JP2013108772A - Melt collector - Google Patents

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誠司 鶴岡
Shotaro Hayashi
翔太郎 林
Hiroshi Aida
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a melt collector capable of improving safety by cooling melt dropped from a reactor at an early stage.SOLUTION: A cavity 86 is formed under a pressurized water reactor 12, a collection plate 93 located under the pressurized water reactor 12 to receive melt dropped from the pressurized water reactor 12 is formed in the cavity 86, a plurality of recesses 94 are formed on the collection plat 93 at a predetermined interval, and cooling water passages 95 are formed between the plurality of recesses 94.

Description

本発明は、原子力発電プラントで苛酷事故が発生した場合に、炉心から落下する溶融物を早期に冷却する溶融物の捕集装置に関するものである。   The present invention relates to a melt collecting device for quickly cooling a melt falling from a core when a severe accident occurs in a nuclear power plant.

原子力発電プラントの一つとして、加圧水型原子炉があり、この加圧水型原子炉では、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電している。   One of the nuclear power plants is a pressurized water reactor. In this pressurized water reactor, light water is used as a reactor coolant and a neutron moderator, and high-temperature and high-pressure water that does not boil throughout the primary system is used. Water is sent to a steam generator to generate steam by heat exchange, and this steam is sent to a turbine generator to generate electricity.

このような加圧水型原子炉にて、原子炉格納容器は、岩盤等の堅固な地盤上に立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメントが区画されている。そして、このコンパートメントを画成する筒形状をなすコンクリート構造物により、中心部に原子炉容器が垂下して支持され、その下方にキャビティが画成されている。この原子炉にて、原子炉容器内には、複数の燃料棒の間に所定数の制御棒が挿入されて格子状に配列された燃料集合体が所定数格納されている。   In such a pressurized water reactor, the reactor containment vessel is erected on a solid ground such as a bedrock, and a plurality of compartments are partitioned inside by reinforced concrete or the like. And the reactor vessel is suspended and supported at the center by a cylindrical concrete structure that defines this compartment, and a cavity is defined below the reactor vessel. In this nuclear reactor, a predetermined number of fuel assemblies in which a predetermined number of control rods are inserted between a plurality of fuel rods and arranged in a grid are stored in the reactor vessel.

このように構成された原子力発電プラントにて、冷却材喪失事故(LOCA)または過渡事象(トランジェント)が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器の内部の炉心を冷却することで発生する熱を十分に除去するようにしている。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がこの原子炉容器を破損させ、下部を貫通してキャビティへ落下する。一般的には、このような事故に備えて、炉心の溶融物が原子炉容器より流出したときに、流出した溶融物をキャビティにて受け止め、冷却水により冷却して安全性を確保している。   When a loss of coolant accident (LOCA) or a transient event (transient) occurs in a nuclear power plant configured in this way, an emergency core cooling device is activated to cool the core inside the reactor vessel. The generated heat is sufficiently removed. However, if this emergency core cooling system fails, the core cannot be cooled, the core inside the reactor vessel is melted, and molten material such as molten fuel breaks the reactor vessel and penetrates the lower part. And fall into the cavity. In general, in preparation for such an accident, when the melt in the core flows out of the reactor vessel, the molten melt is received in the cavity and cooled with cooling water to ensure safety. .

このような技術として、例えば、特許文献1、2に記載されたものがある。この特許文献1に記載された炉心溶融物用捕集貯蔵所では、炉心溶融物の入口に対して炉心溶融物の補集区域を形成する底凹部を有する貯蔵所を設け、分離ウェブを各底凹部の間に設けている。また、特許文献2に記載された原子炉格納容器では、加圧水型原子炉の下方に非常時に冷却水を供給可能なキャビティを設け、このキャビティに加圧水型原子炉からの溶融物を拡散する傾斜板を設けている。   Examples of such a technique include those described in Patent Documents 1 and 2. In the core melt collection repository described in Patent Document 1, a reservoir having a bottom recess for forming a core melt collection area is provided with respect to the core melt inlet, and a separation web is provided for each bottom web. It is provided between the recesses. In the reactor containment vessel described in Patent Document 2, a cavity that can supply cooling water in an emergency is provided below the pressurized water reactor, and an inclined plate that diffuses the melt from the pressurized water reactor into this cavity. Is provided.

特許第3117952号公報Japanese Patent No. 3117952 特開2010−266286号公報JP 2010-266286 A

従来の原子炉格納容器では、落下した溶融物をこのキャビティで一時冷却し、その後に取り出す必要がある。そして、溶融物を効率的に冷却するために、この溶融物を複数の小堆積物に分離し、所定の間隔をあけて保持して冷却することが望ましい。上述した従来の装置では、溶融物を早期に複数の小体積物に分離し、所定の間隔をあけて保持することで、この溶融物を効率的に冷却することが困難である。   In a conventional nuclear reactor containment vessel, it is necessary to temporarily cool the fallen melt in this cavity and then remove it. And in order to cool a melt efficiently, it is desirable to separate this melt into a plurality of small deposits, hold it at predetermined intervals, and cool it. In the conventional apparatus described above, it is difficult to efficiently cool the melt by separating the melt into a plurality of small volumes at an early stage and holding the melt at a predetermined interval.

本発明は上述した課題を解決するものであり、原子炉から落下する溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図る溶融物の捕集装置を提供することを目的とする。   This invention solves the subject mentioned above, and aims at providing the collection apparatus of the melt which aims at the improvement of safety | security by cooling the melt falling from a nuclear reactor at an early stage.

上記の目的を達成するための本発明の溶融物の捕集装置は、原子炉の下方のキャビティに設けられる溶融物の捕集装置であって、前記キャビティにおける前記原子炉の下方に位置して前記原子炉から落下する溶融物を受け止める捕集面と、前記捕集面に所定の間隔で形成される複数の凹部と、前記複数の凹部の間に設けられる冷却媒体流通路と、を備えることを特徴とするものである。   In order to achieve the above object, a melt collecting apparatus of the present invention is a melt collecting apparatus provided in a cavity below a nuclear reactor, and is located below the nuclear reactor in the cavity. A collection surface for receiving the melt falling from the nuclear reactor, a plurality of recesses formed at predetermined intervals on the collection surface, and a cooling medium flow path provided between the plurality of recesses. It is characterized by.

従って、非常時に、原子炉が破損して溶融物がキャビティに落下すると、この溶融物は捕集面で受け止められて拡散され、この捕集面にある複数の凹部に捕集され、この複数の凹部に捕集された小体積物としての溶融物は、冷却媒体流通路を流れる冷却媒体により冷却されることとなり、原子炉から落下する溶融物を小体積物に分離し、この溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。   Therefore, in the event of an emergency, when the nuclear reactor breaks down and the melt falls into the cavity, the melt is received and diffused by the collection surface, and collected in a plurality of recesses on the collection surface. The melt as a small volume collected in the recess is cooled by the cooling medium flowing through the cooling medium flow path, and the melt falling from the nuclear reactor is separated into small volumes, and this melt is quickly removed. Cooling can improve safety.

本発明の溶融物の捕集装置では、前記キャビティは、前記原子炉の下方に設けられる溶融物の受け止め領域と、該受け止め領域に隣接して溶融物を捕集して冷却する捕集領域を有し、前記受け止め領域における前記捕集面は、前記捕集領域側に向かって下方へ傾斜する傾斜面であり、前記捕集領域における前記捕集面に前記複数の凹部が形成されることを特徴としている。   In the melt collecting apparatus of the present invention, the cavity includes a melt receiving area provided below the nuclear reactor, and a collecting area for collecting and cooling the melt adjacent to the receiving area. And the collection surface in the receiving region is an inclined surface inclined downward toward the collection region side, and the plurality of recesses are formed in the collection surface in the collection region. It is a feature.

従って、原子炉からの溶融物は、捕集面で受け止められて傾斜面により受け止め領域から捕集領域に移動することで拡散され、捕集領域にある複数の凹部に捕集されることとなり、原子炉から離間した捕集領域で溶融物を小体積物に分離することで、この溶融物を早期に冷却することができる。   Therefore, the melt from the nuclear reactor is received by the collecting surface and diffused by moving from the receiving region to the collecting region by the inclined surface, and is collected in a plurality of recesses in the collecting region, By separating the melt into small volumes in a collection region separated from the reactor, the melt can be cooled early.

本発明の溶融物の捕集装置では、保護コンクリートの上部に所定厚さの捕集板が固定され、前記捕集面は、前記捕集板の上面に形成されることを特徴としている。   In the melt collecting apparatus of the present invention, a collecting plate having a predetermined thickness is fixed to the upper part of the protective concrete, and the collecting surface is formed on the upper surface of the collecting plate.

従って、保護コンクリートの上部に捕集板を固定して捕集面を形成することで、構造の簡素化を可能とすることができる。   Therefore, the structure can be simplified by fixing the collecting plate to the upper part of the protective concrete and forming the collecting surface.

本発明の溶融物の捕集装置では、前記捕集板は、前記複数の凹部が形成された上板と、平面形状をなす下板とが接合されることで構成され、前記上板と前記下板との間に前記冷却媒体流通路が形成されることを特徴としている。   In the melt collecting apparatus of the present invention, the collecting plate is configured by joining an upper plate on which the plurality of concave portions are formed and a lower plate having a planar shape, and the upper plate and the The cooling medium flow passage is formed between the lower plate and the lower plate.

従って、凹部が形成された上板と下板とを接合して捕集板を構成し、その間に冷却媒体流通路を形成することで、捕集板内に容易に冷却媒体流通路を確保することができ、捕集板の局所的な冷却を行うことができると共に、製作性を向上することができる。   Therefore, the upper plate and the lower plate in which the recesses are formed are joined to form the collection plate, and the cooling medium flow passage is formed therebetween, thereby easily securing the cooling medium flow passage in the collection plate. It is possible to perform local cooling of the collecting plate and improve the manufacturability.

