JP3684028B2 - Primary containment vessel - Google Patents
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Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば冷却材喪失等の苛酷事象が生じた場合における原子炉格納容器内の圧力上昇や、温度上昇を効果的に抑制することができるように構成した原子炉格納容器に関する。
【0002】
【従来の技術】
従来の原子炉格納容器について図17を参照して説明する。図17は沸騰水型原子炉のMARK−I改良型原子力格納容器を概略的に示している。すなわち、図17において、符号1で示す原子炉格納容器内には底部に原子炉格納容器床基礎2が敷設され、原子炉格納容器床基礎2上にペデスタル3が立設され、ペデスタル3上に原子炉圧力容器4が載置固定され、原子炉圧力容器4の外側はペデスタル3上から延設した生体遮蔽体5により包囲されている。原子炉格納容器1内はドライウェル6を構成している。
【0003】
原子炉圧力容器4は図示しない原子炉炉心および冷却材を内包する。原子炉格納容器1の下部で、ドライウェル6底部の床面よりやや上方にベント管7の一端が接続し、ベント管7の他端は環状の圧力抑制室、つまりサプレッションチェンバ8に接続している。ペデスタル3には連通孔10が設けられており、ドライウェル6とペデスタル3内を構成するペデスタル室9は連通孔10を介して連通している。サプレッションチェンバ8内はプール水13が収容されてウェットウェルを構成する。ベント管7の先端部にはヘッダ11およびダウンカマ12が接続されており、ダウンカマ12の先端部はプール水13中に没入している。なお、図17中符号14はドライウェルスプレイ、15は上鏡を示している。
【0004】
ところで、万一、例えば冷却材喪失等により原子炉の一次冷却系配管が破断するような配管破断事象が発生した場合、特に原子炉圧力容器4に接続する最大口径の配管がギロチン破断し、その破断口から原子炉圧力容器4内の冷却材が原子炉格納容器1内に急速に流出し、原子炉圧力容器4内の冷却材水位が低下する。この場合、原子炉の運転は停止される。
【0005】
原子炉の運転停止後においても炉心の崩壊熱により冷却材は蒸発し、原子炉圧力容器4の上部における冷却能力が低下する。やがて崩壊熱による温度上昇により、炉心内の燃料集合体の燃料被覆管が破損するか、または酸化して脆くなることも考えられる。
【0006】
また、配管破断口から高温の冷却材が原子炉格納容器1内に急速に流出し続けると、原子炉格納容器1内の温度および圧力が上昇し、事態がさらに進行すると、原子炉格納容器1の設計上定められた圧力・温度を超えることになる。
【0007】
このような燃料集合体および原子炉格納容器1の健全性が損なわれる事態を厳に回避するために、原子炉発電設備には図示しない非常用炉心冷却装置が設けられている。原子炉の一次冷却系配管の破断により冷却材が原子炉格納容器1内に流出した際、この非常用炉心冷却装置が作動し、原子炉圧力容器4内の燃料を冷却する。
【0008】
この場合、原子炉圧力容器4内の圧力および温度の急激な上昇を抑制するために、ドライウェル6内に位置するドライウェルスプレイ14および図示しないサプレッションチェンバスプレイを作動させる。また、この場合、ドライウェルスプレイ14の作動によってドライウェル6内に蓄積される水は、連通孔10を通してペデスタル室9へ流出する。
【0009】
さらに、こうした配管破断により原子炉圧力容器4を包囲するドライウェル6内の圧力が上昇するような場合には、ドライウェル6内のガスの一部はベント管7を通りサプレッションチェンバ8内に放出される。
【0010】
このサプレッションチェンバ8に放出されるガスに含まれる放射性物質のうち、水溶性のよう素等はサプレッションチェンバ8のプール水13中に溶け、また、粒子状の物質はサプレッションチェンバ8内に保持される。この過程で、ドライウェル6からサプレッションチェンバ8の気相部に排出されるガス中の放射能濃度が低減される。この低減効果のことをスクラビング効果という。
【0011】
図18は図17で説明した原子炉格納容器1を設置した原子炉建屋16の例を示す概略縦断面図である。従来の原子炉建屋16は、原子炉格納容器1と、この原子炉格納容器1の上鏡15部に位置し内部に水張り装置17を備えた原子炉ウェル18と、この原子炉ウェル18に隣接する燃料プール19とから構成される。
【0012】
この原子炉建屋16は、原子炉ウェル18と燃料プール19を連絡するカナルと称する連通孔20と、この連通孔20の開閉を行う隔離板21とを具備する。通常運転時は隔離板21により連通孔20は閉じており、原子炉ウェル18と燃料プール19とは隔離されている。このとき燃料プール19は使用済燃料の貯蔵庫として使われる。なお、図中符号22は原子炉建屋マットを示している。
【0013】
燃料交換時には、原子炉圧力容器4の上蓋や、原子炉圧力容器4内部の図示しない蒸気乾燥器や気水分離器等を取り外した後、燃料をクレーンで釣り上げて移動させることにより交換を行う。この時、使用した燃料から放出される放射線を遮蔽し、かつ燃料の崩壊熱による温度上昇を抑制するため、この一連の燃料交換の工程は水中で行う必要がある。
【0014】
また、燃料交換時には水張り装置17を作動させて原子炉ウェル18内に注水し、原子炉圧力容器4上部で燃料を吊り上げる等の操作を行うのに十分な水位を確保する。この時、隔離板21を取り外し連通孔20を開とすることで、燃料の移動に必要な水路を確保する。燃料交換が終了した後、再び連通孔20を閉とし、図示しない配管により原子炉ウェル18の水を外部に排出する。
【0015】
このように、原子炉圧力容器4内の冷却材が急激に喪失するような事象に対しても、原子炉圧力容器4内の圧力および温度の急激な上昇を抑制することにより、燃料集合体および原子炉格納容器1の健全性が確保されるように設計が施されている。
【0016】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、確率的には非常に希な事象ではあるが、原子炉圧力容器内の冷却材が喪失した場合、多重化されている工学的安全系のうちの多くが故障して正常な動作が期待できない場合を想定する必要がある。この場合、燃料から発生する崩壊熱の除去ができずに、崩壊熱により炉心内の温度が上昇する。
