材4によって相互に分離された上側空間2と下側空 間3を包囲する格納容器1からなっている。前記中間壁4は周囲の実質的に平坦 な部分とその中央部に設けられたキャビティー6とを含み、該キャビティーは下 側部分7と、該下側部分7の周囲に延在し、かつこの部分7と前記周囲部分5と を連結している壁部分8とによって画成されている。 前記上側空間2には原子炉容器9が設けられ、該容器は少なくとも部分的にキ ャビティー6の中へ下向きに延在するようになっている。10において、原子炉 容器9に収納された原子炉炉心が概略的に示されている。図示した原子力プラン トはいわゆる沸騰水型原子炉のタイプであり、格納容器1から出て、電気エネル ギーを発生させるためのタービンプラントへ延在する蒸気管11を有している。 該タービンプラントから給水管12が格納容器1を通って貫通し、原子炉容器9 の中へ戻っている。格納容器1より上には別の空間13が存在し、これは異なる プール、例えば補修及び燃料交換の間に燃料棒を設け得る水を貯めたプールを収 納するために配置されている。 前記上側空間2と下側空間3との間には、多数のチャンネル14、いわゆる吹 き落し(blow down)管が設けられている。図1にはそのような管14 が単に1本しか示されていないことに注意すべきである。前記格納容器1は下側 抑制壁15を有し、該壁は下側空間3の実質的に平坦な底面を形成している。該 下側空間3は冷却媒体16、例えば水を収納するように構成されている。さらに 、該下側空間3は、下側空間3におけるチャンネル14のオリフィスが冷却媒体 16の中に位置するような多量の冷却媒体16を収納するように構成されている 。さらに、図1においては、熱交換装置17が概略的に示されており、これは冷 却媒体16を冷却するための外部冷却回路に連結されるように構成されている。 さらに、前記平坦な部分15は少なくとも1つの一方向(one−way)弁5 ’を有しており、これは下側空間3の圧力が上側空間2の圧力より高くなった場 合に、両方の空間2と3の圧力を均衡させるために連結部を開放するように構成 さ れている。 さらに、図1にはキャビティー6と下側空間3との間の配管の形をした、開放 可能な連結部18が示されている。該開放可能な連結部18は、炉心溶融時に自 動開放を許可する弁部材を有し得る。該開放可能な連結部18はまた、所定レベ ルまで上昇された温度の下で溶けて、連結部18を開放する溶融ヒューズを有し 得る。さらに、連結部19を前記下側部分7に設けることができ、これもまた弁 部材即ち所定温度において溶融し、かつ連結部19を開放して、冷却媒体16が そこを通ってキャビティー16の中へ流入するような溶融ヒューズを有し得る。 図1から分かるように、沸騰水型原子炉においては、前記開放可能な連結部18 と19はチャンネル14のオリフィスより低い水準に設けられている。 前記熱交換装置17による冷却によって、上側空間2の圧力は下側空間3の圧 力より幾分高くなっており、チャンネル14内の水位は下側空間3の水位よりも 少し低くなっている。上側空間2内で蒸気漏洩が発生すると、該蒸気はチャンネ ル2内を通って下向きに配ばれ、冷却媒体16の中で凝縮される。下側空間3と その中に存在する冷却媒体16は結果的にいわゆる凝縮プールを形成する。 キャビティー6内の下側部分7は冷却媒体16内に浸水した下側表面を有し、 該表面に沿った冷却媒体の自然流の発生を許容している。そのような流れは該表 面を例えば凸状にすることで改善し得る。該表面はまた、実質的に平坦であって 、水平面に対して幾分傾斜することができる。また冷却媒体の流れを増加させ、 従って該部分7を冷却するために、他の形をした表面も可能である。該下側部分 7は各種タイプの材料で製作し得る。例えば、それは鋼板でできていてもよく、 その下側表面は下側空間3内の冷却媒体16と直接接触するように位置づけられ る。従って、キャビティー6と冷却媒体16との間に十分な熱移送が確立される 。さらに、前記下側部分7と格納容器1の下側抑制壁15との間に、垂直な支持 板20が設け得る。これらの支持板20は例えば星形状に形成でき、半径方向に 延在し得る。該支持板20の目的は、一方で下側部分7からの熱移送表面を増加 させ、他方で該下側部分7のための支持体を形成し、かつ例えばキャビティー6 内での蒸気爆発があった時に発生し得る力を吸収することにある。前記支持板2 0は下側部分7に沿った冷却媒体16の流れを邪魔することがないように設計さ れ、位 置決めされている。 もし何らかの理由で原子炉炉心10が温度上昇し、溶融し始め、従って原子炉 容器9内での位置を失い、原子炉容器9の底へ向かって崩落し、それを貫通する と、そのようにして幾何学的に変形した炉心10は下側部分7上に位置する。該 下側部分7と壁部分8とは冷却媒体16によって外側から冷却されるので、該部 分7は、少なくとも受動的な有利な状態にある間は、崩落した炉心10によって 発生される熱に耐える。炉心の冷却は、冷却媒体16を開放可能な連結部18お よび/または開放可能な連結部19を介して炉心へ直接供給することによって改 善される。チャンネル14のオリフィスが連結部18,19より上に位置してい るので、冷却媒体16の圧力は上側空間3内の圧力、特にキャビティー6内の圧 力を常に圧倒しており、冷却媒体16は該連結部18,19を通って流入する。 さらに、炉心が溶融した時に、キャビティー6とその底部7の設計は、キャビテ ィー中に崩落した炉心から熱を該底部7を介して冷却媒体16へ移送させ、下側 空間3の圧力が増加して上側空間2の圧力より高くなる。しかしながら、少なく とも下側空間3の圧力が上側空間2の圧力より高くなっている限りは、同時に、 冷却媒体は連結部18,19を介して炉心へ供給される。このようにして崩落し た炉心へ供給された冷却媒体は蒸発し、上側空間2の圧力が上昇し、チャンネル 14を通しての吹き落しが行われる。従って、状態は常時安定しておらず、崩落 した炉心によって発生するガスは両方の空間2,3の中に集められ、全体的な圧 力の減少が得られる。 