本発明の溶融物の捕集装置では、前記捕集板は、前記上板の上面に耐熱部材が固定されることを特徴としている。   In the melt collecting apparatus of the present invention, the collecting plate is characterized in that a heat-resistant member is fixed to the upper surface of the upper plate.

従って、捕集板の上面に耐熱部材を固定することで、溶融物による捕集面の損傷を抑制することができる。   Therefore, by fixing the heat-resistant member on the upper surface of the collection plate, damage to the collection surface due to the melt can be suppressed.

本発明の溶融物の捕集装置では、前記複数の凹部は、千鳥状に配置形成され、前記冷却媒体流通路は、前記複数の凹部を避けて屈曲して配置されることを特徴としている。   In the melt collecting apparatus of the present invention, the plurality of recesses are arranged and formed in a staggered manner, and the cooling medium flow passage is bent and arranged avoiding the plurality of recesses.

従って、複数の凹部を千鳥状に配置して冷却媒体流通路を屈曲して配置することで、冷却媒体により捕集した溶融物の冷却を効率的に行うことができる。   Therefore, the melt collected by the cooling medium can be efficiently cooled by arranging the plurality of recesses in a zigzag manner and bending the cooling medium flow path.

本発明の溶融物の捕集装置では、前記複数の凹部は、逆円錐台形状または逆角錐台形状をなすことを特徴としている。   In the melt collecting apparatus of the present invention, the plurality of recesses have an inverted truncated cone shape or an inverted truncated pyramid shape.

従って、逆円錐台形状または逆角錐台形状をなす凹部により表面積を拡大することで、溶融物の冷却効率を向上することができる。   Therefore, the cooling efficiency of the melt can be improved by enlarging the surface area by the concave portion having the inverted truncated cone shape or the inverted truncated pyramid shape.

本発明の溶融物の捕集装置によれば、原子炉から落下する溶融物を受け止める捕集面を設け、この捕集面に複数の凹部を所定の間隔で形成し、複数の凹部の間に冷却媒体流通路を設けるので、原子炉から落下する溶融物を小体積物に分離し、この溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。   According to the melt collecting apparatus of the present invention, a collecting surface for receiving the melt falling from the nuclear reactor is provided, and a plurality of concave portions are formed on the collecting surface at a predetermined interval, and the plurality of concave portions are formed between the plurality of concave portions. Since the cooling medium flow passage is provided, it is possible to improve the safety by separating the melt falling from the nuclear reactor into small volumes and cooling the melt at an early stage.

図1は、本発明の実施例1に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置の概略構成図である。FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a melt collecting device applied to a nuclear reactor containment vessel according to Embodiment 1 of the present invention. 図2は、実施例1の溶融物の捕集装置を表す概略平面図である。FIG. 2 is a schematic plan view illustrating the melt collecting apparatus according to the first embodiment. 図3は、実施例1の溶融物の捕集装置における捕集板の断面図である。FIG. 3 is a cross-sectional view of a collecting plate in the melt collecting apparatus according to the first embodiment. 図4は、実施例1の原子炉格納容器が適用される原子力発電プラントを表す概略構成図である。FIG. 4 is a schematic configuration diagram illustrating a nuclear power plant to which the reactor containment vessel of the first embodiment is applied. 図5は、加圧水型原子炉の原子炉構造を表す断面図である。FIG. 5 is a cross-sectional view showing a reactor structure of a pressurized water reactor. 図6は、実施例1の原子炉格納容器の概略構成図である。FIG. 6 is a schematic configuration diagram of the reactor containment vessel according to the first embodiment. 図7は、本発明の実施例2に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置における捕集板の平面図である。FIG. 7 is a plan view of a collection plate in the melt collection apparatus applied to the reactor containment vessel according to the second embodiment of the present invention. 図8は、本発明の実施例3に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置における捕集板の平面図である。FIG. 8 is a plan view of a collection plate in the melt collection apparatus applied to the reactor containment vessel according to Example 3 of the present invention. 図9は、本発明の実施例4に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置の概略構成図である。FIG. 9 is a schematic configuration diagram of a melt collection device applied to a nuclear reactor containment vessel according to Embodiment 4 of the present invention. 図10−1は、実施例4の捕集板の第1部材を表す側面図である。10-1 is a side view illustrating a first member of the collection plate of Example 4. FIG. 図10−2は、実施例4の捕集板の第1部材を表す平面図である。10-2 is a plan view illustrating the first member of the collection plate of Example 4. FIG. 図11−1は、実施例4の捕集板の第2部材を表す側面図である。FIG. 11A is a side view illustrating the second member of the collection plate of the fourth embodiment. 図11−2は、実施例4の捕集板の第2部材を表す平面図である。11-2 is a plan view illustrating a second member of the collection plate of Example 4. FIG. 図12は、実施例4の捕集板における第1部材の連結状態を表す平面図である。FIG. 12 is a plan view illustrating a connection state of the first member in the collection plate of the fourth embodiment. 図13は、実施例4の捕集板を表す平面図である。FIG. 13 is a plan view illustrating a collecting plate according to the fourth embodiment. 図14は、実施例4の捕集板おける断面図である。14 is a cross-sectional view of the collection plate of Example 4. FIG.

以下に添付図面を参照して、本発明に係る溶融物の捕集装置の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。   Exemplary embodiments of a melt collecting apparatus according to the present invention will be described below in detail with reference to the accompanying drawings. In addition, this invention is not limited by this Example, Moreover, when there exists multiple Example, what comprises combining each Example is also included.

図1は、本発明の実施例1に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置の概略構成図、図2は、実施例1の溶融物の捕集装置を表す概略平面図、図3は、実施例1の溶融物の捕集装置における傾斜板の断面図、図4は、実施例1の原子炉格納容器が適用される原子力発電プラントを表す概略構成図、図5は、加圧水型原子炉の原子炉構造を表す断面図、図6は、実施例1の原子炉格納容器の概略構成図である。   FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a melt collecting device applied to a reactor containment vessel according to a first embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a schematic plan view illustrating the melt collecting device of the first embodiment. 3 is a cross-sectional view of an inclined plate in the melt collecting apparatus of Example 1, FIG. 4 is a schematic configuration diagram showing a nuclear power plant to which the reactor containment vessel of Example 1 is applied, and FIG. FIG. 6 is a schematic diagram of a reactor containment vessel according to the first embodiment.

実施例1の原子力発電プラントに適用された原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉(PWR:Pressurized Water Reactor)である。   The nuclear reactor applied to the nuclear power plant of Example 1 uses light water as a reactor coolant and a neutron moderator to produce high-temperature and high-pressure water that does not boil over the entire primary system, and sends this high-temperature and high-pressure water to a steam generator. This is a pressurized water reactor (PWR) that generates steam by heat exchange and sends the steam to a turbine generator to generate electricity.

即ち、この加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図4に示すように、原子炉格納容器11内には、加圧水型原子炉12及び蒸気発生器13が格納されており、この加圧水型原子炉12と蒸気発生器13とは冷却水配管14,15を介して連結されており、冷却水配管14に加圧器16が設けられ、冷却水配管15に冷却水ポンプ17が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器16により160気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉12にて、燃料として低濃縮ウランまたはMOXにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器16により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管14を通して蒸気発生器13に送られる。この蒸気発生器13では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管15を通して加圧水型原子炉12に戻される。   That is, in the nuclear power plant having this pressurized water reactor, as shown in FIG. 4, the pressurized water reactor 12 and the steam generator 13 are stored in the reactor containment vessel 11. The furnace 12 and the steam generator 13 are connected via cooling water pipes 14 and 15, a pressurizer 16 is provided in the cooling water pipe 14, and a cooling water pump 17 is provided in the cooling water pipe 15. In this case, light water is used as the moderator and the primary cooling water, and the primary cooling system is controlled by the pressurizer 16 so as to maintain a high pressure state of about 160 atm in order to suppress boiling of the primary cooling water in the core. Yes. Therefore, in the pressurized water reactor 12, light water is heated as primary cooling water using low-enriched uranium or MOX as fuel, and the high-temperature primary cooling water is maintained at a predetermined high pressure by the pressurizer 16 through the cooling water pipe 14. It is sent to the steam generator 13. In the steam generator 13, heat exchange is performed between the high-pressure and high-temperature primary cooling water and the secondary cooling water, and the cooled primary cooling water is returned to the pressurized water reactor 12 through the cooling water pipe 15.

蒸気発生器13は、原子炉格納容器11の外部に設けられたタービン18及び復水器19と冷却水配管20,21を介して連結されており、冷却水配管21に給水ポンプ22が設けられている。また、タービン18には発電機23が接続され、復水器19には冷却水(例えば、海水)を給排する取水管24及び排水管25が連結されている。従って、蒸気発生器13にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管20を通してタービン18に送られ、この蒸気によりタービン18を駆動して発電機23により発電を行う。タービン18を駆動した蒸気は、復水器19で冷却された後、冷却水配管21を通して蒸気発生器13に戻される。   The steam generator 13 is connected to a turbine 18 and a condenser 19 provided outside the reactor containment vessel 11 through cooling water pipes 20 and 21, and a water supply pump 22 is provided in the cooling water pipe 21. ing. Further, a generator 23 is connected to the turbine 18, and a condenser pipe 19 is connected to a water intake pipe 24 and a drain pipe 25 for supplying and discharging cooling water (for example, seawater). Accordingly, the steam generated by exchanging heat with the high-pressure and high-temperature primary cooling water in the steam generator 13 is sent to the turbine 18 through the cooling water pipe 20, and the turbine 18 is driven by this steam to generate the generator 23. To generate electricity. The steam that has driven the turbine 18 is cooled by the condenser 19, and then returned to the steam generator 13 through the cooling water pipe 21.

