JP3263402B2 - 原子炉容器用間隙構造物 - Google Patents
原子炉容器用間隙構造物Info
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 技術分野 本発明は、炉心の溶融事故による破断から原子炉容器
の下部ヘッドを保護するための間隙形成及び維持構造物
に関するものである。
の下部ヘッドを保護するための間隙形成及び維持構造物
に関するものである。
背景技術 本発明は、原子炉において炉心溶融事故が発生した場
合、蓄積された炉心溶融堆積物による下端のヘッド壁部
の過熱及び終極的な破損を防止するため冷却可能な幾何
形状が維持される間隙形成構造物を原子炉容器の下部ヘ
ッドに導入することに関するものである。ここに、下部
ヘッドを成す凹放物線形または円筒形容器は原子炉流体
境界と呼ばれるものである。前記のような重大事故が発
生すれば、原子炉容器内部の炉心材は過熱によって溶融
され、容器の下部ヘッドに向かって移動するだろう。こ
のような場合、容器の下部ヘッドと溶融炉心材との直接
接触は深刻な温度上昇を招き、金属原子炉容器の下部ヘ
ッドを変形、破断させ、結果的に相当量の放射能物質が
外部に漏出するだろう。本発明の構造物は、溶融炉心材
が容器の内表面と直接接触できない工学的間隙を形成し
て、原子炉容器の下部ヘッドの急速な加熱を防止し、間
隙内部における安全な水冷却効果により重大事故を防止
し、原子炉容器の下部ヘッドの破損を防止するものであ
る。
合、蓄積された炉心溶融堆積物による下端のヘッド壁部
の過熱及び終極的な破損を防止するため冷却可能な幾何
形状が維持される間隙形成構造物を原子炉容器の下部ヘ
ッドに導入することに関するものである。ここに、下部
ヘッドを成す凹放物線形または円筒形容器は原子炉流体
境界と呼ばれるものである。前記のような重大事故が発
生すれば、原子炉容器内部の炉心材は過熱によって溶融
され、容器の下部ヘッドに向かって移動するだろう。こ
のような場合、容器の下部ヘッドと溶融炉心材との直接
接触は深刻な温度上昇を招き、金属原子炉容器の下部ヘ
ッドを変形、破断させ、結果的に相当量の放射能物質が
外部に漏出するだろう。本発明の構造物は、溶融炉心材
が容器の内表面と直接接触できない工学的間隙を形成し
て、原子炉容器の下部ヘッドの急速な加熱を防止し、間
隙内部における安全な水冷却効果により重大事故を防止
し、原子炉容器の下部ヘッドの破損を防止するものであ
る。
従来の水冷式原子炉は、深刻な溶融事故を防止するた
めの間隙構造物を備えていない。従って、深刻な事故が
発生し、炉心溶融物質が下方に移動して容器の下部ヘッ
ドに蓄積された場合、事故の程度にもよるが堆積物の十
分な冷却のために極めて小さく不規則な最小限の間隙が
自然的に形成されるだろう。炉心溶融を含む重大事故と
みなされれている1979年のスリーマイルアイルランドユ
ニット−２（TMI−２）の事故において、溶融炉心堆積
物と容器の下部ヘッドとの直接接触は、その炉心堆積物
の溶融温度近くにまで容器内部の壁部を過熱した。しか
し、未だ説明されていない何等かのメカニズムによって
容器は冷却され、容器破損は回避された。この急速冷却
を説明するために、限定された水冷却が溶融炉心堆積物
と下部ヘッドの内表面の間に形成された間隙内で達成さ
れたが、その不均一で不規則な構造が熱点生成を導いた
と推定される。TMI−２事故の場合、下部へ移動した19
トンの炉心堆積物の量が炉心材の1/5以下であったと言
う事実にもかかわらず、原子炉容器の下部ヘッドの破損
を防ぐ上で残された余地は十分でなかった。従って、も
し重大事故が相当な程度の炉心溶融と共に発生した場
合、原子炉容器の下部ヘッドの冷却は自然的冷却メカニ
ズムだけでは不適当であり、原子炉容器の破断に引き続
いて溶融炉心堆積物が放出される可能性がある。結果的
に、大量の高温物質が容器の外に放出されることにより
格納容器建物の構造物との化学的及び熱的反応が更に引
き起こされるだろう。これに伴う温度と圧力の上昇によ
り格納容器の完全性が脅かされてさらなる重大な事故に
発展するだろう。
めの間隙構造物を備えていない。従って、深刻な事故が
発生し、炉心溶融物質が下方に移動して容器の下部ヘッ
ドに蓄積された場合、事故の程度にもよるが堆積物の十
分な冷却のために極めて小さく不規則な最小限の間隙が
自然的に形成されるだろう。炉心溶融を含む重大事故と
みなされれている1979年のスリーマイルアイルランドユ
ニット−２（TMI−２）の事故において、溶融炉心堆積
物と容器の下部ヘッドとの直接接触は、その炉心堆積物
の溶融温度近くにまで容器内部の壁部を過熱した。しか
し、未だ説明されていない何等かのメカニズムによって
容器は冷却され、容器破損は回避された。この急速冷却
を説明するために、限定された水冷却が溶融炉心堆積物
と下部ヘッドの内表面の間に形成された間隙内で達成さ
れたが、その不均一で不規則な構造が熱点生成を導いた
と推定される。TMI−２事故の場合、下部へ移動した19
トンの炉心堆積物の量が炉心材の1/5以下であったと言
う事実にもかかわらず、原子炉容器の下部ヘッドの破損
を防ぐ上で残された余地は十分でなかった。従って、も
し重大事故が相当な程度の炉心溶融と共に発生した場
合、原子炉容器の下部ヘッドの冷却は自然的冷却メカニ
ズムだけでは不適当であり、原子炉容器の破断に引き続
いて溶融炉心堆積物が放出される可能性がある。結果的
に、大量の高温物質が容器の外に放出されることにより
格納容器建物の構造物との化学的及び熱的反応が更に引
き起こされるだろう。これに伴う温度と圧力の上昇によ
り格納容器の完全性が脅かされてさらなる重大な事故に
発展するだろう。
米国M.I.T.のM.J.Driscoll及びF.L.Bowmanにより提案
された原子炉外部炉心キャッチャ（ex−vesselキャッチ
ャ）が米国特許４、113、560号に記載されている。この
原子炉外部炉心キャッチャにおいて、溶融炉心堆積物は
原子炉外部炉心構造物（黒鉛、砂等）と共に凝固する。
原子炉外部炉心キャッチャは、その内部に溶融炉心堆積
物を孤立させることにより格納容器構造物とのさらなる
反応を遮断することができる。これは、溶融炉心堆積物
と格納容器底のコンクリートとの反応による熱及び気体
の生成を未然に防止し、溶融炉心堆積物が底コンクリー
トを通過して大量の放射能を流出させることを防止す
る。しかしながら、前途の手段は原子炉容器の破断と多
くの熱及び放射能が格納容器建物の内部に放出された後
にのみ実施されるように設計されているので、格納容器