もし冷却が不十分であれば、炉心はしばらくの後に溶融して下側部分7を貫通 し、下側空間3内の冷却媒体16の中へ崩落する。図1から分かるように、下側 空間3の底面は下側部分7よりかなり広い面積を有し、従って、該炉心は該底面 上の広い領域の上へ散布される。溶融炉心が部分7を通過している間、該炉心は 分割され、このようにして冷却効果も増加する。従って、これらの要因によって 炉心は冷却媒体16によってより効率的に冷却され、また炉心が格納容器1の下 側抑制壁15を貫通するのを防ぐことができる。 本発明による装置によって、炉心溶融が生じた時のさらなる障壁が設けられて いる。この設計は放射性物質が格納容器1から外部環境へ漏出しないように保証 するために本質的に重要である。また本発明による装置が完全に受動的な対策に 依存していること、即ち、炉心溶融時に格納容器1の完全性を確保するための、 ポンプあるいはその他の活発に駆動される装置の機能を有していないことに注目 すべきである。 本発明は開示した実施例に限定されるものではなく、添付した請求の範囲内に おいて変更、修正し得る。例えば、前記プラントは開放可能な連結部18,19 のいずれか1つを有していても、これら両者を有していても、あるいは全く開放 可能な連結部を有していなくてもよいことに注目すべきである。また壁部部分8 の周囲に延在する、より多くの開放可能な連結部を設けることもできる。 開示した実施例は沸騰水型原子炉に関するものであるが、本発明に関する原理 はまたいわゆる加圧水型原子炉にも適用できることに注目すべきである。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1.軽水型原子炉を備えた原子力プラントにおいて、上側空間(2)及び、分 離部材(4)によって該上側空間から分離され、かつ冷却媒体(16)を収納す るように配置された下側空間(3)とを有する格納容器(1)と、原子炉炉心( 10)を収納し、かつ該上側空間(2)内に設けられた原子炉容器(9)とを有 し、該分離部材(4)が部分(7)を有し、該部分は前記下側空間(3)と対面 している該部分(7)の表面が該冷却媒体(16)と接触するような位置に置か れるように配置されており、また前記原子炉容器が該部分(7)より上に設けら れていることを特徴とする原子力プラント。 2.前記部分(7)が表面を有し、前記冷却媒体(16)が前記表面に沿って 流れ、前記部分(7)から熱を除去するように該表面が配置されている、請求の 範囲第1項に記載された原子力プラント。 3.前記分離部材(4)が、前記部分(7)から上向きに延在し、かつ該部分 を取り囲む壁部分(8)を有し、該部分と該壁部分とが前記分離部材のキャビテ ィー(6)を画成している、請求の範囲第1項あるいは第2項に記載された原子 力プラント。 4.前記下側空間(3)内の冷却媒体(16)と前記キャビティー(6)との 間で延在し、かつ該冷却媒体(16)を該キャビティーへ供給することを可能に するために、開放可能な連結部(18,19)が設けられている、請求の範囲第 3項に記載された原子力プラント。 5.前記開放可能な連結部(18)が前記壁部分を貫通する配管を有する、請 求の範囲第4項に記載された原子力プラント。 6.前記開放可能な連結部(18,19)が、所定温度で溶融し、かつこれに よって該開放可能な連結部を開放するように配置されたヒューズ部分を有してい る、請求の範囲第4項あるいは第5項に記載された原子力プラント。 7.前記ヒューズ部分(19)が前記部分(7)に含まれている、請求の範囲 第6項に記載された原子力プラント。 8.前記開放可能な連結部が弁部材を有している、請求の範囲第4項から第6 項までのいずれか1項に記載された原子力プラント。 9.前記下側空間(3)が前記格納容器(1)の下部抑制壁によって形成され た底面(15)を有し、前記部分(7)が該底面(15)から所定距離をおいて 設けられ、該部分(7)と該底面(15)との間に少なくとも1つの実質的に垂 直な支持板(20)が延在している、請求の範囲第1項から第8項までのいずれ か1項に記載された原子力プラント。 10.少なくとも1つのチャンネル(14)が前記分離部材(4,5)を貫通し て延在し、前記上側空間(2)と下側空間(3)とを連結しており、該チャンネ ル(14)が、前記下側空間(3)内で、前記冷却媒体(16)内に位置するよ うに配置されたオリフィスを有している、請求の範囲第1項から第9項までのい すれか1項に記載された原子力プラント。 11.前記開放可能な連結部(18,19)が前記キャビティー(6)内にオリ フィスを有し、該オリフィスが前記チャンネル(14)の前記オリフィスより低 水準に設けられている、請求の範囲第4項あるいは第10項に記載された原子力 プラント。 12.前記冷却媒体(16)を冷却するための装置(17)が前記下側空間(3 )内に配置されている、請求の範囲第1項から第11項までのいずれか1項に記 載された原子力プラント。
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Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19809000C1 (de) * 1998-03-03 1999-07-22 Siemens Ag Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage
US6885720B2 (en) 2001-12-17 2005-04-26 General Electric Company Modular reactor containment system
US7558360B1 (en) 2003-12-31 2009-07-07 General Electric Company Core catcher cooling