【0017】
その後、何等回復手段がとられない場合には、炉心が溶融し、溶融した炉心は下部プレナムに落下する。落下したこの炉心が図17に示す原子炉圧力容器4の融点よりも高温である場合には、原子炉圧力容器4の底部が破損して、炉心が原子炉圧力容器4内から原子炉格納容器1内へ流出する恐れがある。
【0018】
さらにその後、何等回復手段がとられない場合には、原子炉格納容器1に流出した炉心によってペデスタル3底部のコンクリート製原子炉格納容器床基礎2が破壊される恐れがある。また、ペデスタル3内のペデスタル室9に落下する溶融した燃料棒等の廃石(debris bed;以下デブリと呼ぶ。)が再溶融により高温となるため、ペデスタル室9の圧力および温度が過度に上昇し、場合によっては燃料および原子炉格納容器1の健全性が損なわれることも考えられる。このような事態が長期化すれば原子炉格納容器1が一部破損する恐れもあり、このような事態は厳に回避されるべきである。
【0019】
このような冷却喪失事象に際しては、ドライウェルスプレイ14からドライウェル6内に注水されドライウェル6底部の床面に蓄積された水が、連通孔10を介してペデスタル室9内に流入するのに伴って、ペデスタル室9内に落下した溶融デブリが冷却される。
【0020】
しかしながら、連通孔10はベント管7よりも上部に位置して設けられているため、ペデスタル室9内にデブリ冷却のための十分な量の水を注入するためには、ドライウェル6底部の床面に大量の蓄水を必要としている。また、連通孔10は大量のデブリの落下を想定していないため、大量のデブリが落下した場合、あるいは冷却材喪失事象等による影響で構造物等のゴミがドライウェル2の底部に落下した場合に、連通孔10が詰まり、ペデスタル室9内に十分な量の水が注入されない事態も起こり得る。
【0021】
さらに、炉心が溶融するような苛酷事象においては、工学的安全系の多重故障により、ペデスタル室9内に落下するデブリの崩壊熱を原子炉格納容器1外へ放出する手段が健全に機能しないことも考えられる。
【0022】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、極めて発生する可能性の低い万一の苛酷事象に対しても、原子炉格納容器の健全性を安定的に保持することができる原子炉格納容器を提供することにある。
【0023】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、(1) 本発明は、炉心を内包する原子炉圧力容器と、床面から立設され前記原子炉圧力容器を載置固定するペデスタルと、内部にプール水を保有し環状に設けられたサプレッションチェンバと、前記ペデスタルを設けた床面より上方に一端が開口し他端が前記サプレッションチェンバに開放されたベント管と、このベント管の前記サプレッションチェンバ内の先端部に設けられたヘッダおよびダウンカマと、前記ペデスタルおよび前記原子炉圧力容器を包囲するドライウェルとを格納する原子炉格納容器において、前記ペデスタルに、このペデスタル内と前記ドライウェルとを連通する連通孔を設けてなり、前記連通孔の開口部の高さは前記ドライウェル側で前記ドライウェル底部の前記床面と実質的に同一の高さに設定され、この開口部は方形をなしかつこの方形の下辺は前記ペデスタルを設けた床面とほぼ平行に設定されてなり、前記ペデスタル側の前記連通孔の開口部に、前記連通孔から前記ペデスタル内に流入する水の流路を制限する手段を設けてなることを特徴とする。
【0024】
この構成により、原子炉事象時に、ドライウェルスプレイの作動に伴いドライウェル内に形成される蓄水の一部が連通孔を通してペデスタルに流入し、ペデスタル内を冷却する。そして連通孔の開口部を方形としてこの方形の下辺をドライウェルの底部とほぼ平行に設定するので、開口部の底部の流路面積が大きくなり、ドライウェルの底部の水量が少ない状態でもペデスタルへの流量をより多く確保することができる。また、開口部を方形としているので、円形に比べて同じ幅および高さに対し開口部面積を大きくとることができ、流路面積をより大きく確保することができる。さらに、ペデスタル側の連通孔の開口部に設けた水の流路を制限する手段により、ペデスタル内に落下する溶融デブリにより水の流路が閉塞されるのを防止することができる。
【0025】
(2) 本発明は、炉心を内包する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を載置固定する床面から立設したペデスタルを、このペデスタルおよび前記原子炉圧力容器を包囲し内部にドライウェルとを格納する原子炉格納容器において、前記ペデスタルに、このペデスタル内と前記ドライウェルとを連通する連通孔を設けるとともに、前記ドライウェル底部の前記床面に前記連通孔に繋がる排水溝を設けてなり、前記連通孔の開口部は前記ドライウェル側で前記排水溝の底部の高さと実質的に同じ高さに設定される。
【0026】
この構成により、原子炉事象時に、ドライウェルスプレイの作動に伴いドライウェル内に形成される蓄水の一部が排水溝および連通孔を通してペデスタルに流入し、ペデスタル内を冷却する。
【0028】
(3) 本発明は、前記ドライウェル底部の前記床面または前記連通孔のうち少なくとも一つに前記ペデスタル側に向けて下り勾配を設けてなる。これにより、より早期にかつ確実にペデスタル内の冷却を進めることができる。
【0029】
(4) 本発明は、前記連通孔は複数個設けられている。これにより、連通孔の一部が目詰まりした場合でもペデスタル内に水が流入し続ける。
【0030】
(5) 本発明は、前記ドライウェル底部の床面下部に貯水槽を備えたサンプを設け、このサンプと前記ペデスタル内を連通する連通配管を設けてなる。
この構成により、原子炉事象時に、サンプ内の貯水をいち早くペデスタル内に送り込むことで、ペデスタル内の冷却を早期に実現する。
【0031】
(6) 本発明は、前記連通孔の前記ドライウェル側開口部にはその開口部を覆う網目状の干渉物を設ける。この構成により、何らかの事象時にドライウェルの底部に飛散するさまざまな障害物が連通孔に流入することを防止することができる。
【0037】
【発明の実施の形態】