また、加圧水型原子炉12において、図5に示すように、原子炉容器41は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体42とその上部に装着される原子炉容器蓋(上鏡)43により構成されており、この原子炉容器本体42に対して原子炉容器蓋43が複数のスタッドボルト44及びナット45により開閉可能に固定されている。   Further, in the pressurized water reactor 12, as shown in FIG. 5, the reactor vessel 41 has a reactor vessel main body 42 and a reactor vessel mounted on the upper portion thereof so that the internal structure can be inserted therein. A lid (upper mirror) 43 is configured, and the reactor vessel lid 43 is fixed to the reactor vessel body 42 by a plurality of stud bolts 44 and nuts 45 so as to be opened and closed.

この原子炉容器本体42は、原子炉容器蓋43を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が球面状をなす下鏡46により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体42は、上部に一次冷却水としての軽水(冷却材)を供給する入口ノズル(入口管台)47と、軽水を排出する出口ノズル(出口管台)48が形成されている。また、原子炉容器本体42は、この入口ノズル47及び出口ノズル48とは別に、図示しない注水ノズル(注水管台)が形成されている。   The reactor vessel main body 42 has a cylindrical shape in which the upper portion can be opened by removing the reactor vessel lid 43 and the lower portion is closed by a lower mirror 46 having a spherical shape. The reactor vessel main body 42 is formed with an inlet nozzle (inlet nozzle) 47 for supplying light water (coolant) as primary cooling water and an outlet nozzle (exit nozzle) 48 for discharging light water on the upper part. Yes. In addition to the inlet nozzle 47 and the outlet nozzle 48, the reactor vessel main body 42 is formed with a water injection nozzle (water injection pipe stand) (not shown).

原子炉容器本体42は、内部にて、入口ノズル47及び出口ノズル48より上方に上部炉心支持板49が固定される一方、下方の下鏡46の近傍に位置して下部炉心支持板50が固定されている。この上部炉心支持板49及び下部炉心支持板50は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板49は、複数の炉心支持ロッド51を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板52が連結されている。   In the reactor vessel main body 42, an upper core support plate 49 is fixed above the inlet nozzle 47 and the outlet nozzle 48, while a lower core support plate 50 is fixed near the lower mirror 46 below. Has been. The upper core support plate 49 and the lower core support plate 50 have a disk shape and are formed with a number of communication holes (not shown). The upper core support plate 49 is connected to an upper core plate 52 formed with a plurality of communication holes (not shown) below via a plurality of core support rods 51.

原子炉容器本体42は、内部に円筒形状をなす炉心槽53が内壁面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽53は、上部が上部炉心板52に連結され、下部に円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板54が連結されている。そして、この下部炉心板54は、下部炉心支持板50に支持されている。即ち、炉心槽53は、原子炉容器本体42の下部炉心支持板50に吊り下げ支持されることとなる。   In the reactor vessel main body 42, a cylindrical core tank 53 having a cylindrical shape is disposed with a predetermined gap from the inner wall surface. The core tank 53 is connected to the upper core plate 52 at the upper part, and has a disk shape at the lower part. The lower core plate 54 in which a large number of communication holes (not shown) are formed is connected. The lower core plate 54 is supported by the lower core support plate 50. That is, the core tank 53 is suspended and supported by the lower core support plate 50 of the reactor vessel main body 42.

炉心55は、上部炉心板52と炉心槽53と下部炉心板54により形成されており、この炉心55は、内部に多数の燃料集合体56が配置されている。この燃料集合体56は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。また、炉心55は、内部に多数の制御棒57が配置されている。この多数の制御棒57は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ58となり、燃料集合体56内に挿入可能となっている。上部炉心支持板49は、この上部炉心支持板49を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管59が固定されており、各制御棒クラスタ案内管59は、下端部が燃料集合体56内の制御棒クラスタ58まで延出されている。   The core 55 is formed by an upper core plate 52, a core tank 53, and a lower core plate 54. The core 55 has a large number of fuel assemblies 56 disposed therein. Although not shown, the fuel assembly 56 is configured by bundling a large number of fuel rods in a lattice shape by a support lattice, and an upper nozzle is fixed to the upper end portion and a lower nozzle is fixed to the lower end portion. The core 55 has a large number of control rods 57 arranged therein. The large number of control rods 57 are combined at the upper end portion into a control rod cluster 58 that can be inserted into the fuel assembly 56. A number of control rod cluster guide tubes 59 are fixed to the upper core support plate 49 so as to pass through the upper core support plate 49, and the lower end portion of each control rod cluster guide tube 59 is controlled in the fuel assembly 56. It extends to the bar cluster 58.

原子炉容器41を構成する原子炉容器蓋43は、上部に磁気式ジャッキの制御棒駆動装置60が設けられており、原子炉容器蓋43と一体をなすハウジング61内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管59は、上端部が制御棒駆動装置60まで延出され、この制御棒駆動装置60から延出されて制御棒クラスタ駆動軸62が、制御棒クラスタ案内管59内を通って燃料集合体56まで延出され、制御棒クラスタ58を把持可能となっている。   The reactor vessel lid 43 constituting the reactor vessel 41 is provided with a control jack drive device 60 of a magnetic jack at the upper portion, and is accommodated in a housing 61 that is integrated with the reactor vessel lid 43. A large number of control rod cluster guide tubes 59 are extended at the upper end to the control rod drive device 60, and the control rod cluster drive shaft 62 extends from the control rod drive device 60 in the control rod cluster guide tube 59. It extends to the fuel assembly 56 and can grip the control rod cluster 58.

この制御棒駆動装置60は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ58に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸62を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。   The control rod driving device 60 extends in the vertical direction and is connected to the control rod cluster 58, and a plurality of circumferential grooves are arranged on the surface thereof at equal pitches in the longitudinal direction. The power of the reactor is controlled by moving up and down with a magnetic jack.

また、原子炉容器本体42は、下鏡46を貫通する多数の計装管台63が設けられ、この各計装管台63は、炉内側の上端部に炉内計装案内管64が固定される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ65が連結されている。各炉内計装案内管64は、上端部が下部炉心支持板50に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板66,67が取り付けられている。シンブルチューブ68は、中性子束を計測可能な中性子束検出器(図示略)が装着されており、コンジットチューブ65から計装管台63及び炉内計装案内管64を通り、下部炉心板54を貫通して燃料集合体56まで挿入可能となっている。   The reactor vessel main body 42 is provided with a number of instrumentation nozzles 63 penetrating the lower mirror 46. Each instrumentation nozzle 63 has an in-reactor instrumentation guide pipe 64 fixed to the upper end portion inside the reactor. On the other hand, a conduit tube 65 is connected to the lower end portion outside the furnace. Each in-core instrumentation guide tube 64 has an upper end connected to the lower core support plate 50, and upper and lower connecting plates 66 and 67 for suppressing vibration are attached. The thimble tube 68 is equipped with a neutron flux detector (not shown) capable of measuring a neutron flux, passes from the conduit tube 65 through the instrumentation nozzle 63 and the in-core instrumentation guide pipe 64, and passes through the lower core plate 54. The fuel assembly 56 can be inserted through.

従って、制御棒駆動装置60により制御棒クラスタ駆動軸62を移動して燃料集合体56に制御棒57を挿入することで、炉心55内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器41内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル48から排出され、上述したように、蒸気発生器13に送られる。即ち、燃料集合体56を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。また、制御棒57を燃料集合体56に挿入することで、炉心55内で生成される中性子数を調整し、また、原子炉を緊急に停止するときに炉心55に急速に挿入される。   Accordingly, the control rod cluster drive shaft 62 is moved by the control rod drive device 60 and the control rod 57 is inserted into the fuel assembly 56, thereby controlling the nuclear fission in the reactor core 55 and the generated thermal energy to the reactor vessel. The light water filled in 41 is heated, and high-temperature light water is discharged from the outlet nozzle 48 and sent to the steam generator 13 as described above. That is, the nuclear fuel constituting the fuel assembly 56 is fissioned to release neutrons, and the light water as the moderator and the primary cooling water reduces the kinetic energy of the released fast neutrons to become thermal neutrons, and new It is easy to cause nuclear fission and takes away the generated heat to cool. Further, by inserting the control rod 57 into the fuel assembly 56, the number of neutrons generated in the core 55 is adjusted, and the control rod 57 is rapidly inserted into the core 55 when the reactor is urgently stopped.

また、原子炉容器41は、炉心55に対して、その上方に出口ノズル48に連通する上部プレナム69が形成されると共に、下方に下部プレナム70が形成されている。そして、原子炉容器41と炉心槽53との間に入口ノズル47及び下部プレナム70に連通するダウンカマー部71が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル47から原子炉容器本体42内に流入し、ダウンカマー部71を下向きに流れ落ちて下部プレナム70に至り、この下部プレナム70の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板50及び下部炉心板54を通過した後、炉心55に流入する。この炉心55に流入した軽水は、炉心55を構成する燃料集合体56から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体56を冷却する一方、高温となって上部炉心板52を通過して上部プレナム69まで上昇し、出口ノズル48を通って排出される。   In the reactor vessel 41, an upper plenum 69 communicating with the outlet nozzle 48 is formed above the core 55, and a lower plenum 70 is formed below. A downcomer portion 71 that communicates with the inlet nozzle 47 and the lower plenum 70 is formed between the reactor vessel 41 and the reactor core 53. Accordingly, the light water flows into the reactor vessel main body 42 from the inlet nozzle 47, flows down the downcomer portion 71 and reaches the lower plenum 70, and is guided upward by the spherical inner surface of the lower plenum 70. Then, after passing through the lower core support plate 50 and the lower core plate 54, it flows into the core 55. The light water that has flowed into the core 55 absorbs heat energy generated from the fuel assemblies 56 constituting the core 55 to cool the fuel assemblies 56, and at the same time passes through the upper core plate 52 at a high temperature. Ascending to the upper plenum 69 and discharged through the outlet nozzle 48.

