JP2017194359A - 原子炉のコアキャッチャ - Google Patents

Abstract

【課題】
ペデスタル側壁付近の炉心溶融物の冷却を有効に行うと共に、コアキャッチャへの冷却水の供給を迅速に行い、炉心溶融物の冷却を早期に実現可能なこと。
【解決手段】
本発明の原子炉のコアキャッチは、上記課題を解決するために、枝分かれした複数の冷却水配管に冷却水を供給するヘッダ管、該ヘッダ管から冷却水が流れ、炉心溶融物を冷却する傾斜管、該傾斜管のそれぞれの端部に接続されると共に、炉心溶融物を冷却した後の冷却水を原子炉格納容器内に排出する鉛直管から成り、コアキャッチャの鉛直管の上端が、サプレッションプールの最大水面よりも高い位置に設置されると共に、コアキャッチャの鉛直管の側面で、かつ、サプレッションプールの最大水面よりも低い位置に、少なくとも原子炉格納容器の雰囲気温度の上昇によって溶解し、コアキャッチャの鉛直管が開放されて冷却水が放出される溶融開放機構を備えていることを特徴とする。
【選択図】図１

Description

本発明は原子炉のコアキャッチャに係り、特に、原子炉格納容器内に設置され、万が一過酷事故が発生して炉心の冷却が不十分となり、崩壊熱により炉心が溶融した際に、原子炉底部から落下する高温の炉心溶融物を受け止め冷却するものに好適な原子炉のコアキャッチャに関する。

原子力発電プラントが備えている原子炉格納容器は、万が一、その内部にある原子炉圧力容器内に配置された炉心が溶融するような事態が発生し、原子炉圧力容器外に放射性物質が放出された場合においても、放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込めて発電所敷地周辺への漏出を防ぐ役割がある。

また、原子力発電プラントは、多重・多様な安全設備を設け、炉心の損傷や溶融が生じないように設計しているが、極めて小さい確率ではあるが、何らかの要因により炉心の冷却が不十分となり、崩壊熱により炉心が溶融し、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器の底部から原子炉格納容器の底部のコンクリート製の床面に落下する可能性を排除できない。万が一、高温の炉心溶融物が原子炉格納容器の底部のコンクリート製の床面に落下したときには、上方からの適切な注水で炉心溶融物を冠水すれば、炉心溶融物は上面側より冷却され固化できる。

この炉心溶融物の落下に備えるさらなる安全性向上設備として、コアキャッチャがある。コアキャッチャにはいくつかの種類があるが、その１つにコアキャッチャ内部に冷却水配管を持ち、この冷却水配管に冷却水を流すことで、炉心溶融物を下面側から冷却する下面冷却型コアキャッチャがある。

上記の下面冷却型コアキャッチャの構造に関する先行技術として、特許文献１、２及び３を挙げることができる。

上記特許文献１には、炉心溶融が発生した場合に原子炉圧力容器から落下する炉心溶融物を受け止める面の下側に傾斜した冷却水配管を設け、この傾斜した冷却水配管に冷却水を導くことによって、炉心溶融物を下面側より除熱することが記載されている。上面から見た冷却水配管はくし型状に配置され、いずれの冷却水配管も出口付近の配管は鉛直方向に曲げられて原子炉格納容器内に開口し、冷却水と蒸気が排出される構造であり、排出された冷却水は、原子炉格納容器の下部床面上に流れ込み炉心溶融物を上部から冷却するものである。

また、特許文献２には、原子炉格納容器内に設置されているサプレッションプールとコアキャッチャの冷却水配管出口の上方とを結ぶ配管を設置し、冷却水配管出口上方の配管の途中に溶融弁を設け、万が一、炉心溶融物がコアキャッチャに落下したときには、炉心溶融物の熱により溶融弁が開くことで、コアキャッチャ冷却水配管出口上方から圧力抑制プールの水を冷却水として供給することが可能となることが記載されている。

一般に、コアキャッチャは、その内部の冷却水配管に冷却水が流れることで、コアキャッチャ自体が冷却されることにより、炉心溶融物を下面側より冷却するものである。コアキャッチャへの冷却水の供給は、過酷事故が電源の喪失を起因として発生する場合が多いので、ポンプなどの動的な駆動源無しで供給されるのが一般的である。コアキャッチャへの冷却水は、サプレッションプールや原子炉格納容器内部に配置されたタンク、コアキャッチャの床面上若しくはコアキャッチャ上の炉心溶融物上に溜まった冷却水などから供給するか、或いは原子炉格納容器内の蒸気を熱交換器で凝縮させた水を供給する場合が多い。