本発明に係る原子炉格納容器の第1の実施の形態を図1および図2を参照して説明する。なお、図1および図2中には図17に示した従来例と同様の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。図1は第1の実施の形態に係る原子炉格納容器および付設構造を概略的に示し、図2は、図1に示した原子炉格納容器における苛酷事象時の作用を説明するための図である。
【0038】
図1に示すように、本実施の形態に係る符号1aを付した原子炉格納容器において、ドライウェル6側では、ペデスタル3のペデスタル室9内とドライウェル6とを連通するために設ける連通孔10aの開口部を、ドライウェル6の底部つまり、原子炉格納容器床基礎2の上面の高さとほぼ同じ高さに設定する。すなわち、本実施の形態は原子炉格納容器床基礎2の床面すれすれの水平面上に沿って連通孔10aの底部が位置するように連通孔10aをペデスタル3の基部に設けたことにある。その他の部分は図17と同様である。
【0039】
つぎに本実施の形態の作用を図2により説明する。
原子炉圧力容器4内の冷却材喪失等の事象時には、図2に示すように、ドライウェル6内に設置されたドライウェルスプレイ14が作動しスプレイ水が注入され、原子炉格納容器1a内のドライウェル6は冷却される。このスプレイ水がドライウェル6底部の床面に溜まると、この溜り水24は連通孔10aを通流してペデスタル室9内へと流入し、ペデスタル室9内で蓄水25を形成する。
【0040】
この蓄水25により、万一、原子炉圧力容器4内の炉心が過度の温度上昇により溶融し、デブリとなって原子炉圧力容器4下部のペデスタル室9内に落下した場合でも、ペデスタル室9内に形成された蓄水25によってこのデブリは冷却されるから、原子炉格納容器1a内の過度の圧力および温度の上昇を防止することができる。
【0041】
また、ドライウェル6側では連通孔10aの底部はドライウェル6底部の床面とほぼ同じ高さであるから、ドライウェル6底部の床面に蓄積した溜り水24は直ちにペデスタル室9内へと流入する。これにより、従来例と比較して、ドライウェル6内の溜り水24が比較的少量である場合でも、より速やかにペデスタル室9内に水を流入させることができる。
【0042】
本実施の形態において、連通孔10aのドライウェル6側あるいはペデスタル室9側の開口部の形状は円形に限定されない。例えば連通孔10aの開口部を方形としてこの方形の下辺をドライウェル6の底部とほぼ平行に設定すると、開口部を円形とした場合に比べて開口部の底部の流路面積が大きくなるから、ドライウェル6の底部の水量が少ない状態でもペデスタル室9への流量をより多く確保することができる。また、開口部を方形とすれば、円形に比べて同じ幅および高さに対し開口部面積を大きくとることができるから、流路面積をより大きく確保することができる。
【0043】
つぎに、図3(a)〜(d)により本発明に係る原子炉格納容器の第2の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、第1の実施の形態で説明した原子炉格納容器床基礎2の床面に連通孔10aへ繋がる排水溝23を設けたことにある。その他の部分は図1の第1の実施の形態と同様であり、本実施の形態によれば、図1より確実にペデスタル室9内に冷却水を流入させることができる。
【0044】
図3(a)は第2の実施の形態の原子炉格納容器の下部を拡大して示した概略断面図、図3(b)は図3(a)におけるA−A矢視方向平面図、図3(c)は図3(a)におけるB−B矢視方向断面図、図3(d)は図3(a)におけるC−C矢視方向断面図あり、同(c)のD−D断面図でもある。図中符号23は排水溝で、この排水溝23は図3(b)に示すように等間隔に4本形成されている。
【0045】
なお、図3(c)および図3(d)に示したように、排水溝23は排水溝23の底部と連通孔10aの底部とを床面とほぼ同じ高さに設定することが望ましい。また、この排水溝23に蓋を設けることにより、原子炉格納容器床基礎2の床面に飛散する塵がペデスタル室9内に流入することを防止できる。
【0046】
つぎに、図4により本発明に係る原子炉格納容器の第3の実施の形態を説明する。なお、図4は本実施の形態の原子炉格納容器の下部を拡大して示しており、図1と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【0047】
本実施の形態に係る原子炉格納容器は、第1の実施の形態に係る原子炉格納容器1aにおいて、ペデスタル3の基部に設けられた連通孔10aのペデスタル室9側の開口部に下向きに開口する配管26を設けたことにある。この配管26はペデスタル室9内で開口部を下向きに設定し、ペデスタル室9内に流入する水の流路を案内するとともに制限する。
【0048】
本実施の形態によれば、第1の実施の形態と同様の作用効果を奏する。また、炉心が溶融するような苛酷事象時においてペデスタル室9内に落下する溶融デブリのうち、一部はペデスタル3の壁面に沿ってペデスタル室9内に落下することも考えられるが、この場合でも落下するデブリとペデスタル室9内に流入する水とが直接接触することはない。しかし、本実施の形態によれば、デブリが落下の途中で配管26からの冷却水により冷却されて凝固し、ペデスタル室9内に流入する冷却水の流路の閉塞を防止できるから、長期にわたって安定して注水を続けることができる。
【0049】
なお、この配管26は途中で分岐して複数の開口部を設けることもできる。また、連通孔10aのペデスタル室9側の開口部に鍔を設けることが望ましい。この鍔により落下するデブリとペデスタル室9内に流入する冷却水との接触を防止できるから、上述と同様の効果を得ることができる。
【0050】
つぎに本発明の第4の実施の形態を図5を参照して説明する。図5中、図1から図4と第1または第2の実施の形態と同一の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。図5は本実施の形態に係る原子炉格納容器の下部を拡大して示す概略断面図である。
【0051】
本実施の形態に係る原子炉格納容器1aは、第1の実施の形態に係る原子炉格納容器1aにおいてペデスタル3の基部に設けられた連通孔10aの代りに、ペデスタル室9側に向けて下り勾配となる傾斜面を有する連通孔10bを設けたことにある。本実施の形態によれば、第1の実施の形態と同様の作用効果が得られると同時に、ドライウェル6の底部つまり、原子炉格納容器床基礎2の床面に散水される冷却水を傾斜面を有する連通孔10bを通してより確実かつ速やかにペデスタル室9内により流入できるから、冷却効果を一層高めることができる。