上述した原子力発電プラントの原子炉格納容器11は、図6に示すように、岩盤等の堅固な地盤81上に外部と圧力境界を形成する鋼板ライナ82を介して立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメント、例えば、上部コンパートメント83及び蒸気発生器ループ室84が区画されている。原子炉格納容器11内の中央部に、蒸気発生器ループ室84を画成する筒形状をなすコンクリート構造物85が形成されており、このコンクリート構造物85により加圧水型原子炉12(原子炉容器41)が垂下して支持されている。そして、蒸気発生器ループ室84には蒸気発生器13が配置され、冷却水配管14,15により連結されている。   As shown in FIG. 6, the nuclear reactor power plant containment vessel 11 described above is erected on a solid ground 81 such as a bedrock via a steel plate liner 82 that forms a pressure boundary with the outside, and is internally formed by reinforced concrete or the like. A plurality of compartments, for example, an upper compartment 83 and a steam generator loop chamber 84 are defined. A concrete structure 85 having a cylindrical shape that defines a steam generator loop chamber 84 is formed in the central portion of the reactor containment vessel 11, and the pressurized water reactor 12 (reactor container) is formed by the concrete structure 85. 41) is suspended and supported. The steam generator 13 is disposed in the steam generator loop chamber 84 and is connected by cooling water pipes 14 and 15.

また、原子炉格納容器11内には、コンクリート構造物85により原子炉容器41の下方に位置してキャビティ86が画成されており、このキャビティ86は、ドレンライン87を介して蒸気発生器ループ室84に連通している。そして、原子炉格納容器11には、燃料取替用水ピット88が設けられ、非常時にこの燃料取替用水ピット88の冷却水を加圧水型原子炉12に供給して冷却する原子炉冷却経路(冷却水供給装置)89と、冷却水を原子炉格納容器11に散布して冷却する原子炉格納容器冷却経路(冷却水供給装置)90が設けられている。そして、原子炉格納容器11に散布された冷却水は、蒸気発生器ループ室84からドレンライン87を介してキャビティ86に貯留される。   Further, in the reactor containment vessel 11, a cavity 86 is defined by the concrete structure 85 located below the reactor vessel 41, and this cavity 86 is connected to the steam generator loop via the drain line 87. It communicates with the chamber 84. The reactor containment vessel 11 is provided with a fuel replacement water pit 88. In an emergency, a coolant cooling path (cooling) for supplying the cooling water of the fuel replacement water pit 88 to the pressurized water reactor 12 for cooling is provided. A water supply device) 89 and a reactor containment vessel cooling path (cooling water supply device) 90 for spraying and cooling cooling water to the reactor containment vessel 11 are provided. Then, the cooling water sprayed in the reactor containment vessel 11 is stored in the cavity 86 from the steam generator loop chamber 84 through the drain line 87.

なお、図示しないが、原子炉格納容器11には、キャビティ86に冷却水を供給する消火水などの外部注入経路が設けられ、この外部注入経路は、基端部が原子炉格納容器11の外部に設置される消火水などの外部供給設備に連結される一方、先端部がキャビティ86に連通している。   Although not shown, the reactor containment vessel 11 is provided with an external injection path such as fire extinguishing water for supplying cooling water to the cavity 86, and the base end portion of the external injection path is outside the reactor containment vessel 11. While connected to an external supply facility such as fire extinguishing water installed at the top, the tip portion communicates with the cavity 86.

このように構成された原子炉格納容器11にて、本実施例では、加圧水型原子炉12の下方に冷却水を供給可能なキャビティ86が設けられ、このキャビティ86に、非常時に、加圧水型原子炉12から落下した溶融物を受け止めて冷却する捕集装置91が設けられている。   In the reactor containment vessel 11 configured as described above, in this embodiment, a cavity 86 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and the pressurized water atom is provided in the cavity 86 in an emergency. A collecting device 91 that receives and cools the molten material dropped from the furnace 12 is provided.

原子力発電プラントにて、冷却材喪失事故(LOCA)などが発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、加圧水型原子炉12を含む原子炉冷却設備内に冷却水が供給されて炉心を冷却、発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がこの原子炉容器を破損させ、下部を貫通してキャビティ86へ落下する。このとき、キャビティ86には冷却水が供給可能となっており、このキャビティ86に落下した溶融物は、冷却水により冷却される。しかし、キャビティ86に落下した溶融物は、冷却水との相互作用によって細粒化または塊状に固化するものの、固体となったデブリが山状に堆積した場合、特に、内部を十分に冷却することが困難となる。   When a loss of coolant accident (LOCA) or the like occurs in a nuclear power plant, an emergency core cooling device is activated and cooling water is supplied into the reactor cooling facility including the pressurized water reactor 12 to cool the core. Thoroughly remove generated heat. However, if this emergency core cooling system fails, the core cannot be cooled, the core inside the reactor vessel is melted, and molten material such as molten fuel breaks the reactor vessel and penetrates the lower part. Then, it falls into the cavity 86. At this time, cooling water can be supplied to the cavity 86, and the melt falling into the cavity 86 is cooled by the cooling water. However, the melt that has fallen into the cavity 86 is finely granulated or solidified by the interaction with the cooling water. However, when the solid debris accumulates in a mountain shape, the inside should be sufficiently cooled. It becomes difficult.

本実施例の捕集装置91は、加圧水型原子炉12から落下した溶融物を受け止めると共に、小体積物に分離拡散することで、溶融物の表面積を広げて冷却効率を向上するものである。   The collection device 91 of the present embodiment receives the melt dropped from the pressurized water reactor 12 and separates and diffuses the melt into a small volume, thereby increasing the surface area of the melt and improving the cooling efficiency.

この捕集装置91において、図1から図3に示すように、キャビティ86は、コンクリート構造物85により加圧水型原子炉12の下方に形成されている。このキャビティ86は、加圧水型原子炉12の下方から水平方向の一方側に延出した横穴形状をなし、基端部が加圧水型原子炉12の下方に位置し、先端部側が加圧水型原子炉12の下方から離間している。この場合、キャビティ86は、先端部側の上部がドレンライン87を介して蒸気発生器ループ室84(図6参照)に連通している。   In this collection device 91, as shown in FIGS. 1 to 3, the cavity 86 is formed below the pressurized water reactor 12 by the concrete structure 85. The cavity 86 has a horizontal hole shape extending from the lower side of the pressurized water reactor 12 to one side in the horizontal direction, the proximal end portion is located below the pressurized water reactor 12, and the distal end side is the pressurized water reactor 12. It is spaced apart from below. In this case, the cavity 86 communicates with the steam generator loop chamber 84 (see FIG. 6) through the drain line 87 at the upper end on the tip side.

このキャビティ86にて、鋼製ライナ82の上部には、これを保護するための保護コンクリート85aが設けられており、この保護コンクリート85aの上面に捕集装置91が配置されている。即ち、キャビティ86は、加圧水型原子炉12の下方に設けられる溶融物の受け止め領域86aと、受け止め領域86aに隣接して溶融物を拡散して冷却する捕集領域86bを有しており、受け止め領域86aと捕集領域86bとは、連通路92を通して連通されている。この連通路92は、受け止め領域86a及び捕集領域86bの通路面積より狭い通路面積となっている。   In the cavity 86, a protective concrete 85a for protecting the steel liner 82 is provided on the upper portion of the steel liner 82, and a collecting device 91 is disposed on the upper surface of the protective concrete 85a. That is, the cavity 86 has a melt receiving area 86a provided below the pressurized water reactor 12, and a collection area 86b adjacent to the receiving area 86a for diffusing and cooling the melt. The area 86 a and the collection area 86 b are communicated with each other through the communication path 92. The communication passage 92 has a passage area that is narrower than the passage areas of the receiving region 86a and the collection region 86b.

保護コンクリート85aは、連通路92を含む受け止め領域86aでは、上面が傾斜面85bとなっており、捕集領域86bでは、上面が水平面85cとなっている。捕集装置91を構成する捕集板93は、この保護コンクリート85aの上面部に固定されており、上面が加圧水型原子炉12から落下する溶融物を受け止める捕集面を構成している。この捕集板93は、受け止め領域86aから連通路92に至る領域に傾斜面93aが形成され、捕集領域86bの領域が水平面93bとなっている。この傾斜面93aは、捕集領域86b側に向かって下方へ傾斜している。   In the receiving area 86a including the communication path 92, the upper surface of the protective concrete 85a is an inclined surface 85b, and the upper surface of the collection area 86b is a horizontal plane 85c. The collection plate 93 constituting the collection device 91 is fixed to the upper surface portion of the protective concrete 85 a, and the upper surface constitutes a collection surface for receiving the melt falling from the pressurized water reactor 12. In the collection plate 93, an inclined surface 93a is formed in an area from the receiving area 86a to the communication path 92, and an area of the collection area 86b is a horizontal plane 93b. The inclined surface 93a is inclined downward toward the collection region 86b.

また、捕集板93は、捕集領域86bに対応する水平面93bに所定の間隔で千鳥状に配列される複数の凹部94が形成されている。この各凹部94は、隣接するもの同士が等間隔で配置されており、キャビティ86に壁面に接触して形成されている。また、捕集板93は、内部に複数の凹部94の間に位置して冷却水流通路(冷却媒体流通路)95が設けられている。この冷却水流通路95は、捕集板93の内部を前後左右に配置され、全てが連通されている。そして、冷却水流通路95は、図示しない冷却水循環経路が連結され、非常時に、冷却材喪失事故などが発生したとき、ポンプを駆動し、キャビティ86に貯留された冷却水を冷却水循環経路から冷却水流通路95に循環可能とすると共に、熱交換器により循環する冷却水を冷却可能としている。   Further, the collecting plate 93 is formed with a plurality of concave portions 94 arranged in a staggered pattern at predetermined intervals on a horizontal surface 93b corresponding to the collecting region 86b. The recesses 94 are arranged adjacent to each other at equal intervals, and are formed in contact with the wall surface of the cavity 86. The collecting plate 93 is provided with a cooling water flow passage (cooling medium flow passage) 95 between the plurality of recesses 94. The cooling water flow passage 95 is arranged inside the collection plate 93 in the front-rear and left-right directions, and all of them are in communication. The cooling water flow passage 95 is connected to a cooling water circulation path (not shown), and in the event of an emergency, when a coolant loss accident or the like occurs, the pump is driven and the cooling water stored in the cavity 86 flows from the cooling water circulation path. While being able to circulate through the passage 95, the cooling water circulated by the heat exchanger can be cooled.