このため、コアキャッチャに炉心溶融物が落下した時間と、コアキャッチャへの冷却水を供給する時間に差が生じる可能性がある。

更に、特許文献３には、コアキャッチャの冷却水配管下方に水を貯蔵する構造で、炉心溶融物がコアキャッチャに落下した直後に、コアキャッチャ下面の冷却水配管に貯水された冷却水により、コアキャッチャの側面以外で冷却が開始され、何らかの注水機能により徐々に冷却量が増加していくことが記載されている。

特開２０１１−１２８１４２号公報 特開２０１４−６２８５９号公報 特開２０１４−１８５９８９号公報

しかしながら、上述した特許文献１及び２に記載のコアキャッチャでは、原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物が、原子炉圧力容器を支えるペデスタル側壁まで拡がると、ペデスタル側壁で充分冷却できず、ペデスタル側壁が浸食される可能性がある。また、冷却水を供給するために必要な溶融弁が開くまでにある程度の時間を要するため、炉心溶融物が落下した直後に、コアキャッチャ下面から炉心溶融物を有効に冷却することができない可能性がある。更に、特許文献３では、注水機能により徐々に冷却量が増加していくため、何らかの注水機能が必要となる。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、ペデスタル側壁付近の炉心溶融物の冷却を有効に行うと共に、コアキャッチャへの冷却水の供給を迅速に行い、炉心溶融物の冷却を早期に実現可能な原子炉のコアキャッチャを提供することにある。

本発明の原子炉のコアキャッチャは、上記目的を達成するために、原子炉炉心を原子炉圧力容器内に持ち、前記原子炉炉心が溶融した際に発生する炉心溶融物を前記原子炉圧力容器及びサプレッションプールを内蔵する原子炉格納容器の床面で受け止めると共に、冷却水が流れる複数の冷却水配管を有し、かつ、前記複数の冷却水配管を流れる前記冷却水によって前記炉心溶融物を冷却するために前記原子炉格納容器の床面上に設置されている原子炉のコアキャッチャであって、前記コアキャッチャは、枝分かれした複数の冷却水配管に前記冷却水を供給するヘッダ管、該ヘッダ管から冷却水が流れ、前記原子炉格納容器の床面中央部に近い配管が最も長く、この最も長い配管を中心に外側に向うに従い順次短い複数の配管から成り前記炉心溶融物を冷却する傾斜管、該傾斜管のそれぞれの端部に接続されると共に、前記炉心溶融物を冷却した後の前記冷却水が前記傾斜管から供給され、前記炉心溶融物を冷却した後の前記冷却水を前記原子炉格納容器内に排出する鉛直管から成る前記冷却水配管と、該冷却水配管の上方に設置され、前記炉心溶融物を前記原子炉格納容器の床面で受け止めるための犠牲層とを備え、前記コアキャッチャの鉛直管の上端が、前記サプレッションプールの最大水面よりも高い位置に設置されると共に、前記コアキャッチャの鉛直管の側面で、かつ、前記サプレッションプールの最大水面よりも低い位置に、少なくとも前記原子炉格納容器の雰囲気温度の上昇によって溶解し、前記コアキャッチャの鉛直管が開放されて前記冷却水が放出される溶融開放機構を備えていることを特徴とする。

本発明によれば、ペデスタル側壁付近の炉心溶融物の冷却を有効に行うと共に、コアキャッチャへの冷却水の供給を迅速に行い、炉心溶融物の冷却を早期に実現可能である。

本発明のコアキャッチャの実施例１が適用される改良沸騰水型原子炉における原子炉格納容器内の概略構造を示す図である。 図１に示した改良沸騰水型原子炉に採用されている本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例１における冷却水配管を示す平面図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例１における冷却水配管を示す部分斜視図である。 図１の状態から炉心溶融物が落下し、本発明の原子炉のコアキャッチャの犠牲層で受け止められた状態を示す概略構造図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャによる炉心溶融物の冷却開始時間と除熱量の関係を、特許文献２及び３の場合と比較して示す特性図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例２が適用される改良沸騰水型原子炉における原子炉格納容器内の概略構造を示す図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例３における冷却水配管を示す部分斜視図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例４における冷却水配管を示す部分斜視図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例５が適用される改良沸騰水型原子炉における原子炉格納容器内の概略構造を示す図である。 本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例６が適用される改良沸騰水型原子炉における原子炉格納容器内の概略構造を示す図である。