建物の冷却及び保護のための諸般安全装置が必要であ
る。また、液体金属冷却増殖炉の場合には、原子炉下端
−炉心キャッチャが使用されている。しかし、Fermi−
Ｉの場合、炉心溶融事故は不適当な設計と冷却材流路を
遮断する構造とにより誘発された。さらに、Fermi−Ｉ
及びスーパーフェニックス（SUPERPHENIX）の水平式下
端−炉心キャッチャ設計は、プレート下部での沸騰と気
泡停滞現象とにより冷却機能が低下するので水冷式原子
炉にとっては効果的でない。
された原子炉外部炉心キャッチャ（ex−vesselキャッチ
ャ）が米国特許４、113、560号に記載されている。この
原子炉外部炉心キャッチャにおいて、溶融炉心堆積物は
原子炉外部炉心構造物（黒鉛、砂等）と共に凝固する。
原子炉外部炉心キャッチャは、その内部に溶融炉心堆積
物を孤立させることにより格納容器構造物とのさらなる
反応を遮断することができる。これは、溶融炉心堆積物
と格納容器底のコンクリートとの反応による熱及び気体
の生成を未然に防止し、溶融炉心堆積物が底コンクリー
トを通過して大量の放射能を流出させることを防止す
る。しかしながら、前途の手段は原子炉容器の破断と多
くの熱及び放射能が格納容器建物の内部に放出された後
にのみ実施されるように設計されているので、格納容器
建物の冷却及び保護のための諸般安全装置が必要であ
る。また、液体金属冷却増殖炉の場合には、原子炉下端
−炉心キャッチャが使用されている。しかし、Fermi−
Ｉの場合、炉心溶融事故は不適当な設計と冷却材流路を
遮断する構造とにより誘発された。さらに、Fermi−Ｉ
及びスーパーフェニックス（SUPERPHENIX）の水平式下
端−炉心キャッチャ設計は、プレート下部での沸騰と気
泡停滞現象とにより冷却機能が低下するので水冷式原子
炉にとっては効果的でない。
下部ヘッドを冷却する能力に関して、原子炉外部炉心
冷却が提案されている（1994年11月、DOE/ID−10460に
おいてT.G.Theofanos,C.Liu,S.Addition,S.Angelini,O.
Kymaelaeinen及びT.Samassiらによる“内部炉心冷却能
力及び炉心−溶解の維持”）。運転中のあるいは設計下
にある限られた数の発電所で実行可能であると考慮され
る場合、前記方法は大容量の原子炉空洞部に水を注入す
るために相当な量の水資源を必要し、また時間も長くか
かると言う短所がある。さらに、過剰な水の注入や時期
尚早に容器を水没させることは、脆性化された容器ベル
トライン地域を放熱による熱的衝撃の危険に曝すことに
なるだろう。
冷却が提案されている（1994年11月、DOE/ID−10460に
おいてT.G.Theofanos,C.Liu,S.Addition,S.Angelini,O.
Kymaelaeinen及びT.Samassiらによる“内部炉心冷却能
力及び炉心−溶解の維持”）。運転中のあるいは設計下
にある限られた数の発電所で実行可能であると考慮され
る場合、前記方法は大容量の原子炉空洞部に水を注入す
るために相当な量の水資源を必要し、また時間も長くか
かると言う短所がある。さらに、過剰な水の注入や時期
尚早に容器を水没させることは、脆性化された容器ベル
トライン地域を放熱による熱的衝撃の危険に曝すことに
なるだろう。
発明の開示 本発明の第１の目的は、原子炉容器の下部ヘッド上に
設置され、原子炉容器内を循環する冷却材と接触するよ
うに設置された炉心組み立て体を備える水冷式原子炉容
器に使用される間隙形成及び維持構造物を提供すること
である。この構造物は， 原子炉の炉心溶融事故の際、炉心組み立て体からの溶
融炉心堆積物を収容及び保持するために原子炉容器の下
部ヘッド近くで炉心組み立て体の下側に配置される凹容
器；および、 原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器と原子炉容器の下
部ヘッドとの間に間隙が形成、維持され、原子炉容器内
を循環する冷却材が間隙内を循環できるようにすること
によって、溶融炉心堆積物が原子炉容器の下部ヘッドと
直接接触することを防止し、凹容器によって溶融炉心堆
積物が収容及び維持される間、溶融炉心堆積物から熱を
除去することによって原子炉容器の下部ヘッドの構造が
完璧に維持されるように原子炉容器の下部ヘッドに対し
て凹容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための
手段を含む。
設置され、原子炉容器内を循環する冷却材と接触するよ
うに設置された炉心組み立て体を備える水冷式原子炉容
器に使用される間隙形成及び維持構造物を提供すること
である。この構造物は， 原子炉の炉心溶融事故の際、炉心組み立て体からの溶
融炉心堆積物を収容及び保持するために原子炉容器の下
部ヘッド近くで炉心組み立て体の下側に配置される凹容
器；および、 原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器と原子炉容器の下
部ヘッドとの間に間隙が形成、維持され、原子炉容器内
を循環する冷却材が間隙内を循環できるようにすること
によって、溶融炉心堆積物が原子炉容器の下部ヘッドと
直接接触することを防止し、凹容器によって溶融炉心堆
積物が収容及び維持される間、溶融炉心堆積物から熱を
除去することによって原子炉容器の下部ヘッドの構造が
完璧に維持されるように原子炉容器の下部ヘッドに対し
て凹容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための
手段を含む。
本発明の第２の目的は、原子炉容器の下部ヘッド上に
設置され、原子炉容器内を循環する冷却材と接触するよ
うに設置された炉心組み立て体を備える水冷式原子炉容
器に使用される間隙形成及び維持構造物を提供すること
である。この構造物は、 原子炉の炉心溶融事故の際、炉心組み立て体からの溶
融炉心堆積物を収容及び保持するために原子炉容器の下
部ヘッド近くで炉心組み立て体の下側に配置される凹容
器； 原子炉の炉心溶融事故の際、原子炉容器の下部ヘッド
に対して凹容器を離隔させ、離隔された状態で維持する
ために凹容器に固定された多数の支持ビーム；および 原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器の構造形態を維持
するために凹容器に固定された多数の変形制限足部を含
み、それによって、多数の支持ビームと多数の変形制限
足部は、凹容器と原子炉容器の下部ヘッド部との間に間