【0052】
つぎに図6により本発明に係る原子炉格納容器の第5の実施の形態を説明する。なお、図6中、図1と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【0053】
本実施の形態は、図1に示した原子炉格納容器床基礎2の床面に、原子炉格納容器の側面からペデスタル室9側に向けて下り勾配を有する傾斜面27を形成したことにある。本実施の形態によれば、第5の実施の形態と同様の作用効果を奏する。
【0054】
図7は本発明の第6の実施の形態を示している。第6の実施の形態は第4の実施の形態と第5の実施の形態を組み合わせた例である。すなわち、下り勾配を有する傾斜面27と傾斜面を有する連通孔10bの両方を設けたことにある。これらの構成により第5および第6の実施の形態の冷却効果はさらに高められる。
【0055】
つぎに図8により本発明の第7の実施の形態を説明する。なお、図8中、第1ないし第3の実施の形態と同一の構成部分については、同一符号を付し詳細な説明を省略する。図8(a)は本実施の形態に係る原子炉格納容器の下部を拡大して示した概略断面図、図8(b)は図8(a)における連通孔10aに干渉物28を設けドライウェル6側から見た斜視図である。
【0056】
本実施の形態に係る原子炉格納容器は、第1の実施の形態に係る原子炉格納容器1aにおいて、ペデスタル基部に設けられた連通孔10aのドライウェル6側開口部に、その開口部を覆う網目状の干渉物28を設けたことにある。
【0057】
この干渉物28は連通孔10aの目詰まりを防止するものであり、何らかの事象時にドライウェル6の底部に飛散するさまざまな障害物が連通孔10aに流入するのを防止することができる。よって、長期にわたって安定して注水を続けることができる。
【0058】
図8(b)の干渉物28は角形状であり、同(c)の干渉物は曲面状である。図8(c)に示すように、干渉物28の表面を曲面状に形成することにより、干渉物28自体の目詰まりをも防止し、ペデスタル室9内への水の流入経路を確保することができる。
【0059】
つぎに図9により本発明の第8の実施の形態を説明する。なお、図9中、第1ないし第4の実施の形態と同一の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。図9は本実施の形態に係る原子炉格納容器の概略断面図である。
【0060】
本実施の形態に係る原子炉格納容器1bは第1の実施の形態に係る原子炉格納容器1aにおいて、ペデスタル3とドライウェル6とを連絡する連通孔10a,10bを複数設けたことにある。なお、図ではこの連通孔10a,10bを2個示しているが、個数はこれに限定されず、多数個設けてもよい。これらの連通孔10a,10bの配置位置は第1の実施の形態と同様とする。
【0061】
この構成により、第1の実施の形態と同様の効果が得られる。さらに、複数の連通孔10a,10bを設置することにより、より確実にペデスタル室9内に水を流入させることができる。
【0062】
すなわち、図9に示すように何らかの事由で落下した構造物等のごみ29がドライウェル6の下部に堆積した場合、一部の連通孔10bが詰まることも予想されるが、複数の連通孔のうち目詰まりしていない連通孔10a等によって、水をペデスタル室9内へ流入させ続けることができる。また、ペデスタル室9内に大量のデブリが堆積した場合でも、同様の作用により、ペデスタル室9内への水の流入が停滞することを防止できる。
【0063】
つぎに図10および図11により本発明の第9の実施の形態を説明する。なお、図10中、第1ないし第5の実施の形態と同一の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。図10は本実施の形態に係る原子炉格納容器の概略系統図、図11は図10に示した原子炉格納容器における苛酷事象時の作用を示す概略系統図である。
【0064】
本実施の形態に係る原子炉格納容器1cは、第8の実施の形態に係る原子炉格納容器1bにおいて、ドライウェル6の下方、すなわち原子炉格納容器床基礎2の下部に貯水槽を備えたサンプ30を設けたことにある。このサンプ30にペデスタル室9と連通する連通配管31を設けるとともに連通配管31に隔離弁32を設けている。原子炉の通常運転時には隔離弁32は閉じており、サンプ30とペデスタル室9とは隔離されている。また、サンプ30には図示しない貯水槽が設けられ、図示しない配管を介してドライウェル6内部に存在する水の一部を貯蔵できる構造になっている。
【0065】
また、図中では、何らかの事象時にペデスタル室9内に落下し堆積するデブリやごみ等の堆積物の予想される高さをhで示した。サンプ30の連絡配管31のペデスタル3側出口は、この予想される堆積物高さhよりも高い位置に設定されている。
【0066】
本実施の形態の作用について、図11を用いて説明する。何らかの事象時においては、ドライウェル6の上部に設置された格納容器冷却系のドライウェルスプレイ14からスプレイ水が注入され、原子炉格納容器1c内のドライウェル6は冷却される。このスプレイ水が落下しドライウェル6の底部に蓄水すると、この溜り水24は複数の連通孔10a,10bを通流してペデスタル室9内に流入する。これによりペデスタル室9内は蓄水25により冷却される。
【0067】
万一、原子炉圧力容器4内の炉心が過度の温度上昇により溶融し、デブリとなって原子炉圧力容器4下部のペデスタル室9内に落下し堆積した場合、この堆積物33はペデスタル室9内に形成された蓄水25によって冷却されるため、原子炉格納容器1c内の過度の圧力および温度の上昇を防止することができる。
【0068】
また、複数の連通孔10a,10b…の設置により、大量のデブリあるいは事象による影響でドライウェル6下部に落下した堆積物等のごみ29によりある連通孔10bが塞がれた場合でも、他の連通孔10aを通流して溜り水24をペデスタル室9内に注入し続けることができる。
【0069】
さらに、この場合、配管31の隔離弁32を開き、サンプ30内の貯水をペデスタル室9に送り込むことで、第1ないし第8の実施の形態と比較してより早期にペデスタル室9内の冷却を開始することができる。
【0070】