即ち、捕集板93は、複数の凹部94が形成された上板96と、平面形状をなす下板97とが接合されることで構成され、上板96と下板97との間に冷却水流通路95が形成されている。そして、捕集板93は、上板96の上面に耐熱部材98が固定されている。この場合、上板96は、例えば、プレス加工により複数の凹部94が形成され、溶接やボルトなどを用いて下板97に固定される。また、耐熱部材98は、例えば、セラミック成形体であり、接着材等により上板96に固定される。   That is, the collection plate 93 is configured by joining an upper plate 96 in which a plurality of concave portions 94 are formed and a lower plate 97 having a planar shape, and is cooled between the upper plate 96 and the lower plate 97. A water flow passage 95 is formed. The collection plate 93 has a heat-resistant member 98 fixed to the upper surface of the upper plate 96. In this case, the upper plate 96 is formed with a plurality of concave portions 94 by, for example, pressing, and is fixed to the lower plate 97 using welding, bolts, or the like. The heat-resistant member 98 is a ceramic molded body, for example, and is fixed to the upper plate 96 with an adhesive or the like.

また、捕集板93に形成された複数の凹部94は、逆円錐台形状をなしている。この場合、凹部94は、その表面積を大きくすることを目的として逆円錐台形状または逆角錐台(例えば、四角錐台)形状としており、例えば、球面形状などであってもよい。   The plurality of recesses 94 formed in the collection plate 93 has an inverted truncated cone shape. In this case, the concave portion 94 has an inverted truncated cone shape or an inverted truncated pyramid shape (for example, a quadrangular pyramid shape) for the purpose of increasing the surface area, and may be, for example, a spherical shape.

従って、事故発生時には、図6に示すように、図示しないポンプを駆動し、燃料取替用水ピット88に貯留されている冷却水を原子炉格納容器冷却経路90を通して送り、多数の噴射ノズルから原子炉格納容器11内に向けて冷却水を散布する。すると、この冷却水は、原子炉格納容器11内で発生した大量の蒸気に対して散布されることとなり、ここで、大量のエネルギを奪い取り、原子炉格納容器11の内部を冷却してから高温となって落下し、蒸気発生器ループ室84からドレンライン87を通ってキャビティ86に貯留される。原子炉格納容器11内に放出されたエネルギを散布された冷却水により奪い取り、原子炉格納容器11の健全性を維持することができる。   Therefore, when an accident occurs, as shown in FIG. 6, a pump (not shown) is driven, and the cooling water stored in the fuel replacement water pit 88 is sent through the reactor containment vessel cooling path 90, and atoms are injected from a number of injection nozzles. Cooling water is sprayed into the furnace containment vessel 11. Then, this cooling water is sprayed with respect to a large amount of steam generated in the reactor containment vessel 11. Here, a large amount of energy is taken away and the inside of the reactor containment vessel 11 is cooled and then the temperature is increased. And is stored in the cavity 86 through the drain line 87 from the steam generator loop chamber 84. The energy released into the reactor containment vessel 11 can be taken away by the sprayed cooling water, and the integrity of the reactor containment vessel 11 can be maintained.

また、事故発生時には、図示しないポンプを駆動し、燃料取替用水ピット88に貯留されている冷却水を原子炉冷却経路89から加圧水型原子炉12に送る。すると、この冷却水は、加圧水型原子炉12内の炉心で発生した炉心の崩壊熱を奪い取り、一部は蒸気となって原子炉格納容器11の雰囲気へ放出され、残りは高温の水となって外部に流出し、蒸気発生器ループ室84からドレンライン87を通ってキャビティ86に貯留される。   Further, when an accident occurs, a pump (not shown) is driven, and the cooling water stored in the fuel replacement water pit 88 is sent from the reactor cooling path 89 to the pressurized water reactor 12. Then, this cooling water takes away the decay heat of the core generated in the core in the pressurized water reactor 12, a part of it becomes steam and is released to the atmosphere of the reactor containment vessel 11, and the rest becomes high-temperature water. Then, it flows out to the outside and is stored in the cavity 86 through the drain line 87 from the steam generator loop chamber 84.

ところで、上述した緊急炉心冷却装置が故障すると、加圧水型原子炉12に冷却水を送って冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器41を破損させてキャビティ86へ落下する。緊急炉心冷却装置が故障した場合であっても、少なくとも一方の経路89,90を通して原子炉格納容器11または加圧水型原子炉12に冷却水を供給することは可能であり、この冷却水をキャビティ86に供給することができる。また、原子炉格納容器11には、キャビティ86に直接冷却水を供給する消火水などの外部注入経路が設けられており、この外部注入経路を用いて冷却水をキャビティ86に供給することができる。従って、緊急炉心冷却装置が故障しても、キャビティ86を冷却水で冠水することができる。   By the way, if the above-described emergency core cooling device breaks down, the cooling water cannot be sent to the pressurized water reactor 12 to be cooled, the core inside the reactor vessel is melted, and the melt causes the reactor vessel 41 to melt. It is broken and falls into the cavity 86. Even when the emergency core cooling device fails, it is possible to supply cooling water to the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 through at least one of the paths 89 and 90, and this cooling water is supplied to the cavity 86. Can be supplied to. Further, the reactor containment vessel 11 is provided with an external injection path such as fire-extinguishing water that supplies cooling water directly to the cavity 86, and cooling water can be supplied to the cavity 86 using this external injection path. . Therefore, even if the emergency core cooling device breaks down, the cavity 86 can be flooded with cooling water.

そして、捕集装置91にて、図1から図3に示すように、加圧水型原子炉12から落下した溶融物は、キャビティ86の受け止め領域86aにおける捕集板93の上面部に落下する。この落下中、キャビティ86に貯留されている冷却水との相互作用により細粒化したデブリが傾斜板93上に落下し、デブリベッドを形成する。このデブリベッドは、捕集板93の傾斜によりキャビティ86内を移動しながら拡散される。   Then, as shown in FIGS. 1 to 3, the molten material dropped from the pressurized water reactor 12 in the collecting device 91 falls onto the upper surface portion of the collecting plate 93 in the receiving region 86 a of the cavity 86. During the fall, the debris finely divided by the interaction with the cooling water stored in the cavity 86 falls on the inclined plate 93 to form a debris bed. The debris bed is diffused while moving in the cavity 86 due to the inclination of the collection plate 93.

即ち、受け止め領域86aにおける捕集板93上に落下した溶融物は、傾斜面93aにより連通路92を通って捕集領域86bに移動する。ここで、捕集領域86bにおける捕集板93は、表面に多数の凹部94が形成されていることから、捕集板93上の溶融物は、捕集領域86bに等間隔に配置された複数の凹部94に捕集され、小体積物に分離される。そして、捕集板93は、内部に設けられた冷却水流通路95に冷却水が循環していることから、複数の凹部94に捕集された小体積物となった溶融物は、この冷却水により冷却される。また、各凹部94に捕集された小体積物の溶融物は、周囲の冷却水によっても除熱されて冷却される。   In other words, the melt that has fallen on the collection plate 93 in the receiving area 86a moves to the collection area 86b through the communication path 92 by the inclined surface 93a. Here, since the collection plate 93 in the collection region 86b has a large number of recesses 94 formed on the surface, a plurality of melts on the collection plate 93 are arranged at equal intervals in the collection region 86b. Are collected in the recesses 94 of the slab and separated into small volumes. And since the cooling water has circulated through the cooling water flow path 95 provided in the inside of the collection plate 93, the melt which became the small volume collected by the some recessed part 94 is this cooling water. It is cooled by. In addition, the small volume melt collected in each of the concave portions 94 is cooled by being removed by the surrounding cooling water.

このように実施例1の溶融物の捕集装置にあっては、加圧水型原子炉12の下方のキャビティ86を設け、このキャビティ86における加圧水型原子炉12の下方に位置して加圧水型原子炉12から落下する溶融物を受け止める捕集板93を設け、この捕集板93に所定の間隔で複数の凹部94を形成し、複数の凹部94の間に冷却水流通路95を設けている。   As described above, in the melt collecting apparatus according to the first embodiment, the cavity 86 is provided below the pressurized water reactor 12, and the pressurized water reactor is located in the cavity 86 below the pressurized water reactor 12. A collecting plate 93 for receiving the melt falling from 12 is provided, a plurality of recesses 94 are formed in the collecting plate 93 at predetermined intervals, and a cooling water flow passage 95 is provided between the plurality of recesses 94.

従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉12が破損して溶融物がキャビティ86に落下すると、この溶融物は捕集板93で受け止められて拡散され、この捕集板93にある複数の凹部94に捕集される。そのため、この複数の凹部94に捕集された小体積物としての溶融物は、冷却水流通路95を流れる冷却水により冷却されることとなり、加圧水型原子炉12から落下する溶融物を小体積物に分離し、この小体積物としての溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。   Accordingly, when the pressurized water reactor 12 is damaged and the molten material falls into the cavity 86 in an emergency of the nuclear power plant, the molten material is received by the collecting plate 93 and diffused. Are collected in the concave portion 94. Therefore, the melt as a small volume collected in the plurality of recesses 94 is cooled by the cooling water flowing through the cooling water flow passage 95, and the melt falling from the pressurized water reactor 12 is reduced to the small volume. It is possible to improve safety by cooling the melt as a small volume at an early stage.