隙を提供、維持させ、原子炉の炉心溶融事故の際、原子
炉容器内を循環する冷却材が間隙内を循環できるように
することによって、溶融炉心堆積物が原子炉容器の下部
ヘッドと直接接触することを防止し、溶融炉心堆積物か
ら熱を除去し、凹容器に溶融炉心堆積物を収容する間、
原子炉容器の下部ヘッド部の構造を完璧に維持させる。
設置され、原子炉容器内を循環する冷却材と接触するよ
うに設置された炉心組み立て体を備える水冷式原子炉容
器に使用される間隙形成及び維持構造物を提供すること
である。この構造物は、 原子炉の炉心溶融事故の際、炉心組み立て体からの溶
融炉心堆積物を収容及び保持するために原子炉容器の下
部ヘッド近くで炉心組み立て体の下側に配置される凹容
器； 原子炉の炉心溶融事故の際、原子炉容器の下部ヘッド
に対して凹容器を離隔させ、離隔された状態で維持する
ために凹容器に固定された多数の支持ビーム；および 原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器の構造形態を維持
するために凹容器に固定された多数の変形制限足部を含
み、それによって、多数の支持ビームと多数の変形制限
足部は、凹容器と原子炉容器の下部ヘッド部との間に間
隙を提供、維持させ、原子炉の炉心溶融事故の際、原子
炉容器内を循環する冷却材が間隙内を循環できるように
することによって、溶融炉心堆積物が原子炉容器の下部
ヘッドと直接接触することを防止し、溶融炉心堆積物か
ら熱を除去し、凹容器に溶融炉心堆積物を収容する間、
原子炉容器の下部ヘッド部の構造を完璧に維持させる。
本発明の第３の目的は、外側表面を有する原子炉容器
の下部ヘッド上に設置され、原子炉容器内を循環する冷
却材と接触するように設置された炉心組み立て体を備え
る水冷式原子炉容器に使用される間隙形成及び冷却構造
物を提供することである。この構造物は、 原子炉容器の下部ヘッドの外側表面の下側で前記外側
表面から離隔されるように配置される凹容器； 原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器と原子炉容器の下
部ヘッドの外側表面との間に間隙が形成、維持されるよ
うに原子炉容器の下部ヘッドの外側表面に対して凹容器
を離隔させ、離隔された状態で維持するための手段；お
よび 原子炉の炉心溶融事故の際、間隙に冷却材を供給し、
炉心組み立て体からの溶融炉心堆積物によって加熱され
た原子炉容器の下部ヘッドからの熱の除去を可能にし、
それによって原子炉容器に溶融炉心堆積物が収容及び維
持される間、原子炉容器の下部ヘッドの構造を完壁に維
持させる冷却材供給手段を含む。
の下部ヘッド上に設置され、原子炉容器内を循環する冷
却材と接触するように設置された炉心組み立て体を備え
る水冷式原子炉容器に使用される間隙形成及び冷却構造
物を提供することである。この構造物は、 原子炉容器の下部ヘッドの外側表面の下側で前記外側
表面から離隔されるように配置される凹容器； 原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器と原子炉容器の下
部ヘッドの外側表面との間に間隙が形成、維持されるよ
うに原子炉容器の下部ヘッドの外側表面に対して凹容器
を離隔させ、離隔された状態で維持するための手段；お
よび 原子炉の炉心溶融事故の際、間隙に冷却材を供給し、
炉心組み立て体からの溶融炉心堆積物によって加熱され
た原子炉容器の下部ヘッドからの熱の除去を可能にし、
それによって原子炉容器に溶融炉心堆積物が収容及び維
持される間、原子炉容器の下部ヘッドの構造を完壁に維
持させる冷却材供給手段を含む。
本発明は、原子炉容器が溶融しないように原子炉容器
の底部近くに冷却可能な幾何形状を維持するのに十分な
間隙を提供する構造物を併合するように設計される。ま
た、本発明は自然循環ルートは言うまでもなく、既存の
工学安全特性に関連して受動方式により機能するすべて
の水冷式原子炉に適用可能である。
の底部近くに冷却可能な幾何形状を維持するのに十分な
間隙を提供する構造物を併合するように設計される。ま
た、本発明は自然循環ルートは言うまでもなく、既存の
工学安全特性に関連して受動方式により機能するすべて
の水冷式原子炉に適用可能である。
図面の簡単な説明 本発明の前途した長所およびさらなる長所を、添付の
図面を参照して以下に詳細に説明する。
図面を参照して以下に詳細に説明する。
図１は、本発明に基づく間隙構造物を有する加圧水型原
子炉（PWR）容器を示す断面図である。
子炉（PWR）容器を示す断面図である。
図２は、本発明に基づく間隙構造物を有する水路式加圧
水型原子炉（VVER型）容器を示す断面図である。
水型原子炉（VVER型）容器を示す断面図である。
図３は、本発明に基づく間隙構造物を有する沸騰水型原
子炉（BWR）容器を示す断面図である。
子炉（BWR）容器を示す断面図である。
図４は、本発明に基づく間隙構造物を有する加圧重水型
原子炉（CANDU型）容器を示す断面図である。
原子炉（CANDU型）容器を示す断面図である。
図５は、本発明に基づく原子炉容器の下部ヘッドに配置
した多層間隙構造物の内部を示す断面図である。
した多層間隙構造物の内部を示す断面図である。
図６は、本発明に基づく原子炉容器の下部ヘッドの内部
の間隙構造支持部材の例を示す断面図である。
の間隙構造支持部材の例を示す断面図である。
図７は、本発明に基づく原子炉容器の下部ヘッドの外部
に配置した間隙構造物を示す断面図である。
に配置した間隙構造物を示す断面図である。
図８（Ａ）及び図８（Ｂ）は、間隙構造物を備えていな
い原子炉における重大事故の進行を示す断面図である。
い原子炉における重大事故の進行を示す断面図である。
図９（Ａ）及び図９（Ｂ）は、本発明の間隙構造物を備
えた原子炉における重大事故の阻止状態を示す断面図で
ある。
えた原子炉における重大事故の阻止状態を示す断面図で
ある。
図10（Ａ）は、加圧水型原子炉（PWR）に適用可能な本
発明の間隙構造物の上面図である。
発明の間隙構造物の上面図である。
図10（Ｂ）は、水路式加圧水型原子炉（VVER型）に適用
可能な本発明の間隙構造物の断面図である。
可能な本発明の間隙構造物の断面図である。
図10（Ｃ）は、沸騰水型原子炉（BWR）に適用可能な本
発明の間隙構造物の平面図である。
発明の間隙構造物の平面図である。
図11（Ａ）、図11（Ｂ）および図11（Ｃ）は、それぞ加
圧重水型原子炉（CANDU型）に適用可能な本発明の間隙
構造物の上面図、断面図および平面図である。