以下、図示した実施例に基づいて本発明の原子炉のコアキャッチャを説明する。なお、各実施例において同一構成部品には同符号を使用する。

本実施例では、サプレッションチャンバを備える圧力抑制型の原子炉格納容器を持つ沸騰水型原子炉に設置することを例として説明するが、本発明の原子炉のコアキャッチャは、同様な構成が可能な他の形式の原子炉においても適用可能である。

本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例１を、図１〜図５を用いて説明する。

図１に、本発明の原子炉のコアキャッチャが適用される改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の原子炉格納容器内の概略構造を示す。

該図に示す如く、内部に炉心１７が収められた原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器２内に配置され、ペデスタル側壁３０で支えられている。改良沸騰水型原子炉の原子炉格納容器２は、鋼製ライナを内張りした鉄筋コンクリート製で、放射性物質の漏出を防ぐため気密性を有する。改良沸騰水型原子炉の原子炉格納容器２の形状は、ほぼ円筒形であり、原子炉格納容器２の内部は、原子炉圧力容器１などを取り囲むドライウェル３、原子炉圧力容器１からの水蒸気を凝縮するサプレッションプール４、そのサプレッションプール４を内側に持つサプレッションチャンバ５などから構成される。サプレッションプール４内には、水平ベント管６を備えている。

本発明の原子炉のコアキャッチャ７は、原子炉格納容器２の下部床面８上に設置される。コアキャッチャ７の下部及び側部には、冷却水配管として、ヘッダ管９、傾斜管１０、鉛直方向に延びる鉛直管１１を備え、これらの冷却水配管を保護するために、コンクリート若しくは耐熱材で構成された犠牲層１２とから構成されている。ヘッダ管９とサプレッションプール４の下部は冷却水供給配管１３で接続されている。鉛直管１１の出口部１４は、サプレッションプール４の最大水位１５よりも高い位置で開口している。この構成により、通常運転時にはヘッダ管９、傾斜管１０、冷却水供給配管１３は水で満たされており、鉛直管１１にはサプレッションプール４と同じ水位で冷却水が貯水されている。

そして、本実施例のコアキャッチャ７は、鉛直管１１の側面に、コアキャッチャ７の中心方向に向かって溶融開放機構１６を備えている。この溶融開放機構１６の高さ位置は、サプレッションプール４の最大水位１５よりも低い位置に備えている。溶融開放機構１６は温度上昇によって溶融し、鉛直管１１の側面が下部ドライウェル３ａに開放されて冷却水を放出する役割がある。

図２に、本実施例のコアキャッチャ７の冷却水配管の平面図を示す。

該図に示す如く、本実施例のコアキャッチャ７における冷却水配管は、枝分かれした冷却水配管群に冷却水を供給する中央部に配置されたヘッダ管９、このヘッダ管９から冷却水が流れ、原子炉格納容器２の床面中央部に近い配管が最も長く、この最も長い配管を中心に外側に向うに従い順次短い複数の配管から成り、後述する炉心溶融物１８を冷却する傾斜管１０、この傾斜管１０のそれぞれの端部に接続されると共に、炉心溶融物１８を冷却した後の冷却水が傾斜管１０から供給され、炉心溶融物を冷却した後の冷却水を原子炉格納容器２内に排出する複数の鉛直管１１から構成されている。傾斜管１０と鉛直管１１は、それぞれ一本ずつ対となり冷却水流路を構成する。図２は一例として示しているが、冷却水配管の本数や配置については限定されない。

図３に、本実施例における冷却水配管の一部を示す。

該図に示す如く、本実施例における冷却水配管は、中央部に配置されたヘッダ管９に複数の傾斜管１０が連結されている。更に、傾斜管１０の一方は鉛直管１１に接続され、鉛直管１１には出口部１４が開口している。鉛直管１１の側面には、コアキャッチャ７の中心方向に向かって、少なくとも１つの溶融開放機構１６を備えている。図３は一例として示しているが、冷却水配管の本数や配置、傾斜管１０の傾斜角、溶融開放機構１６の数については限定されない。