DE102005032253B4 (de) * 2005-07-11 2008-09-18 Refractory Intellectual Property Gmbh & Co. Kg Wannenartige Kernschmelze-Rückhalteeinrichtung
US8867690B2 (en) * 2011-08-25 2014-10-21 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Pressurized water reactor with compact passive safety systems
DE102011115177B3 (de) * 2011-09-28 2012-07-12 Westinghouse Electric Germany Gmbh Kondensationskammerkühlsystem
CN103474107A (zh) * 2012-06-08 2013-12-25 中国核动力研究设计院 一种核反应堆容器综合保护装置
WO2022126445A1 (zh) * 2020-12-16 2022-06-23 中广核研究院有限公司 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全系统及安全控制方法

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment 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
SE428611B (sv) 1979-12-17 1983-07-11 Asea Atom Ab Nodkylningsanordning vid kokarvattenreaktor
DE3036232A1 (de) 1980-09-25 1982-05-06 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren und einrichtung zur notkuehlung gasgekuehlter schneller brutreaktoren
IT1228999B (it) * 1989-04-13 1991-07-12 Ente Naz Energia Elettrica Sistema di protezione dell'edificio di contenimento del reattore in centrali nucleari.
US5080857A (en) * 1989-09-19 1992-01-14 General Electric Company Passive lower drywell flooder
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
IT1251760B (it) * 1991-11-05 1995-05-23 Ente Naz Energia Elettrica Metodo per la protezione dell'integrita' del fondo del contenitore di un reattore in centrali nucleari e dispositivo per l'attuazione del metodo
FR2691572B1 (fr) * 1992-05-21 1994-07-08 Electricite De France Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire.
US5307390A (en) * 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
WO1994029877A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-22 Siemens Aktiengesellschaft Verschlusseinrichtung zum ingangsetzen der kühlung für eine kernschmelze
DE4319093A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter
DE4319094A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
WO1996020486A1 (de) * 1994-12-23 1996-07-04 Siemens Aktiengesellschaft Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns
US5596613A (en) * 1995-03-10 1997-01-21 General Electric Company Pressure suppression containment system for boiling water reactor

Also Published As

Publication number Publication date
WO1998039779A1 (en) 1998-09-11
ES2181182T3 (es) 2003-02-16
EP0965135B1 (en) 2002-08-14
TR199902122T2 (xx) 2000-01-21
SE508995C2 (sv) 1998-11-23
US6285727B1 (en) 2001-09-04
EP0965135A1 (en) 1999-12-22
SE9700823D0 (sv) 1997-03-07
ATE222398T1 (de) 2002-08-15
CN1249844A (zh) 2000-04-05
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