圧重水型原子炉（CANDU型）に適用可能な本発明の間隙
構造物の上面図、断面図および平面図である。
発明の実施の形態 以下、本発明の望ましい実施の形態を図面に基づき詳
しく説明する。
しく説明する。
図１乃至図４に示すように、中央部の炉心（１）は冷
却材が流動して核反応熱を除去する核燃料領域である。
事故が発生して冷却能力が減少すれば、炉心及びそれに
隣接する構造物が溶融して下部ヘッドに蓄積する。この
場合、間隙構造物（３）は、溶融した炉心が下部ヘッド
（２）の内表面と直接接触することを防止する。また、
計測／制御ノズルが原子炉容器の下部ヘッド（２）を貫
通して容器の内表面に熔接される。本発明の間隙構造物
（３）は、原子炉容器の底部から適当な間隙（５）また
は距離をおいて炉心支持構造物の底部に設置され、炉心
溶融事故の際に冷却可能な幾何形状を維持しながら溶融
炉心の荷重を支持するために充分な強度及び耐熱性を備
えている。沸騰熱伝達及び構造的挙動を考慮した最小限
の間隙寸法は約2cmに決定される。また、間隙構造物
（３）は、放物線または凹形状であり、垂直流路孔
（６）を備えている。間隙構造物（３）は、溶融炉心が
間隙内に流れないように原子炉容器の下部ヘッド（２）
全体を覆うことが望ましい。本発明の間隙構造物（３）
による下部プレナム（plenum）内での冷却材流動分布の
変化は、軽水型原子炉（LWRs）の正常運転時において最
小でければならない。
却材が流動して核反応熱を除去する核燃料領域である。
事故が発生して冷却能力が減少すれば、炉心及びそれに
隣接する構造物が溶融して下部ヘッドに蓄積する。この
場合、間隙構造物（３）は、溶融した炉心が下部ヘッド
（２）の内表面と直接接触することを防止する。また、
計測／制御ノズルが原子炉容器の下部ヘッド（２）を貫
通して容器の内表面に熔接される。本発明の間隙構造物
（３）は、原子炉容器の底部から適当な間隙（５）また
は距離をおいて炉心支持構造物の底部に設置され、炉心
溶融事故の際に冷却可能な幾何形状を維持しながら溶融
炉心の荷重を支持するために充分な強度及び耐熱性を備
えている。沸騰熱伝達及び構造的挙動を考慮した最小限
の間隙寸法は約2cmに決定される。また、間隙構造物
（３）は、放物線または凹形状であり、垂直流路孔
（６）を備えている。間隙構造物（３）は、溶融炉心が
間隙内に流れないように原子炉容器の下部ヘッド（２）
全体を覆うことが望ましい。本発明の間隙構造物（３）
による下部プレナム（plenum）内での冷却材流動分布の
変化は、軽水型原子炉（LWRs）の正常運転時において最
小でければならない。
図６は、本発明の間隙構造物（３）が容器の下部ヘッ
ド内で下部炉心構造物あるいは計測／制御貫通構造物
（４）に熔接（11）されたり、固定されている状態を示
している。過度な荷重により誘発される変形に耐えるよ
うに、間隙構造物（３）に追加支持構造物を設けても良
い。前記手段は、原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器と
原子炉容器の下部ヘッドとの間に間隙が形成され維持さ
れるように、原子炉容器の下部ヘッドに対して凹容器を
空間的に離隔させ、離隔された状態で維持するために使
用される。これらの手段は、原子炉容器内を循環する冷
却材が間隙内を循環できるようにすることによって、溶
融炉心堆積物が原子炉容器の下部ヘッドに直截接触する
ことを防止するとともに溶融炉心堆積物からの熱を除去
する。そのような冷却材の循環は、凹容器による溶融炉
心堆積物の収容及び保持の間、原子炉容器の下部ヘッド
の構造維持を保障する。原子炉容器の下部ヘッドに対し
て凹容器を離隔させ、離隔された状態で維持するための
前記手段の例は、支持ビーム（10A）、凹容器に固定さ
れた変形−制限足部（９）、及び構造補強材（10B）を
含む。
ド内で下部炉心構造物あるいは計測／制御貫通構造物
（４）に熔接（11）されたり、固定されている状態を示
している。過度な荷重により誘発される変形に耐えるよ
うに、間隙構造物（３）に追加支持構造物を設けても良
い。前記手段は、原子炉の炉心溶融事故の際、凹容器と
原子炉容器の下部ヘッドとの間に間隙が形成され維持さ
れるように、原子炉容器の下部ヘッドに対して凹容器を
空間的に離隔させ、離隔された状態で維持するために使
用される。これらの手段は、原子炉容器内を循環する冷
却材が間隙内を循環できるようにすることによって、溶
融炉心堆積物が原子炉容器の下部ヘッドに直截接触する
ことを防止するとともに溶融炉心堆積物からの熱を除去
する。そのような冷却材の循環は、凹容器による溶融炉
心堆積物の収容及び保持の間、原子炉容器の下部ヘッド
の構造維持を保障する。原子炉容器の下部ヘッドに対し
て凹容器を離隔させ、離隔された状態で維持するための
前記手段の例は、支持ビーム（10A）、凹容器に固定さ
れた変形−制限足部（９）、及び構造補強材（10B）を
含む。
高熱により炉心材が溶融して原子炉容器の下部プレナ
ム（図９）に蓄積すると、本発明の間隙構造物（３）
は、溶融炉心材と容器との直接接触を避けるように溶融
炉心材を捕獲する。容器と堆積物との間の間隙（５）内
を水冷却材によって移動した炉心材から熱が除去され
る。
ム（図９）に蓄積すると、本発明の間隙構造物（３）
は、溶融炉心材と容器との直接接触を避けるように溶融
炉心材を捕獲する。容器と堆積物との間の間隙（５）内
を水冷却材によって移動した炉心材から熱が除去され
る。
図１乃至図４に示すように、間隙構造物（３）の各々
は単一層として描かれているが、図５に示すように多層
の間隙構造物を使用しても良い。この場合、間隙を形成
及び維持する構造物の凹容器は、第１凹容器（3A）及び
第２凹容器（3B）を含む。第１凹容器（3A）は、第１間
隙（3AA）を形成するために原子炉容器の下部ヘッドか
ら離隔され、第２凹容器（3B）は第２間隙（3BB）を形
成するために第１凹容器（3A）から離隔されている。
尚、第２凹容器（3B）の直径d1は、第１凹容器（3A）の
直径d2より小さく、容器間の間隙（3BB）及び第１凹容
器と原子炉容器の下部ヘッドとの間の間隙（3AA）は個
々に均一に離隔されることが好ましい。第１容器が原子
炉容器の下部ヘッド近くにあり、上部容器が連続的によ
り小さい直径を有するように原子炉容器内に複数の凹容
器を配置しても良い。
は単一層として描かれているが、図５に示すように多層
の間隙構造物を使用しても良い。この場合、間隙を形成
及び維持する構造物の凹容器は、第１凹容器（3A）及び
第２凹容器（3B）を含む。第１凹容器（3A）は、第１間