もし、この連絡配管31のペデスタル室9側開口部の高さが、ペデスタル室9に堆積すると予想されるデブリ等の堆積物の高さhよりも低い位置にある場合、配管31のペデスタル室9側開口部周辺に堆積したデブリが冷却され固化し、この配管31の開口部を塞ぎ、サンプタンク30の貯水による冷却が停止される可能性がある。
【0071】
このため、固化したデブリの上にさらに蓄積したデブリは、ドライウェルスプレイ14のスプレイ水がドライウェル6の底部に蓄水し連通孔10a,10b…の位置に到達するまでの間冷却されないから、この間原子炉格納容器1c内の温度および圧力は再び上昇する。
【0072】
しかし、本実施の形態によれば、配管31の設置位置を堆積物の予想高さhよりも上方にすることにより、ペデスタル室9内に堆積するデブリによって配管31のペデスタル室9側出口が塞がれることがない。したがって、サンプ30内の貯水をペデスタル室9に安定して送り込むことによって、長期にわたり原子炉格納容器1cの過度の圧力および温度の上昇を防止することができる。
【0073】
なお、本実施の形態において配管31に設けられ隔離弁32の代わりに、例えばあらかじめ定められた温度よりも高温になると破損する材質からなる隔離板を設置することが望ましい。この場合は、ペデスタル室9内の温度が高温となるのに伴って隔離板が破損して自動的にサンプ30からペデスタル室9内に水が送られることになる。
【0074】
また、配管31の代りに配管31と併設して、サンプ30に設けられるドライウェル6内から流入する水を溜める図示しない貯水槽とペデスタル室9と連絡する配管を、貯水槽の通常時の喫水線より高い位置に設けることもできる。
【0075】
これにより、ドライウェル6底部の床面に散水され、サンプ30の貯水槽に流入する水がある一定量を超えると自動的にペデスタル室9内に流入することとなるから、第1ないし第8の実施の形態と比較してより速やかにペデスタル室9内の冷却を開始することができる。
【0076】
以上説明した第1から第9の実施の形態は、ともに同形の原子炉格納容器の構造に改良を加えたものであるから、各実施の形態を組み合わせた構成をとることにより、原子炉格納容器の健全性をさらに高めることができる。
【0077】
つぎに図12により本発明に係る原子炉格納容器の冷却方法の実施の形態を説明する。
図12は図1に示した原子炉格納容器1aを原子炉建屋16内に設置し、隔離板21を連通孔20から引き上げて取り外し、原子炉ウェル18と燃料プール19との間を連通した状態を示している。
【0078】
すなわち、原子炉建屋16内には、原子炉格納容器1aと、原子炉格納容器1a上部の原子炉ウェル18と、この原子炉ウェル18内の水張り装置17と、原子炉ウェル18に隣接する燃料プール19と、原子炉ウェル18と燃料プール19とを連通する連通孔20およびこの連通孔20の開閉を行う隔離板21とが設置されている。この原子炉建屋16の原子炉格納容器1aとしては、第1ないし第9の実施の形態に係る原子炉格納容器か、または従来の原子炉格納容器のうちのいずれかを適用することができる。
【0079】
燃料交換時に、図12に示すように水張り装置17を作動させ、また隔離板21を取り外すことで原子炉ウェル18内に水を送り込む一連の動作は、従来の技術と同様である。
【0080】
また、本実施の形態においては、この一連の操作を苛酷事象時にも行うことができる。すなわち、苛酷事象発生時には、水張り装置17を作動させて原子炉ウェル18を満水状態とする。また、隔離板21を取り外して、原子炉ウェル18と燃料プール19とを連通させ燃料プール19内のプール水の一部を原子炉ウェル18内に流入するか、あるいはこの両者を並行して行う。これにより、原子炉圧力容器4の上部を冷却することで、炉心内燃料の崩壊熱により温度が上昇する原子炉圧力容器4の上部の除熱を行うことができる。
【0081】
よってこの構成により、万一、苛酷事象時に原子炉格納容器1a内の温度および圧力の急激な上昇を抑制することで、燃料および原子炉格納容器1aの健全性を確保することができる。
【0082】
つぎに図13および図14により本発明に係る原子炉格納容器の第10の実施の形態を説明する。
図13は本実施の形態に係る原子炉格納容器1dの概略断面図で、図14は図13に示した原子炉格納容器1dにおける苛酷事象時の作用を説明するための概略断面図である。この原子炉格納容器1dは、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)に適用する例を示している。
【0083】
本実施の形態に係る原子炉格納容器1dは、原子炉圧力容器4と、この原子炉を載置固定するペデスタル3と、このペデスタル3上に設けられて原子炉圧力容器を包囲する生体遮蔽体5と、原子炉圧力容器4を包囲する如く設けられた上部ドライウェル34と、ペデスタル3内に設けられた下部ドライウェル35と、上部ドライウェル34とベント管36を介して接続し内部にプール水13を貯留する圧力抑制室を構成する円環状ウェットウェル37とを備えている。ベント管36には下部ドライウェル35に開口するリターンラインと呼ばれる複数本のリターン配管38が設けられている。
【0084】
すなわち、本実施の形態では原子炉格納容器1d内の下部マットから円筒状ペデスタル3が立設され、このペデスタル3上に原子炉圧力容器4が載置固定されている。原子炉圧力容器4の外側は生体遮蔽体5で包囲され、生体遮蔽体5はペデスタル3上に設けられているのは第1の実施の形態と同様である。
【0085】
原子炉格納容器1dには、下部ドライウェル36を横断し、縦断面で示すと左右に存在する両側のウェットウェル37を連通する連通配管39を複数設けている。なお、図13では連通配管39を一本のみ示しているが、実際には複数本設けている。図中記号hは、原子炉事象時に下部ドライウェル35に落下し堆積するデブリやゴミ等の堆積物の予想される高さを示している。
【0086】
連通配管39の設定位置は、下部ドライウェル35では何らかの事象時の堆積物予想高さhより高い位置であり、かつ連通配管39の開口部はウェットウェル37内のプール水13の通常の水位より低い位置であるとする。なお、ベント管36の下部にはウェットウェル37に連通する複数本の水平ベント40が設けられている。
【0087】
図14に示すように、何らかの事象時に原子炉圧力容器4内の溶融デブリ41が下部ドライウェル35に落下した場合、この高温の溶融デブリ41の落下に伴う衝撃により、あるいは高温の溶融デブリ41が配管39に付着してこの付着部分が高温となることにより、配管41は破断42する。