また、実施例1の溶融物の捕集装置では、キャビティ86に、加圧水型原子炉12の下方に位置する溶融物の受け止め領域86aと、受け止め領域96aに隣接して溶融物を捕集して冷却する捕集領域96bを設け、受け止め領域86aにおける捕集板93に捕集領域側86b側へ傾斜する傾斜面93aを形成し、捕集領域86bにおける捕集板93に複数の凹部94を形成している。従って、加圧水型原子炉12からの溶融物は、傾斜面93aで受け止められて受け止め領域86aから捕集領域86bに移動することで拡散され、捕集領域86bにある複数の凹部94に捕集されることとなる。そのため、加圧水型原子炉12から離間した捕集領域86bで溶融物を小体積物に分離することで、この溶融物を早期に冷却することができる。   In the melt collecting apparatus according to the first embodiment, the melt is collected in the cavity 86 adjacent to the melt receiving region 86a located below the pressurized water reactor 12 and the receiving region 96a. A collection region 96b to be cooled is provided, an inclined surface 93a inclined to the collection region side 86b side is formed on the collection plate 93 in the receiving region 86a, and a plurality of recesses 94 are formed in the collection plate 93 in the collection region 86b. doing. Therefore, the melt from the pressurized water reactor 12 is received by the inclined surface 93a, diffused by moving from the receiving area 86a to the collecting area 86b, and collected by the plurality of recesses 94 in the collecting area 86b. The Rukoto. Therefore, this melt can be cooled early by separating the melt into small volumes in the collection region 86b spaced from the pressurized water reactor 12.

また、実施例1の溶融物の捕集装置では、保護コンクリート85aの上部に所定厚さの捕集板93を固定し、捕集板93の上面に捕集面を形成して複数の凹部94を形成している。従って、保護コンクリート85aの上部に捕集板93を固定して複数の凹部94を形成することで、構造の簡素化を可能とすることができる。   Moreover, in the molten material collection apparatus of Example 1, the collection board 93 of predetermined thickness is fixed to the upper part of the protective concrete 85a, a collection surface is formed in the upper surface of the collection board 93, and several recessed part 94 is formed. Is forming. Therefore, the structure can be simplified by fixing the collection plate 93 to the upper part of the protective concrete 85a and forming the plurality of recesses 94.

また、実施例1の溶融物の捕集装置では、複数の凹部94が形成された上板96と、平面形状をなす下板97とを接合して捕集板93を構成し、上板96と下板97との間に冷却水流通路95を形成している。従って、捕集板93内に容易に冷却水流通路95を確保することができ、製作性を向上することができる。   In the melt collecting apparatus according to the first embodiment, the upper plate 96 formed with a plurality of recesses 94 and the lower plate 97 having a planar shape are joined to form the collecting plate 93, and the upper plate 96. A cooling water flow passage 95 is formed between the lower plate 97 and the lower plate 97. Therefore, the cooling water flow passage 95 can be easily secured in the collection plate 93, and the manufacturability can be improved.

また、実施例1の溶融物の捕集装置では、捕集板93の上面に耐熱部材98を固定している。従って、溶融物による捕集板93の損傷を抑制することができる。   In the melt collecting apparatus according to the first embodiment, the heat-resistant member 98 is fixed to the upper surface of the collecting plate 93. Therefore, damage to the collection plate 93 due to the melt can be suppressed.

また、実施例1の溶融物の捕集装置では、複数の凹部94を逆円錐台形状または逆角錐台形状としている。従って、逆円錐台形状をなす凹部94により表面積を拡大することで、溶融物の冷却効率を向上することができる。   In the melt collecting apparatus according to the first embodiment, the plurality of concave portions 94 have an inverted truncated cone shape or an inverted truncated pyramid shape. Therefore, the cooling efficiency of the melt can be improved by enlarging the surface area by the concave portion 94 having an inverted frustoconical shape.

図7は、本発明の実施例2に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置における捕集板の平面図である。なお、本実施例の溶融物の捕集装置の基本的な構成は、上述した実施例1とほぼ同様の構成であり、図1を用いて説明すると共に、上述した実施例と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。   FIG. 7 is a plan view of a collection plate in the melt collection apparatus applied to the reactor containment vessel according to the second embodiment of the present invention. The basic structure of the melt collecting apparatus of the present embodiment is substantially the same as that of the above-described embodiment 1, and will be described with reference to FIG. 1 and has the same functions as those of the above-described embodiment. The members having the same reference numerals are given the detailed descriptions thereof.

実施例2において、図1及び図7に示すように、加圧水型原子炉12の下方に冷却水を供給可能なキャビティ86が設けられ、このキャビティ86に、非常時に、加圧水型原子炉12から落下した溶融物を受け止めて冷却する捕集装置101が設けられている。この捕集装置101は、加圧水型原子炉12から落下した溶融物を受け止めると共に、小体積物に分離拡散することで、溶融物の表面積を広げて冷却効率を向上するものである。   In the second embodiment, as shown in FIGS. 1 and 7, a cavity 86 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and the cavity 86 falls from the pressurized water reactor 12 in an emergency. A collecting device 101 is provided for receiving and cooling the molten material. The collection device 101 receives the melt dropped from the pressurized water reactor 12 and separates and diffuses the melt into a small volume, thereby increasing the surface area of the melt and improving the cooling efficiency.

この捕集装置101において、キャビティ86は、コンクリート構造物85により加圧水型原子炉12の下方に形成されている。このキャビティ86は、加圧水型原子炉12の下方に設けられる溶融物の受け止め領域86aと、受け止め領域86aに隣接して溶融物を拡散して冷却する捕集領域86bを有しており、受け止め領域86aと捕集領域86bとは、連通路92を通して連通されている。   In the collection device 101, the cavity 86 is formed below the pressurized water reactor 12 by the concrete structure 85. The cavity 86 includes a melt receiving region 86a provided below the pressurized water reactor 12, and a collection region 86b adjacent to the receiving region 86a for diffusing and cooling the melt. 86 a and the collection region 86 b communicate with each other through the communication path 92.

保護コンクリート85aは、上面部に捕集装置101を構成する捕集板102が固定されており、受け止め領域86aから連通路92に至る領域が傾斜面であり、捕集領域86bの領域が水平面である。そして、捕集板102は、捕集領域86bに対応する位置に所定の間隔で千鳥状に配列される複数の凹部103が形成されている。また、捕集板102は、内部に複数の凹部103の間に位置して冷却水流通路(冷却媒体流通路)104が設けられている。   In the protective concrete 85a, the collection plate 102 constituting the collection device 101 is fixed to the upper surface portion, the area from the receiving area 86a to the communication path 92 is an inclined surface, and the area of the collection area 86b is a horizontal plane. is there. The collection plate 102 is formed with a plurality of recesses 103 arranged in a staggered pattern at predetermined intervals at positions corresponding to the collection region 86b. The collecting plate 102 is provided with a cooling water flow passage (cooling medium flow passage) 104 located between the plurality of recesses 103 inside.

この冷却水流通路104は、千鳥状に配列される複数の凹部103を避けて屈曲して配置されている。この場合、冷却水流通路104を、実施例1のように、上板96と下板97との空間部ではなく、この空間部に設けた配管とすることが望ましい。そして、この冷却水流通路104は、図示しない冷却水循環経路が連結され、非常時に、冷却材喪失事故などが発生したとき、ポンプを駆動し、キャビティ86に貯留された冷却水を冷却水循環経路から冷却水流通路95に循環可能とすると共に、熱交換器により循環する冷却水を冷却可能としている。   The cooling water flow passage 104 is bent and arranged so as to avoid the plurality of concave portions 103 arranged in a staggered manner. In this case, it is desirable that the cooling water flow passage 104 is not a space portion between the upper plate 96 and the lower plate 97 but a pipe provided in this space portion as in the first embodiment. The cooling water flow passage 104 is connected to a cooling water circulation path (not shown). When an accident of loss of coolant occurs in an emergency, the pump is driven to cool the cooling water stored in the cavity 86 from the cooling water circulation path. While being able to circulate to the water flow path 95, the cooling water circulated by the heat exchanger can be cooled.

従って、緊急炉心冷却装置が故障すると、加圧水型原子炉12に冷却水を送って冷却することができず、原子炉容器41の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器41を破損させてキャビティ86へ落下する。緊急炉心冷却装置が故障した場合であっても、少なくとも一方の経路89,90を通して原子炉格納容器11または加圧水型原子炉12に冷却水を供給することは可能であり、この冷却水をキャビティ86に供給することができる。   Therefore, if the emergency core cooling device breaks down, the cooling water cannot be sent to the pressurized water reactor 12 for cooling, the core inside the reactor vessel 41 is melted, and the melt breaks the reactor vessel 41. To fall into the cavity 86. Even when the emergency core cooling device fails, it is possible to supply cooling water to the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 through at least one of the paths 89 and 90, and this cooling water is supplied to the cavity 86. Can be supplied to.

そして、捕集装置101にて、加圧水型原子炉12から落下した溶融物は、キャビティ86の受け止め領域86aにおける捕集板102の上面部に落下する。この受け止め領域86aにおける捕集板102上に落下した溶融物は、傾斜面により連通路92を通って捕集領域86bに移動する。ここで、捕集板102上の溶融物は、等間隔に配置された複数の凹部103に捕集され、小体積物に分離される。そして、複数の凹部103に捕集された小体積物となった溶融物は、捕集板103内の冷却水流通路104を流れる冷却水により冷却される。また、各凹部103に捕集された小体積物の溶融物は、周囲の冷却水によっても除熱されて冷却される。   Then, the molten material that has fallen from the pressurized water reactor 12 by the collection device 101 falls to the upper surface portion of the collection plate 102 in the receiving region 86 a of the cavity 86. The melt that has fallen on the collection plate 102 in the receiving area 86a moves to the collection area 86b through the communication path 92 by the inclined surface. Here, the melt on the collection plate 102 is collected in a plurality of recesses 103 arranged at equal intervals and separated into small volumes. Then, the melt that has become a small volume collected in the plurality of recesses 103 is cooled by the cooling water flowing through the cooling water flow passage 104 in the collection plate 103. In addition, the small volume melt collected in each of the recesses 103 is cooled by being removed by the surrounding cooling water.