隙（3AA）を形成するために原子炉容器の下部ヘッドか
ら離隔され、第２凹容器（3B）は第２間隙（3BB）を形
成するために第１凹容器（3A）から離隔されている。
尚、第２凹容器（3B）の直径d1は、第１凹容器（3A）の
直径d2より小さく、容器間の間隙（3BB）及び第１凹容
器と原子炉容器の下部ヘッドとの間の間隙（3AA）は個
々に均一に離隔されることが好ましい。第１容器が原子
炉容器の下部ヘッド近くにあり、上部容器が連続的によ
り小さい直径を有するように原子炉容器内に複数の凹容
器を配置しても良い。
図５において、第１凹容器（3A）及び第２凹容器（3
B）は、計器／制御貫通構造物（４）を収容するガイド
スリーブ（７）に固定される（図示せず）。各間隙構造
物（３）に設けられた流路孔（６）は、正常運転時、下
部プレナム内で間隙水（gap water）とバルク水（bulk
water）との間の温度差を減らすために導入されてい
る。流路孔の長さ対直径の比は、溶融炉心堆積物が通過
できないように決定される。移動した溶融炉心は、計器
／制御貫通構造部（４）に熱的な衝撃を与え、炉心状態
の追加診断を難しくするだろう。図６は、計器／制御貫
通構造物を保護するために冷却効果を有する垂直間隙
（８）を形成するように間隙構造物から上に伸びている
ガイドスリーブ構造（７）を示す。本発明の間隙構造物
（３）は、熱的衝撃荷重及び機械的衝撃荷重に対して耐
久性を有する材料で作成されるべきである。例えば、セ
ラミック及び／または複合材料を併合可能な耐腐食性金
属がそのような耐久性材料として期待される。冷却能力
を向上させるために、間隙構造物（３）に冷却フィンを
設けても良い。
B）は、計器／制御貫通構造物（４）を収容するガイド
スリーブ（７）に固定される（図示せず）。各間隙構造
物（３）に設けられた流路孔（６）は、正常運転時、下
部プレナム内で間隙水（gap water）とバルク水（bulk
water）との間の温度差を減らすために導入されてい
る。流路孔の長さ対直径の比は、溶融炉心堆積物が通過
できないように決定される。移動した溶融炉心は、計器
／制御貫通構造部（４）に熱的な衝撃を与え、炉心状態
の追加診断を難しくするだろう。図６は、計器／制御貫
通構造物を保護するために冷却効果を有する垂直間隙
（８）を形成するように間隙構造物から上に伸びている
ガイドスリーブ構造（７）を示す。本発明の間隙構造物
（３）は、熱的衝撃荷重及び機械的衝撃荷重に対して耐
久性を有する材料で作成されるべきである。例えば、セ
ラミック及び／または複合材料を併合可能な耐腐食性金
属がそのような耐久性材料として期待される。冷却能力
を向上させるために、間隙構造物（３）に冷却フィンを
設けても良い。
図１乃至図４には容器内間隙構造物が示されている
が、図７は容器の下部ヘッド（２）の外側に設置された
容器外間隙構造物（３）を示す。この場合、所定の冷却
材が制御バルブ（16）及び冷却材供給管（17）を介して
事故時に冷却材貯蔵槽（15）から供給される。容器内間
隙構造物及び容器外間隙構造物は、容器検査及び維持管
理の妨げにならないように設置されるだろう。必要に応
じて、原子炉容器自体においてと同じ方式で複数の容器
外間隙構造物を配置することができる（図示せず）。
が、図７は容器の下部ヘッド（２）の外側に設置された
容器外間隙構造物（３）を示す。この場合、所定の冷却
材が制御バルブ（16）及び冷却材供給管（17）を介して
事故時に冷却材貯蔵槽（15）から供給される。容器内間
隙構造物及び容器外間隙構造物は、容器検査及び維持管
理の妨げにならないように設置されるだろう。必要に応
じて、原子炉容器自体においてと同じ方式で複数の容器
外間隙構造物を配置することができる（図示せず）。
原子炉容器の下部ヘッド上に設置され、原子炉容器内
を循環する冷却材と接触するように設置された炉心組み
立て体を備える原子炉容器に使用される外部間隙形成及
び維持構造物は、原子炉容器の下部ヘッドの外側表面の
外側外部に設置され、その外側表面から離隔されている
凹容器を含み、それにより原子炉容器の下部ヘッドの外
側表面と凹容器との間に間隙を形成する。冷却材供給手
段は、原子炉の炉心溶融事故の際、間隙に冷却材を供給
し、炉心組み立て体からの溶融炉心堆積物によって加熱
された原子炉容器の下部ヘッドから熱を除去し、それに
より原子炉容器によって溶融炉心堆積物が収容及び維持
されている間、原子炉容器の下部ヘッドの構造を維持す
る。
を循環する冷却材と接触するように設置された炉心組み
立て体を備える原子炉容器に使用される外部間隙形成及
び維持構造物は、原子炉容器の下部ヘッドの外側表面の
外側外部に設置され、その外側表面から離隔されている
凹容器を含み、それにより原子炉容器の下部ヘッドの外
側表面と凹容器との間に間隙を形成する。冷却材供給手
段は、原子炉の炉心溶融事故の際、間隙に冷却材を供給
し、炉心組み立て体からの溶融炉心堆積物によって加熱
された原子炉容器の下部ヘッドから熱を除去し、それに
より原子炉容器によって溶融炉心堆積物が収容及び維持
されている間、原子炉容器の下部ヘッドの構造を維持す
る。
冷却材供給手段は、間隙内部へ流れる冷却材の流量を
制御するための制御バルブを含むことが望ましい。ま
た、冷却材が間隙内を流動して熱の除去が促進されるよ
うに冷却フィンを原子炉容器の下部ヘッドに設けても良
い。
制御するための制御バルブを含むことが望ましい。ま
た、冷却材が間隙内を流動して熱の除去が促進されるよ
うに冷却フィンを原子炉容器の下部ヘッドに設けても良
い。
図８は間隙構造物を備えていない原子炉の重大事故の
進行を示し、図９は本発明による間隙構造物を備えた原
子炉で重大事故が発生した場合の阻止状態を示す。図８
及び図９において、番号（12）、（13）および（14）
は、それぞれ冷却水（12）、溶融炉心堆積物（13）及び
破損した容器の下部ヘッド（14）を示している。図10
（Ａ）は、加圧水型原子炉（PWR）に適用可能な間隙構
造物の上面図、図10（Ｂ）は、水路式加圧水型原子炉
（VVER型）に適用可能な間隙構造物の断面図、図10
（Ｃ）は、沸騰水型原子炉（BWR）に適用可能な間隙構
造物の平面図である。図10（Ｃ）には３次元ディスプレ
ー効果を向上させるために格子線が描かれている。ま
た、この図には計器／制御貫通部のためのガイドスリー
ブ構造（７）が示されている。図11（Ａ）、図11（Ｂ）
および図11（Ｃ）は、それぞれ加圧重水型原子炉（CAND
U型）に適用可能な本発明の間隙構造物の上面図、断面