図４に示すように、万が一、炉心１７が溶融し、炉心溶融物１８が原子炉圧力容器１の下部から落下すると、コアキャッチャ７の犠牲層１２により受け止められる。犠牲層１２の下部及び側面にあるヘッダ管９、傾斜管１０及び鉛直管１１には、予めサプレッションプール４の冷却水が貯水されているため、給水の時間遅れなく、炉心溶融物１８が落下すると同時に炉心溶融物１８の冷却が開始される。

炉心溶融物１８がペデスタル側壁３０まで拡がるような場合でも、コアキャッチャ７の鉛直管１１内に予め冷却水が貯水されていることから、炉心溶融物１８がコアキャッチャ７の側壁面に接触すると同時に冷却を開始でき、ペデスタル側壁３０への浸食を防ぐことが可能となる。また、炉心溶融物１８の熱により冷却水が沸騰し、水蒸気と水の二相流となって傾斜管１０を流れ、炉心溶融物１８を犠牲層１２の下面側から冷却する。水蒸気と水の二相流は、傾斜管１０に接続された鉛直管１１内を鉛直方向に流れ、鉛直管１１の出口部１４より水蒸気と水が排出される。排出された水は、炉心溶融物１８の上面からの冷却に寄与する。

そして、炉心溶融物１８の落下により原子炉格納容器２内の雰囲気温度が上昇し、これが溶融開放機構１６の溶融温度に到達すると溶融開放機構１６が開放状態となり、溶融開放機構１６から鉛直管１１内の冷却水がコアキャッチャ７内に放出される。溶融開放機構１６は、コアキャッチャ７の中心方向に向かって形成されていることから、鉛直管１１内の冷却水が溶融開放機構１６を通して犠牲層１２の上に供給される。

これにより、炉心溶融物１８及び犠牲層１２への冷却水量が増加し、炉心溶融物１８の上面側からの冷却特性が向上する。また、冷却水配管内の冷却水量が増加することから、犠牲層１２の下面側の冷却特性も向上する。冷却水はサプレッションプール４と溶融開放機構１６の水頭差により、電源等を使用せずに供給される。その後、サプレッションプール４と犠牲層１２の上に供給された冷却水の水位が等しくなり、傾斜管１０内で生じた水蒸気と水の二相流は、溶融開放機構１６から排出される。沸騰によって生じた蒸気は、原子炉格納容器２内に放出されるが、静的格納容器冷却系（図示せず）等によって凝縮させ、凝縮した水をサプレッションプール４等に戻されるため原子炉格納容器２が過圧されることはない。

図５に、本実施例における時間と除熱量の関係を示す。即ち、特許文献２に示すサプレッションプールとコアキャッチャの冷却水配管出口の上方とを結ぶ配管に溶融弁を設置した構成では、図５の一点鎖線矢印１０１に示すように、炉心溶融物がコアキャッチャに落下し（図５のＴ０）、一定時間が経過して図５のＴ１部分で雰囲気温度の上昇により溶融弁が開くと、炉心溶融物の冷却が開始される。一方、特許文献３に示すコアキャッチャの冷却水配管下方に水を貯蔵する構造では、図５の破線矢印１０２に示すように、炉心溶融物がコアキャッチャに落下した（図５のＴ０）直後に、コアキャッチャ下面の冷却水配管に貯水された冷却水により、コアキャッチャの側面以外で冷却が開始され、何らかの注水機能により徐々に冷却量が増加していく。

これに対して本実施例の構成では、図５の実線矢印１０３に示すように、炉心溶融物１８がコアキャッチャ７に落下した（図５のＴ０）直後にコアキャッチャ７の側面を含んだコアキャッチャ７の全面で冷却が開始されると共に、一定時間が経過して図５のＴ１部分で雰囲気温度の上昇により溶融開放機構１６が開くと、炉心溶融物１８の冷却が開始される。溶融開放機構１６の動作温度を低くすれば、先行技術よりも短い時間で犠牲層１２上の炉心溶融物１８に冷却水を供給でき、より早期の冷却が可能となる。

従って、本実施例によれば、ペデスタル側壁３０付近の炉心溶融物１８の冷却を有効に行うことができると共に、コアキャッチャ７の冷却水供給配管１３への冷却水の供給時間遅れを短縮し、かつ、コアキャッチャ７の上面への冷却水の供給を迅速に行うことが可能となる。なお、溶融開放機構１６が開放となる溶融金属の溶融温度は、２５０℃程度が一例だが、特に限定されない。

本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例２を、図６を用いて説明する。ここでは、実施例１との違いのみを説明する。