このように実施例2の溶融物の捕集装置にあっては、加圧水型原子炉12の下方のキャビティ86を設け、このキャビティ86における加圧水型原子炉12の下方に位置して加圧水型原子炉12から落下する溶融物を受け止める捕集板102を設け、この捕集板102に所定の間隔で千鳥状に複数の凹部103を配置し、複数の凹部103の間に複数の凹部103を避けて屈曲して冷却水流通路104を設けている。   As described above, in the melt collecting apparatus according to the second embodiment, the cavity 86 is provided below the pressurized water reactor 12, and the pressurized water reactor is located below the pressurized water reactor 12 in the cavity 86. 12 is provided with a collecting plate 102 for receiving the melt falling from the substrate 12, and a plurality of concave portions 103 are arranged in a staggered pattern at a predetermined interval on the collecting plate 102, and a plurality of concave portions 103 are avoided between the plurality of concave portions 103. The cooling water flow passage 104 is provided by bending.

従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉12が破損して溶融物がキャビティ86に落下すると、この溶融物は捕集板102で受け止められて拡散され、この捕集板102にある複数の凹部103に捕集される。そのため、この複数の凹部103に捕集された小体積物としての溶融物は、冷却水流通路104を流れる冷却水により冷却されることとなり、加圧水型原子炉12から落下する溶融物を小体積物に分離し、この小体積物としての溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。また、複数の凹部103の間にこれを避けて屈曲して冷却水流通路104を設けることで、冷却水により複数の凹部103で捕集した溶融物の冷却を効率的に行うことができる。   Therefore, when the pressurized water reactor 12 is damaged and the melt falls into the cavity 86 in an emergency of the nuclear power plant, the melt is received by the collecting plate 102 and diffused, and a plurality of the melts in the collecting plate 102 are dispersed. Are collected in the concave portion 103 of Therefore, the melt as a small volume collected in the plurality of recesses 103 is cooled by the cooling water flowing through the cooling water flow passage 104, and the melt falling from the pressurized water reactor 12 is reduced to the small volume. It is possible to improve safety by cooling the melt as a small volume at an early stage. Further, by providing the cooling water flow passage 104 by bending between the plurality of recesses 103 while avoiding this, the melt collected in the plurality of recesses 103 can be efficiently cooled by the cooling water.

図8は、本発明の実施例3に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置における捕集板の平面図である。なお、本実施例の溶融物の捕集装置の基本的な構成は、上述した実施例1、2とほぼ同様の構成であり、同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。   FIG. 8 is a plan view of a collection plate in the melt collection apparatus applied to the reactor containment vessel according to Example 3 of the present invention. The basic configuration of the melt collecting apparatus of the present embodiment is substantially the same as that of the first and second embodiments described above, and members having similar functions are denoted by the same reference numerals. Detailed description is omitted.

実施例3において、図8に示すように、捕集装置111において、捕集板112は、所定の間隔で千鳥状に配列される複数の凹部113が形成されると共に、内部に複数の凹部113の間に位置して冷却水流通路(冷却媒体流通路)114が設けられている。この冷却水流通路114は、千鳥状に配列される複数の凹部103を避けてその間に直線状をなして配置されている。この場合、冷却水流通路114は、実施例1のように、上板96と下板97との空間部ではなく、この空間部に設けた配管となっている。   In the third embodiment, as shown in FIG. 8, in the collection device 111, the collection plate 112 is formed with a plurality of recesses 113 arranged in a staggered manner at a predetermined interval, and a plurality of recesses 113 inside. A cooling water flow passage (cooling medium flow passage) 114 is provided between the two. This cooling water flow passage 114 is arranged in a straight line between the plurality of recesses 103 arranged in a staggered manner. In this case, the cooling water flow passage 114 is not a space portion between the upper plate 96 and the lower plate 97 as in the first embodiment, but is a pipe provided in this space portion.

このように実施例3の溶融物の捕集装置にあっては、加圧水型原子炉12の下方のキャビティ86を設け、このキャビティ86における加圧水型原子炉12の下方に位置して加圧水型原子炉12から落下する溶融物を受け止める捕集板112を設け、この捕集板112に所定の間隔で千鳥状に複数の凹部113を配置し、複数の凹部113の間に直線状をなして冷却水流通路114を設けている。   As described above, in the melt collecting apparatus according to the third embodiment, the cavity 86 is provided below the pressurized water reactor 12, and the pressurized water reactor is located in the cavity 86 below the pressurized water reactor 12. 12 is provided with a collecting plate 112 for receiving the molten material falling from the plurality of recesses 113 in a staggered manner at predetermined intervals on the collecting plate 112, and a cooling water flow is formed in a straight line between the plurality of recesses 113. A passage 114 is provided.

従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉12が破損して溶融物がキャビティ86に落下すると、この溶融物は捕集板112で受け止められて拡散され、この捕集板112にある複数の凹部113に捕集される。そのため、この複数の凹部113に捕集された小体積物としての溶融物は、冷却水流通路114を流れる冷却水により冷却されることとなり、加圧水型原子炉12から落下する溶融物を小体積物に分離し、この小体積物としての溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。また、複数の凹部103の間に冷却水流通路104を直線状に設けることで、冷却水流通路104を屈曲する必要がなく、構造の簡素化及び低コスト化を可能とすることができる。   Accordingly, when the pressurized water reactor 12 is damaged and the melt falls into the cavity 86 in an emergency of the nuclear power plant, the melt is received by the collecting plate 112 and diffused, and a plurality of the melts on the collecting plate 112 are dispersed. Are collected in the concave portion 113 of Therefore, the melt as a small volume collected in the plurality of recesses 113 is cooled by the cooling water flowing through the cooling water flow passage 114, and the melt falling from the pressurized water reactor 12 is reduced to the small volume. It is possible to improve safety by cooling the melt as a small volume at an early stage. Further, by providing the cooling water flow passage 104 in a straight line between the plurality of recesses 103, it is not necessary to bend the cooling water flow passage 104, and the structure can be simplified and the cost can be reduced.

図9は、本発明の実施例4に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の捕集装置の概略構成図、図10−1は、実施例4の捕集板の第1部材を表す側面図、図10−2は、実施例4の捕集板の第1部材を表す平面図、図11−1は、実施例4の捕集板の第2部材を表す側面図、図11−2は、実施例4の捕集板の第2部材を表す平面図、図12は、実施例4の捕集板における第1部材の連結状態を表す平面図、図13は、実施例4の捕集板を表す平面図、図14は、実施例4の捕集板おける断面図である。   FIG. 9 is a schematic configuration diagram of a melt collecting device applied to a reactor containment vessel according to a fourth embodiment of the present invention, and FIG. 10-1 represents a first member of the collecting plate of the fourth embodiment. Side view, FIG. 10-2 is a plan view showing the first member of the collecting plate of Example 4, FIG. 11-1 is a side view showing the second member of the collecting plate of Example 4, FIG. 2 is a plan view showing a second member of the collecting plate of Example 4, FIG. 12 is a plan view showing a connected state of the first member in the collecting plate of Example 4, and FIG. FIG. 14 is a plan view showing the collection plate, and FIG. 14 is a cross-sectional view of the collection plate of Example 4.

実施例4にて、図9に示すように、加圧水型原子炉12の下方にキャビティ86が設けられ、このキャビティ86に、非常時に、加圧水型原子炉12から落下した溶融物を受け止めて冷却する捕集装置121が設けられている。この捕集装置121を構成する捕集板122は、この保護コンクリートの上面部に水平に固定されており、上面が加圧水型原子炉12から落下する溶融物を受け止める捕集面を構成している。この捕集板122は、水平面に複数の凹部123が形成されている。   In Example 4, as shown in FIG. 9, a cavity 86 is provided below the pressurized water reactor 12, and the cavity 86 receives and cools the melt that has dropped from the pressurized water reactor 12 in an emergency. A collection device 121 is provided. The collection plate 122 constituting the collection device 121 is horizontally fixed to the upper surface portion of the protective concrete, and the upper surface constitutes a collection surface for receiving the melt falling from the pressurized water reactor 12. . The collection plate 122 has a plurality of recesses 123 formed in a horizontal plane.

この捕集板122は、図14に示すように、第1部材131と第2部材132と第3部材134とから構成されている。図10−1及び図10−2に示すように、第1部材131は、所定の大きさを有する板材が折り曲げ加工されることで、側方に開口する凹部131aが形成されている。また、図11−1及び図11−2に示すように、第2部材132は、所定の大きさを有する板材が折り曲げ加工されることで、側方に開口する凹部132aが形成されている。この場合、第2部材132は凹部132aの幅が広い馬蹄形をなしている。   As shown in FIG. 14, the collection plate 122 includes a first member 131, a second member 132, and a third member 134. As illustrated in FIGS. 10A and 10B, the first member 131 is formed with a concave portion 131a that opens to the side by bending a plate material having a predetermined size. Further, as shown in FIGS. 11A and 11B, the second member 132 is formed with a concave portion 132a that opens to the side by bending a plate material having a predetermined size. In this case, the second member 132 has a horseshoe shape in which the recess 132a is wide.

そして、まず、図12に示すように、第1部材131を水平方向に沿って四方に敷き詰めるように溶接により連結することで所定の大きさとし、千鳥状をなす位置に貫通孔133を形成する。この場合、貫通孔133は、第1部材131の対向する傾斜面に形成する。次に、図13に示すように、複数連結された第1部材131の上に、各貫通孔133が形成されて位置に対応して第2部材132を載せて固定する。この場合、第2部材132が貫通孔133を塞ぐこととなる。続いて、複数連結された第1部材131の下に平らな板状をなす第3部材134を固定する。これにより第1部材131同士の連結部並びに第2部材132に対応する位置が凹部123となり、この凹部123の間に位置して冷却水流通路(冷却媒体流通路)135が形成されることとなる。   First, as shown in FIG. 12, the first member 131 is connected by welding so as to be spread in all directions along the horizontal direction, thereby forming a predetermined size, and through holes 133 are formed at staggered positions. In this case, the through-hole 133 is formed in the inclined surface which the 1st member 131 opposes. Next, as shown in FIG. 13, each through-hole 133 is formed on the first member 131 connected in plurality, and the second member 132 is placed and fixed corresponding to the position. In this case, the second member 132 closes the through hole 133. Subsequently, the third member 134 having a flat plate shape is fixed under the plurality of first members 131 connected to each other. As a result, the position corresponding to the connecting portion of the first members 131 and the second member 132 becomes the concave portion 123, and a cooling water flow passage (cooling medium flow passage) 135 is formed between the concave portions 123. .