図および平面図である。図11（Ｃ）には３次元ディスプ
レー効果を向上させるために格子線が描かれている。ま
た、この図には計器／制御貫通部のためのガイドスリー
ブ構造（７）が示されている。
進行を示し、図９は本発明による間隙構造物を備えた原
子炉で重大事故が発生した場合の阻止状態を示す。図８
及び図９において、番号（12）、（13）および（14）
は、それぞれ冷却水（12）、溶融炉心堆積物（13）及び
破損した容器の下部ヘッド（14）を示している。図10
（Ａ）は、加圧水型原子炉（PWR）に適用可能な間隙構
造物の上面図、図10（Ｂ）は、水路式加圧水型原子炉
（VVER型）に適用可能な間隙構造物の断面図、図10
（Ｃ）は、沸騰水型原子炉（BWR）に適用可能な間隙構
造物の平面図である。図10（Ｃ）には３次元ディスプレ
ー効果を向上させるために格子線が描かれている。ま
た、この図には計器／制御貫通部のためのガイドスリー
ブ構造（７）が示されている。図11（Ａ）、図11（Ｂ）
および図11（Ｃ）は、それぞれ加圧重水型原子炉（CAND
U型）に適用可能な本発明の間隙構造物の上面図、断面
図および平面図である。図11（Ｃ）には３次元ディスプ
レー効果を向上させるために格子線が描かれている。ま
た、この図には計器／制御貫通部のためのガイドスリー
ブ構造（７）が示されている。
次世代原子炉の設計には重大事故に対する防御設備を
兼ね備えることが必要とされる。軽水型原子炉の場合、
この目的のために提案された設計は次の２つの特徴を含
んでいる。すなわち、原子炉空洞部氾濫方法及び改良型
の格納容器冷却方法である。重大事故に備えたこれらの
方法は大型で高価な施設を必要とするが、本発明の間隙
構造物は比較的に簡単な構造の装置で容器保護を提供で
きるとともに、受動的方式に主として機能できる。
兼ね備えることが必要とされる。軽水型原子炉の場合、
この目的のために提案された設計は次の２つの特徴を含
んでいる。すなわち、原子炉空洞部氾濫方法及び改良型
の格納容器冷却方法である。重大事故に備えたこれらの
方法は大型で高価な施設を必要とするが、本発明の間隙
構造物は比較的に簡単な構造の装置で容器保護を提供で
きるとともに、受動的方式に主として機能できる。
上記のように、本発明の間隙構造を詳細に説明した
が、本技術分野に従事する者は必要に応じて本発明に種
々の変更を採用するだろう。したがって、本発明の請求
範囲はそれらの変更をも含むように解釈されるべきであ
る。
が、本技術分野に従事する者は必要に応じて本発明に種
々の変更を採用するだろう。したがって、本発明の請求
範囲はそれらの変更をも含むように解釈されるべきであ
る。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (73)特許権者 501330411 ジョン クァン ジン 大韓民国 ソウル138−240 ソンパ−ク シンチュン−ドン ジャン−ミ アパ ート ２−1205 (73)特許権者 501330422 パク サン デク 大韓民国 デジョン305−390 ユースン −ク ジョンミン−ドン サムスン プ ーレン アパート 108−1205 (73)特許権者 501330433 リン ドン チョル 大韓民国 デジョン302−161 スウ−ク ドマ−１−ドン 142−３ (72)発明者 ファン イル スン ソウル151―050 クァンナク―ク ボン チュン―ドン ソウル ナショナル ユ ニバーシティ アパート Ｋａ―106 (72)発明者 スー クネ ユル ソウル135―110 カンナム―ク アブク ジュン―ドン ハンヤン アパート 10 ―1003 (72)発明者 ジョン クァン ジン ソウル138―240 ソンパ―ク シンチュ ン―ドン ジャン―ミ アパート ２― 1205 (72)発明者 パク サン デク デジョン305―390 ユースン―ク ジョ ンミン―ドン サムスン プーレン ア パート 108―1205 (72)発明者 リン ドン チョル デジョン302―161 スウ―ク ドマ―１ ―ドン 142―３ (56)参考文献 特開 昭57−165790（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−259496（ＪＰ，Ａ) 特開 平８−75887（ＪＰ，Ａ) 特開 昭52−144589（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−219588（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−155388（ＪＰ，Ａ) 米国特許4412969（ＵＳ，Ａ) Ｐｒｏｂａｂ ＳａｆＡｓｓｅｓｓ Ｍａｎａｇ 96，Ｖｏｌ．３ ｐｐ. 1648−1653（1996) Ｎｕｃｌ Ｅｎｇ Ｄｅｓ，Ｖｏｌ. 166 Ｎｏ．２ ｐｐ．165−178（1996) Ｎｕｃｌ Ｅｎｇ Ｄｅｓ，Ｖｏｌ. 166 Ｎｏ．２ ｐｐ．147−163（1996) Ｎｕｃｌ Ｅｎｇ Ｄｅｓ，Ｖｏｌ. 151 Ｎｏ．１ ｐｐ．203−221（1994) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 9/016 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)
Claims (11)
- 【請求項１】原子炉容器の下部ヘッド上に設置され、前
記原子炉容器内を循環する冷却材と接触するように設置
された炉心組み立て体を備える水冷式原子炉容器に使用
される間隙形成及び維持構造物において、前記構造物は
以下の構成を含む： 原子炉の炉心溶融事故の際、前記炉心組み立て体からの
溶融炉心堆積物を収容及び保持するために前記原子炉容
器の下部ヘッド近くで前記炉心組み立て体の下側に配置
される凹容器；および、 原子炉の炉心溶融事故の際、前記凹容器と前記原子炉容
器の下部ヘッドとの間に間隙が形成、維持され、前記原
子炉容器内を循環する冷却材が前記間隙内を循環できる
ようにすることによって、前記溶融炉心堆積物が前記原
子炉容器の下部ヘッドと直接接触することを防止し、前
記凹容器によって前記溶融炉心堆積物が収容及び維持さ
れる間、前記溶融炉心堆積物から熱を除去することによ
って前記原子炉容器の下部ヘッドの構造が完璧に維持さ
れるように前記原子炉容器の下部ヘッドに対して前記凹
容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための手
段、しかるに、前記凹容器は、第１凹容器と第２凹容器