【0088】
この破断42に伴い、図14中実線矢印で示すように、ウェットウェル37内のプール水13は、連通配管39が破断42した破断口から下部ドライウェル35内に流出する。このとき、下部ドライウェル35にはデブリ41等が落下し堆積するが、この堆積物43は破断42の破断口から流入するプール水13により冷却される。
【0089】
この冷却に伴って下部ドライウェル35には大量の蒸気が発生するから、下部ドライウェル35内は水および蒸気の増加分だけ自由空間体積が減少する。この下部ドライウェル35内の余剰蒸気およびガスは、図中破線矢印で示すように、リターン配管38からベント管36内を流れ、水平ベント40を通してウェットウェル37のプール水13中に排出される。
【0090】
この排出された蒸気のうち一部は、ウェットウェル37の気相部から原子炉格納容器1d外を通り主排気筒(図示せず)へと接続される配管(図示せず)を通して格納容器外へ放出される(ウェットウェルベントという)。
【0091】
この場合、プール水13の水位は徐々に低下するが、下部ドライウェル35内の圧力・温度の上昇や蒸気発生が抑制されることにより、下部ドライウェル35内に水が溜まるようになる。この下部ドライウェル35内の圧力と蓄水水位のバランスと、ウェットウェル37の気相部の圧力とプール水13の水位のバランスが釣り合った時点で、プール水13の流出は止まる。
【0092】
従って、本実施の形態によれば、連通配管39の破断42に伴ってウェットウェル37のプール水13を下部ドライウェル35に流入することによって、原子炉格納容器1dの過度の温度上昇を防止することができる。
【0093】
つぎに図15および図16により本発明に係る原子炉格納容器の第11の実施の形態を説明する。
図15は本実施の形態の原子炉格納容器1dの概略断面図で、図16は図15に示した原子炉格納容器1dにおける何らかの苛酷事象が生じた場合の作用を説明するための概略断面図である。
【0094】
本実施の形態は、第10の実施の形態に係る原子炉格納容器1dにおける連通配管39の代りに、ペデスタル3及びベント管36を横断して縦断面で示す左右両側に位置するウェットウェル13間に連通する長尺連通配管44を設けたことにある。
【0095】
すなわち、本実施の形態に係る原子炉格納容器1dにおいては、下部ドライウェル35から両側のペデスタル3およびベント管36を貫通して両側のウェットウェル37を連通する長尺配管44が複数設けられている。この長尺連通配管44の開口部45はそれぞれウェットウェル37の底部近傍に位置している。長尺連通配管44の下部ドライウェル35における設定位置は第10の実施の形態と同様である。
【0096】
つぎに本実施の形態の作用を説明する。すなわち、何らかの苛酷事象時に原子炉圧力容器4から下部ドライウェル35に落下する溶融デブリによって長尺連通配管44が破断した場合のプール水13が下部ドライウェル35内に流入する一連の作用は、第10の実施の形態と同様である。
【0097】
本実施の形態では、下部ドライウェル35内の圧力がウェットウェル37内から上昇して下部ドライウェル35内のガスが長尺連通配管44の破断口46からウェットウェル37へと排出された場合でも、長尺連通配管44の開口部45をウェットウェル37の底部近傍に配置しているため、開口部45は常にプール水13中に存在する。
【0098】
よって、下部ドライウェル35内から放出されるガス中の放射性物質のうち水溶性のものおよび粒子性のものは、プール水13内で溶解し、または保持されるから、ウェットウェル37の気相部にはほとんど排出されない。
【0099】
本実施の形態によれば、苛酷事象時におけるウェットウェルベントの実施やプール水13の水位低下によって、プール水13によるスクラビング効果が阻害されることはない。よって、原子炉建屋外に放出される放射性物質の量を安定的に低減することができる。
【0100】
【発明の効果】
本発明によれば、原子炉建屋および原子炉格納容器の大規模な設計変更をすることなく、苛酷事象時にペデスタル内に落下する溶融デブリによって水の流路が閉塞されるのを防いで、ドライウェル上に形成される蓄水を円滑にペデスタル内に流入させ原子炉格納容器を速やかに冷却することができる。これにより、苛酷事象時にも原子炉格納容器の健全性を確保し、放射性物質の環境への放出を回避することができるので、原子炉発電設備の安全性を高く維持できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る原子炉格納容器の第1の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図2】図1において、苛酷事象時の作用を説明するための縦断面図。
【図3】(a)は本発明に係る原子炉格納容器の第2の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図、(b)は(a)におけるA−A矢視方向平面図、(c)は(a)のB−B矢視方向を切断した部分断面図、(c)は(a)のB−B矢視方向を切断した部分断面図。
【図4】本発明に係る原子炉格納容器の第3の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図。
【図5】本発明に係る原子炉格納容器の第4の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図。
【図6】本発明に係る原子炉格納容器の第5の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図。
【図7】本発明に係る原子炉格納容器の第6の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図。
【図8】(a)は本発明に係る原子炉格納容器の第7の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図、(b)は(a)において連通孔に設けた干渉物の例を示す斜視図、(c)は同じく干渉物の他の例を示す斜視図。
【図9】本発明に係る原子炉格納容器の第8の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図。
【図10】本発明に係る原子炉格納容器の第9の実施の形態の要部を拡大して示す縦断面図。