図６に示す本実施例のコアキャッチャ７は、図４に示した構成において、溶融開放機構１６の鉛直方向設置位置を、コアキャッチャ７の側面上端１９とサプレッションプール４内の水平ベント管６の最上段との間としたものである。

このような本実施例の構成とすることにより、サプレッションプール４の水位は水平ベント管６の最上段が露出しないように制御されるため、溶融開放機構１６を水平ベント管６の最上段より低い位置に設置することで冷却水の供給の持続が可能となり、実施例１の効果に加え、より安定した冷却が達成できる。なお、溶融開放機構１６が開放となる溶融金属の溶融温度は、特に限定されない。

本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例３を、図７を用いて説明する。ここでは、実施例１との違いのみを説明する。

図７に示す本実施例のコアキャッチャ７は、図３に示した構成において、溶融開放機構１６として、鉛直管１１の一部を溶融金属２０で構成したものである。

このような本実施例の構成とすることにより、炉心溶融物１８による雰囲気温度の上昇または冷却水温度の上昇により溶融金属２０の部分のみが溶融することで開放され、溶融した部分から冷却水が流出するので、実施例１と同様な効果を得ることができる。なお、溶融金属２０の溶融温度は特に限定されない。

本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例４を、図８を用いて説明する。ここでは、実施例１との違いのみを説明する。

図８に示す本実施例のコアキャッチャ７は、図３に示した構成において、溶融開放機構１６として、鉛直管１１に水平方向に伸延する水平配管２１が設置され、この水平配管２１の途中に溶融弁２２を設置した構成としたものである。

このような本実施例の構成とすることにより、炉心溶融物１８による雰囲気温度の上昇または冷却水温度の上昇により溶融弁２２が溶融することで水平配管２１が開放され、水平配管２１から冷却水が流出するので、実施例１と同様な効果を得ることができる。また、水平配管２１の方向と長さを変更することにより、冷却水の供給方向と供給位置を任意に指定することが可能となる。なお、溶融弁２２の溶融温度は、特に限定されない。

本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例５を、図９を用いて説明する。ここでは、実施例１との違いのみを説明する。

図９に示す本実施例のコアキャッチャ７は、図１に示した構成において、冷却水供給配管１３の途中に弁２３を設置し、更に、ヘッダ管９にドレン配管２４を接続し、このドレン配管２４にドレン弁２５を設置する構成としたものである。

このような本実施例の構成とすることにより、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、弁２３は通常運転時は開いており、定期検査などでコアキャッチャ７の検査等を実施する際に弁２３を閉め、ドレン弁２５を開くことにより、傾斜管１０及び鉛直管１１に貯水された水をドレン配管２４を介して排水することが可能となる。

本発明の原子炉のコアキャッチャの実施例６を、図１０を用いて説明する。ここでは、実施例１との違いのみを説明する。

過酷事故以外の事象、例えば、生じる可能性は極めて低いが、冷却材喪失事故などが生じた場合、サプレッションプール４の保有水量が増加すると、ドライウェル３の下部に放射化された冷却水が漏れ出す可能性がある。

そこで、図１０に示す本実施例のコアキャッチャ７は、図１に示した構成において、通常、サプレッションプール４に常設されている水浄化系配管２６の途中に設置された水浄化系弁２７の下流側に、他方がコアキャッチャ７の冷却水供給配管１３に接続されているコアキャッチャ水浄化系配管２８を接続し、この途中にコアキャッチャ水浄化系弁２９を設置する構成としたものである。

このような本実施例の構成とすることにより、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、万が一、冷却材喪失事故などが生じた場合に、コアキャッチャ水浄化系弁２９を開にしてコアキャッチャ水浄化系配管２８を介してコアキャッチャ７内の冷却水を、サプレッションプール水を処理する既存の水浄化系配管２６に排出することで、適切に冷却水を処理することが可能となる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成を置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…ドライウェル、３ａ…下部ドライウェル、４…サプレッションプール、５…サプレッションチャンバ、６…水平ベント管、７…コアキャッチャ、８…原子炉格納容器の下部床面、９…ヘッダ管、１０…傾斜管、１１…鉛直管、１２…犠牲層、１３…冷却水供給配管、１４…鉛直管の出口部、１５…サプレッションプールの最大水位、１６…溶融開放機構、１７…炉心、１８…炉心溶融物、１９…コアキャッチャの側面上端、２０…溶融金属、２１…水平配管、２２…溶融弁、２３…弁、２４…ドレン配管、２５…ドレン弁、２６…水浄化系配管、２７…水浄化系弁、２８…コアキャッチャ水浄化系配管、２９…コアキャッチャ水浄化系弁、３０…ペデスタル側壁。