とを含み、前記第１凹容器は第１間隙を形成するために
前記原子炉容器の下部ヘッドから離隔され、前記第２凹
容器は第２間隙を形成するために前記第１凹容器から離
隔される。 - 【請求項２】前記原子炉容器の下部ヘッドに対して前記
凹容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための前
記手段は、前記凹容器に固定された多数の支持ビームを
含むことを特徴とする請求項１に記載の間隙形成及び維
持構造物。 - 【請求項３】前記原子炉容器の下部ヘッドに対して前記
凹容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための前
記手段は、前記凹容器に固定された多数の変形制限足部
（deformation limiting feet）を含むことを特徴とす
る請求項１に記載の間隙形成及び維持構造物。 - 【請求項４】原子炉容器の下部ヘッド上に設置され、前
記原子炉容器内を循環する冷却材と接触するように設置
された炉心組み立て体を備える原子炉容器に使用される
間隙形成及び維持構造物において、前記構造物は以下の
構成を含む： 原子炉の炉心溶融事故の際、前記炉心組み立て体からの
溶融炉心堆積物を収容及び保持するために前記原子炉容
器の下部ヘッド近くで前記炉心組み立て体の下側に配置
される凹容器；および、 原子炉の炉心溶融事故の際、前記凹容器と前記原子炉容
器の下部ヘッドとの間に間隙が形成、維持され、前記原
子炉容器内を循環する冷却材が前記間隙内を循環できる
ようにすることによって、前記溶融炉心堆積物が前記原
子炉容器の下部ヘッドと直接接触することを防止し、前
記凹容器によって前記溶融炉心堆積物が収容及び維持さ
れる間、前記溶融炉心堆積物から熱を除去することによ
って前記原子炉容器の下部ヘッドの構造が完璧に維持さ
れるように前記原子炉容器の下部ヘッドに対して前記凹
容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための手
段、しかるに、前記原子炉容器の下部ヘッドに対して前
記凹容器を離隔させ、離隔された状態を維持するための
前記手段は、前記凹容器に固定された多数の支持ビーム
及び前記凹容器に固定された多数の変形制限足部（defo
rmation limiting feet）を含む。 - 【請求項５】前記凹容器は、内部に形成される多数の流
路孔（flow hole）を有し、使用中に前記冷却材が前記
流路孔の各々の流路孔を介して流れることができ、それ
により正常運転中に前記原子炉容器内を循環する冷却材
と前記間隙内を循環する冷却材が均等な温度に維持され
ることを特徴とする請求項１もしくは４に記載の間隙形
成及び維持構造物。 - 【請求項６】前記凹容器は、計器及び制御構造物を通過
させるための多数のガイドスリーブ構造を含むことを特
徴とする請求項１もしくは４に記載の間隙形成及び維持
構造物。 - 【請求項７】原子炉容器の下部ヘッド上に設置され、前
記原子炉容器内を循環する冷却材と接触するように設置
された炉心組み立て体を備える水冷式原子炉容器に使用
される間隙形成及び維持構造物において、前記構造物は
以下の構成を含む： 原子炉の炉心溶融事故の際、前記炉心組み立て体からの
溶融炉心堆積物を収容及び保持するために前記原子炉容
器の下部ヘッド近くで前記炉心組み立て体の下側に配置
される凹容器； 原子炉の炉心溶融事故の際、前記原子炉容器の下部ヘッ
ドに対して前記凹容器を離隔させ、離隔された状態を維
持するために前記凹容器に固定された多数の支持ビー
ム； 原子炉の炉心溶融事故の際、前記凹容器の構造形態を維
持するために前記凹容器に固定された多数の変形制限足
部； それによって、前記多数の支持ビームと前記多数の変形
制限足部は、前記凹容器と前記原子炉容器の下部ヘッド
部との間に間隙を提供、維持させ、原子炉の炉心溶融事
故の際、原子炉容器内を循環する前記冷却材が前記間隙
内を循環できるようにすることによって、前記溶融炉心
堆積物が前記原子炉容器の下部ヘッドと直接接触するこ
とを防止し、前記溶融炉心堆積物から熱を除去し、前記
凹容器に前記溶融炉心堆積物を収容する間、前記原子炉
容器の下部ヘッド部の構造を完璧に維持させる。 - 【請求項８】前記凹容器は、内部に形成される多数の流
路孔（flow hole）を有し、使用中に前記冷却材が前記
流路孔の各々の流路孔を介して流れることができ、それ
により正常運転中に前記原子炉容器内を循環する冷却材
と前記間隙内を循環する冷却材が均等な温度に維持され
ることを特徴とする請求項７に記載の間隙形成及び維持
構造物。 - 【請求項９】前記凹容器は、計器及び制御構造物を通過
させるための多数のガイドスリーブ構造を含むことを特
徴とする請求項７に記載の間隙形成及び維持構造物。 - 【請求項１０】前記凹容器は、第１凹容器と第２凹容器
とを含み、前記第１凹容器は第１間隙を形成するために
前記原子炉容器の下部ヘッドから離隔され、前記第２凹
容器は第２間隙を形成するために前記第１凹容器から離
隔されることを特徴とする請求項７に記載の間隙形成及
び維持構造物。 - 【請求項１１】前記第２凹容器は、前記第１凹容器の直
径より小さい直径を有し、それにより前記第１凹容器と
前記第２凹容器との間に均一な第２間隙を形成すること
を特徴とする請求項10に記載の間隙形成及び維持構造
物。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/KR1996/000166 WO1998013832A1 (en) | 1996-09-25 | 1996-09-25 | Gap structure for nuclear reactor vessel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000504119A JP2000504119A (ja) | 2000-04-04 |
| JP3263402B2 true JP3263402B2 (ja) | 2002-03-04 |
Family
ID=19449087
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51551798A Expired - Lifetime JP3263402B2 (ja) | 1996-09-25 | 1996-09-25 | 原子炉容器用間隙構造物 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6195405B1 (ja) |