このように実施例4の溶融物の捕集装置にあっては、加圧水型原子炉12の下方のキャビティ86を設け、このキャビティ86における加圧水型原子炉12の下方に位置して加圧水型原子炉12から落下する溶融物を受け止める捕集板122を設け、この捕集板122に所定の間隔で千鳥状に複数の凹部123を配置し、複数の凹部133の間に冷却水流通路135を設けている。   As described above, in the melt collecting apparatus according to the fourth embodiment, the cavity 86 is provided below the pressurized water reactor 12, and the pressurized water reactor is located below the pressurized water reactor 12 in the cavity 86. 12 is provided with a collecting plate 122 for receiving the molten material falling from 12, a plurality of concave portions 123 are arranged in a staggered manner at predetermined intervals on the collecting plate 122, and a cooling water flow passage 135 is provided between the plurality of concave portions 133. Yes.

従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉12が破損して溶融物がキャビティ86に落下すると、この溶融物は捕集板122で受け止められて拡散され、この捕集板122にある複数の凹部123に捕集される。そのため、この複数の凹部123に捕集された小体積物としての溶融物は、冷却水流通路135を流れる冷却水により冷却されることとなり、加圧水型原子炉12から落下する溶融物を小体積物に分離し、この小体積物としての溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。また、捕集板122を第1部材131と第2部材132と第3部材134とから構成することで、この捕集板122を容易に製造することができ、低コスト化を可能とすることができる。   Accordingly, when the pressurized water reactor 12 is damaged and the melt falls into the cavity 86 in an emergency of the nuclear power plant, the melt is received by the collecting plate 122 and diffused. Are collected in the concave portion 123 of Therefore, the melt as a small volume collected in the plurality of recesses 123 is cooled by the cooling water flowing through the cooling water flow passage 135, and the melt falling from the pressurized water reactor 12 is reduced to the small volume. It is possible to improve safety by cooling the melt as a small volume at an early stage. Further, by configuring the collection plate 122 from the first member 131, the second member 132, and the third member 134, the collection plate 122 can be easily manufactured, and the cost can be reduced. Can do.

なお、上述した各実施例では、キャビティ86の形状を、加圧水型原子炉12の下方から水平方向における一方に延出した横穴形状としたが、この形状に限定されるものではなく、例えば、加圧水型原子炉12の下方から水平方向における一方と他方に延出した形状や加圧水型原子炉12の外径より大きい円盤形状などとしてもよい。また、キャビティ86にて、受け止め領域86aと捕集領域86bを連通路92により連通したが、受け止め領域86aと捕集領域86bを一体となる空間部としてもよい。   In each of the above-described embodiments, the shape of the cavity 86 is a horizontal hole shape extending from one side of the pressurized water reactor 12 to one side in the horizontal direction. However, the shape is not limited to this shape. A shape extending from one side to the other in the horizontal direction from the lower side of the type reactor 12 or a disk shape larger than the outer diameter of the pressurized water reactor 12 may be used. Further, although the receiving area 86a and the collection area 86b are communicated with each other by the communication path 92 in the cavity 86, the receiving area 86a and the collection area 86b may be integrated into a space.

また、上述した各実施例では、コンクリート構造物85の上方に捕集板93,102,112,122を設けたが、コンクリート構造物85の上面部に直接傾斜部を設けてもよく、また、コンクリート構造物85の上面を捕集面としてもよい。更に、凹部94,103,113,123を捕集板93,102,112122の一部または全部に設けたが、その設ける位置は実施例に限定されるものではない。また、捕集板93,102,112,122を傾斜面と水平面とから構成したが、全て傾斜面としてもよい。   Moreover, in each Example mentioned above, although the collection plates 93,102,112,122 were provided above the concrete structure 85, you may provide an inclined part directly in the upper surface part of the concrete structure 85, The upper surface of the concrete structure 85 may be a collection surface. Furthermore, although the recessed portions 94, 103, 113, 123 are provided in part or all of the collection plates 93, 102, 112122, the positions to be provided are not limited to the embodiment. Moreover, although the collection plates 93, 102, 112, and 122 are composed of an inclined surface and a horizontal surface, all of them may be inclined surfaces.

また、上述した各実施例では、キャビティ86に冷却水が貯留されているものとして説明したが、原子力発電プラントの正常時には冷却水がなく、原子力発電プラントの非常時に供給するようにしてもよい。   In each of the above-described embodiments, the cooling water is stored in the cavity 86. However, the cooling water may not be supplied when the nuclear power plant is normal, and may be supplied in an emergency of the nuclear power plant.

また、上述した各実施例では、本発明の溶融物の捕集装置を加圧水型原子炉に適用して説明したが、沸騰型原子炉(BWR:Boiling Water Reactor)に適用することもでき、軽水炉であれば、いずれの原子炉に適用してもよい。   In each of the above-described embodiments, the melt collecting apparatus of the present invention has been described as applied to a pressurized water reactor. However, the present invention can also be applied to a boiling water reactor (BWR). If so, it may be applied to any nuclear reactor.

11 原子炉格納容器
12 加圧水型原子炉
13 蒸気発生器
85 コンクリート構造物
85a 保護コンクリート
85b 傾斜面
85c 水平面
86 キャビティ
86a 受け止め領域
86b 捕集領域
91,101,111 捕集装置
92 連通路
93,102,112,122 捕集板(捕集面)
94,103,113,123 凹部
95,104,114,135 冷却水流通路(冷却媒体流通路)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 11 Reactor containment vessel 12 Pressurized water reactor 13 Steam generator 85 Concrete structure 85a Protective concrete 85b Inclined surface 85c Horizontal surface 86 Cavity 86a Receiving area 86b Collection area 91,101,111 Collection apparatus 92 Communication path 93,102, 112,122 Collection plate (collection surface)
94, 103, 113, 123 Recess 95, 104, 114, 135 Cooling water flow passage (cooling medium flow passage)

Claims (7)

原子炉の下方のキャビティに設けられる溶融物の捕集装置であって、
前記キャビティにおける前記原子炉の下方に位置して前記原子炉から落下する溶融物を受け止める捕集面と、
前記捕集面に所定の間隔で形成される複数の凹部と、
前記複数の凹部の間に設けられる冷却媒体流通路と、
を備えることを特徴とする溶融物の捕集装置。
A melt collector provided in a cavity below a nuclear reactor,
A collection surface for receiving the melt falling from the reactor located below the reactor in the cavity;
A plurality of recesses formed at predetermined intervals on the collecting surface;
A cooling medium flow path provided between the plurality of recesses;
An apparatus for collecting a melt, comprising:
前記キャビティは、前記原子炉の下方に設けられる溶融物の受け止め領域と、該受け止め領域に隣接して溶融物を捕集して冷却する捕集領域を有し、前記受け止め領域における前記捕集面は、前記捕集領域側に向かって下方へ傾斜する傾斜面であり、前記捕集領域における前記捕集面に前記複数の凹部が形成されることを特徴とする請求項1に記載の溶融物の捕集装置。   The cavity has a melt receiving area provided below the reactor, and a collecting area for collecting and cooling the melt adjacent to the receiving area, and the collecting surface in the receiving area Is an inclined surface that inclines downward toward the collection region, and the plurality of recesses are formed on the collection surface in the collection region. Collection device. 保護コンクリートの上部に所定厚さの捕集板が固定され、前記捕集面は、前記捕集板の上面に形成されることを特徴とする請求項1または2に記載の溶融物の捕集装置。   The molten material collection according to claim 1, wherein a collection plate having a predetermined thickness is fixed to an upper portion of the protective concrete, and the collection surface is formed on an upper surface of the collection plate. apparatus. 前記捕集板は、前記複数の凹部が形成された上板と、平面形状をなす下板とが接合されることで構成され、前記上板と前記下板との間に前記冷却媒体流通路が形成されることを特徴とする請求項3に記載の溶融物の捕集装置。   The collection plate is configured by joining an upper plate in which the plurality of recesses are formed and a lower plate having a planar shape, and the cooling medium flow path is provided between the upper plate and the lower plate. The melt collecting device according to claim 3, wherein the melt collecting device is formed. 前記捕集板は、前記上板の上面に耐熱部材が固定されることを特徴とする請求項4に記載の溶融物の捕集装置。   The melt collecting apparatus according to claim 4, wherein a heat-resistant member is fixed to the upper surface of the upper plate. 前記複数の凹部は、千鳥状に配置形成され、前記冷却媒体流通路は、前記複数の凹部を避けて屈曲して配置されることを特徴とする請求項1から5のいずれか一つに記載の溶融物の捕集装置。   The plurality of recesses are arranged and formed in a staggered manner, and the cooling medium flow path is bent and arranged avoiding the plurality of recesses. Melt collector. 前記複数の凹部は、逆円錐台形状または逆角錐台形状をなすことを特徴とする請求項1から6のいずれか一つに記載の溶融物の捕集装置。   The melt collecting device according to any one of claims 1 to 6, wherein the plurality of concave portions have an inverted truncated cone shape or an inverted truncated pyramid shape.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JP2015045592A (en) * 2013-08-29 2015-03-12 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Nuclear reactor core catcher
CN107393607A (en) * 2017-07-07 2017-11-24 西安交通大学 Reactor core fused mass and concrete reaction test system and method
WO2018062919A1 (en) * 2016-09-28 2018-04-05 한국수력원자력 주식회사 Core catcher having enhanced core spreading performance
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