Claims (7)

1. 原子炉炉心を原子炉圧力容器内に持ち、前記原子炉炉心が溶融した際に発生する炉心溶融物を前記原子炉圧力容器及びサプレッションプールを内蔵する原子炉格納容器の床面で受け止めると共に、冷却水が流れる複数の冷却水配管を有し、かつ、前記複数の冷却水配管を流れる前記冷却水によって前記炉心溶融物を冷却するために前記原子炉格納容器の床面上に設置されている原子炉のコアキャッチャであって、
   前記コアキャッチャは、枝分かれした複数の冷却水配管に冷却水を供給するヘッダ管、該ヘッダ管から前記冷却水が流れ、前記原子炉格納容器の床面中央部に近い配管が最も長く、この最も長い配管を中心に外側に向うに従い順次短い複数の配管から成り前記炉心溶融物を冷却する傾斜管、該傾斜管のそれぞれの端部に接続されると共に、前記炉心溶融物を冷却した後の前記冷却水が前記傾斜管から供給され、前記炉心溶融物を冷却した後の前記冷却水を前記原子炉格納容器内に排出する鉛直管から成る前記冷却水配管と、該冷却水配管の上方に設置され、前記炉心溶融物を前記原子炉格納容器の床面で受け止めるための犠牲層とを備え、
   前記コアキャッチャの鉛直管の上端が、前記サプレッションプールの最大水面よりも高い位置に設置されると共に、前記コアキャッチャの鉛直管の側面で、かつ、前記サプレッションプールの最大水面よりも低い位置に、少なくとも前記原子炉格納容器の雰囲気温度の上昇によって溶解し、前記コアキャッチャの鉛直管が開放されて前記冷却水が放出される溶融開放機構を備えていることを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。
2. 請求項１に記載の原子炉のコアキャッチャにおいて、
   前記溶融開放機構は、前記コアキャッチャの中心方向に向かって設けられていることを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。
3. 請求項１又は２に記載の原子炉のコアキャッチャにおいて、
   前記溶融開放機構の鉛直方向位置は、前記コアキャッチャの側壁上端と前記サプレッションプール内の水平ベント管の最上段との間に設置されていることを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。
4. 請求項１乃至３のいずれか１項に記載の原子炉のコアキャッチャにおいて、
   前記溶融開放機構は、前記コアキャッチャの鉛直管の一部が、少なくとも前記原子炉格納容器の雰囲気温度の上昇によって溶融する溶融金属であることを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。
5. 請求項１乃至３のいずれか１項に記載の原子炉のコアキャッチャにおいて、
   前記溶融開放機構は、前記コアキャッチャの鉛直管に、該鉛直管から水平方向に伸延する水平配管が設置され、該水平配管に、少なくとも前記原子炉格納容器の雰囲気温度の上昇によって溶融する溶融弁が設置されているものであることを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。
6. 請求項１乃至５のいずれか１項に記載の原子炉のコアキャッチャにおいて、
   前記コアキャッチャのヘッダ管と前記サプレッションプールを接続する冷却水供給配管の途中に通常運転時は開いている弁を設置すると共に、前記コアキャッチャのヘッダ管にドレン配管を接続し、このドレン配管にドレン弁を設置し、
   検査時には、前記弁を閉めて前記ドレン弁を開くことにより、前記コアキャッチャの傾斜管及び鉛直管に貯水された水を前記ドレン配管を介して排水することを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。
7. 請求項１乃至５のいずれか１項に記載の原子炉のコアキャッチャにおいて、
   前記サプレッションプールに常設されている水浄化系配管の途中に設置された水浄化系弁の下流側に、前記コアキャッチャのヘッダ管と前記サプレッションプールを接続する冷却水供給配管に接続されるコアキャッチャ水浄化系配管を接続し、このコアキャッチャ水浄化系配管の途中にコアキャッチャ水浄化系弁を設置し、
   必要に応じて前記コアキャッチャ水浄化系弁を開にし、前記コアキャッチャ水浄化系配管を介して前記コアキャッチャ内の冷却水を、前記水浄化系配管に排出することを特徴とする原子炉のコアキャッチャ。

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