| EP (1) | EP0928488B1 (ja) |
| JP (1) | JP3263402B2 (ja) |
| AU (1) | AU7098196A (ja) |
| DE (1) | DE69621656D1 (ja) |
| WO (1) | WO1998013832A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102870164A (zh) * | 2010-04-23 | 2013-01-09 | 株式会社东芝 | 堆芯熔融物保持构造体 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2763168B1 (fr) * | 1997-05-06 | 1999-11-05 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau, dont la cuve contient un dispositif de recuperation du coeur apres sa fusion accidentelle |
| DE19846057B4 (de) * | 1998-10-07 | 2004-04-29 | Forschungszentrum Jülich GmbH | Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen |
| FR2784784B1 (fr) * | 1998-10-14 | 2000-12-01 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau a receptacle integre |
| FR2784785B1 (fr) * | 1998-10-14 | 2000-12-01 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau equipe d'un receptacle contenant des structures internes deformables |
| FR2840100B1 (fr) * | 2002-05-24 | 2005-07-08 | Technicatome | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif passif e maintien du coeur en cas d'elevation de temperature |
| KR100597723B1 (ko) * | 2004-02-10 | 2006-07-10 | 한국원자력연구소 | 노심용융물 피동 냉각 및 가둠장치 |
| CN102969033B (zh) * | 2012-10-25 | 2015-04-15 | 清华大学 | 一种强化沸腾换热附壁孔板组装壳构件 |
| US10147506B2 (en) * | 2014-04-03 | 2018-12-04 | Bwxt Mpower, Inc. | Conformal core cooling and containment structure |
| KR102216695B1 (ko) * | 2018-09-03 | 2021-02-18 | 한국원자력연구원 | 노심 용융물 냉각 장치 |
| RU2750230C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
| CN115938619B (zh) * | 2022-11-22 | 2024-01-19 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种大功率反应堆用带滞留篮的压力容器及反应堆系统 |
| CN116386910B (zh) * | 2022-11-28 | 2024-02-13 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法 |
| CN115862908B (zh) * | 2023-01-30 | 2024-01-12 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种严重事故下堆内滞留篮实验装置 |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| DE2535729C2 (de) * | 1975-08-11 | 1985-05-02 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Bodenkühler für die Bodenwanne eines Kernreaktors |
| FR2395567A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif recuperateur de coeur pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| US4310385A (en) * | 1980-01-03 | 1982-01-12 | Rosewell Michael P | Emergency deployable core catcher |
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| GB2236210B (en) | 1989-08-30 | 1993-06-30 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
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| EP0702836B1 (de) * | 1993-06-08 | 1998-09-16 | Siemens Aktiengesellschaft | Verschlusseinrichtung zum ingangsetzen der kühlung für eine kernschmelze |
-
1996
- 1996-09-25 EP EP96932069A patent/EP0928488B1/en not_active Expired - Lifetime
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