【図11】図10に示した原子炉格納容器における苛酷事象時の作用を説明するための縦断面図。
【図12】本発明に係る原子炉格納容器の冷却方法の実施の形態を説明するための原子炉建屋内を示す概略断面図。
【図13】本発明に係る原子炉格納容器の第10の実施の形態を示す概略断面図。
【図14】図13に示した原子炉格納容器における苛酷事象時の作用を説明するための概略断面図。
【図15】本発明に係る原子炉格納容器の第11の実施の形態を示す概略断面図。
【図16】図15に示した原子炉格納容器における苛酷事象時の作用を説明するための概略断面図。
【図17】従来のMARK−I改良型原子炉格納容器の概略縦断面図。
【図18】図17における原子炉格納容器を設置した概略縦断面図。
【符号の説明】
1…原子炉格納容器、2…原子炉格納容器床基礎、3…ペデスタル、4…原子炉圧力容器、5…生体遮蔽体、6…ドライウェル、7…ベント管、8…サプレッションチェンバ、9…ペデスタル室、10…連通孔、11…ヘッダ、12…ダウンカマ、13…プール水、14…ドライウェルスプレイ、15…上鏡、16…原子炉建屋、17…水張り装置、18…原子炉ウェル、19…燃料プール、20…連通孔、21…隔離板、22…原子炉建屋マット、23…排水溝、24…溜り水、25…蓄水、26…配管、27…傾斜面、28…干渉物(金網)、29…ごみ、30…サンプ、31…連通配管、32…隔離弁、33…堆積物、34…上部dドライウェル、35…下部ドライウェル、36…ベント管、37…ウェットウェル、38…リターン配管、39…連通配管、40…水平ベント、41…デブリ、42…破断、43…堆積物、44…長尺連通配管、45開口部、46…破断口。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a reactor containment capacity configured to effectively suppress an increase in pressure or temperature in a reactor containment vessel when a severe event such as loss of coolant occurs, for example.In a vesselRelated.
[0002]
[Prior art]
A conventional reactor containment vessel will be described with reference to FIG. FIG. 17 schematically shows a MARK-I modified nuclear containment for a boiling water reactor. That is, in FIG. 17, the reactor containment
[0003]
The
[0004]
Incidentally, in the unlikely event that a pipe rupture event occurs, for example, the primary cooling system pipe of the reactor is ruptured due to loss of coolant, etc., the pipe of the maximum diameter connected to the
[0005]
Even after the reactor is shut down, the coolant evaporates due to the decay heat of the core, and the cooling capacity in the upper part of the
[0006]
Further, if the high-temperature coolant continues to flow out rapidly into the
[0007]
In order to strictly avoid such a situation in which the soundness of the fuel assembly and the
[0008]
In this case, in order to suppress a rapid rise in pressure and temperature in the
[0009]
In addition, these pipe breaks cause the reactorpressureWhen the pressure in the
[0010]
Of the radioactive substances contained in the gas discharged to the
[0011]
18 is a schematic longitudinal sectional view showing an example of the
[0012]
The
[0013]
At the time of fuel exchange, after removing the upper cover of the
[0014]
Further, at the time of fuel replacement, the
[0015]
As described above, even in the event that the coolant in the
[0016]
[Problems to be solved by the invention]
However, it is a very rare event, but if the coolant in the reactor pressure vessel is lost, many of the multiplexed engineering safety systems fail and normal operation is expected. It is necessary to assume a case where this is not possible. In this case, the decay heat generated from the fuel cannot be removed, and the temperature in the core rises due to the decay heat.
[0017]
Thereafter, if no recovery measures are taken, the core melts and the melted core falls to the lower plenum. When the dropped core is higher in temperature than the melting point of the
[0018]
Further, if no recovery measures are taken thereafter, the concrete reactor containment
[0019]
In such a loss of cooling event, water injected from the
[0020]
However, since the
[0021]
Furthermore, in a severe event where the core melts, the means for releasing the decay heat of debris falling into the
[0022]
The present invention has been made to solve the above-described problems, and a nuclear reactor that can stably maintain the soundness of a containment vessel even in the unlikely event of a severe event that is extremely unlikely to occur. Storage capacityVesselIt is to provide.
[0023]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, (1) the present invention has a reactor pressure vessel containing a core, a pedestal that is erected from the floor and on which the reactor pressure vessel is placed and fixed, and has pool water therein. A suppression chamber provided in an annular shape, a vent pipe having one end opened above the floor surface on which the pedestal is provided and the other end opened to the suppression chamber, and a tip of the vent pipe in the suppression chamber. In the reactor containment vessel for storing the header and downcomer, and the dry well that surrounds the pedestal and the reactor pressure vessel, the pedestal is provided with a communication hole that communicates the inside of the pedestal and the dry well. The height of the opening of the communication hole is set to be substantially the same as the floor of the bottom of the dry well on the dry well side. The opening has a square shape and the lower side of the square is set substantially parallel to the floor surface on which the pedestal is provided.The means for limiting the flow path of water flowing into the pedestal from the communication hole is provided at the opening of the communication hole on the pedestal side..
[0024]
With this configuration, at the time of a nuclear reactor event, a part of the water stored in the dry well with the operation of the dry well spray flows into the pedestal through the communication hole and cools the pedestal. Since the opening of the communication hole is square and the lower side of this square is set to be almost parallel to the bottom of the dry well, the flow area at the bottom of the opening increases, and even when the amount of water at the bottom of the dry well is small, the pedestal More flow rate can be secured. Moreover, since the opening is rectangular, the area of the opening can be increased for the same width and height as compared to the circular shape, and a larger flow path area can be ensured.Furthermore, the water flow path provided at the opening of the communication hole on the pedestal side can prevent the water flow path from being blocked by molten debris falling into the pedestal.
[0025]
(2) The present invention relates to a reactor pressure vessel containing a reactor core and a pedestal erected from a floor surface on which the reactor pressure vessel is placed and fixed, and surrounds the pedestal and the reactor pressure vessel to dry the reactor. In the reactor containment vessel for storing the well, the pedestal is provided with a communication hole that communicates the inside of the pedestal and the dry well, and a drainage groove that is connected to the communication hole is provided at the floor surface of the bottom of the dry well. Thus, the opening of the communication hole is set to be substantially the same height as the bottom of the drainage groove on the dry well side.
[0026]
With this configuration, during a nuclear reactor event, a part of the water stored in the dry well with the operation of the dry well spray flows into the pedestal through the drainage groove and the communication hole, and cools the inside of the pedestal.
[0028]
(ThreeIn the present invention, at least one of the floor surface or the communication hole at the bottom of the dry well is provided with a downward slope toward the pedestal side. Thereby, cooling in a pedestal can be advanced earlier and reliably.
[0029]
(FourIn the present invention, a plurality of the communication holes are provided. Thereby, even when a part of the communication hole is clogged, water continues to flow into the pedestal.
[0030]
(FiveIn the present invention, a sump provided with a water storage tank is provided at the bottom of the floor surface of the bottom of the dry well, and a communication pipe that communicates the sump with the inside of the pedestal is provided.
With this configuration, the water in the sump is quickly sent into the pedestal at the time of a nuclear reactor event, so that the cooling in the pedestal is realized at an early stage.
[0031]
(6According to the present invention, a mesh-like interference object covering the opening is provided in the opening on the dry well side of the communication hole. With this configuration, it is possible to prevent various obstacles scattered at the bottom of the dry well during any event from flowing into the communication hole.
[0037]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
A first embodiment of a containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1 and 2. In FIG. 1 and FIG. 2, the same components as those in the conventional example shown in FIG. FIG. 1 schematically shows a reactor containment vessel and an attached structure according to the first embodiment, and FIG. 2 is a diagram for explaining an operation in a severe event in the reactor containment vessel shown in FIG. is there.
[0038]
As shown in FIG. 1, in the reactor containment vessel labeled 1 a according to the present embodiment, on the
[0039]
Next, the operation of the present embodiment will be described with reference to FIG.
When an event such as loss of coolant in the
[0040]
Even if the core in the
[0041]
Further, since the bottom of the
[0042]
In the present embodiment, the shape of the opening on the
[0043]
Next, a second embodiment of the reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIGS.
The present embodiment is that a
[0044]
FIG. 3A is a schematic cross-sectional view showing an enlarged lower part of the reactor containment vessel of the second embodiment, FIG. 3B is a plan view in the direction of arrows AA in FIG. 3 (c) is a cross-sectional view in the direction of arrows BB in FIG. 3 (a), FIG. 3 (d) is a cross-sectional view in the direction of arrows CC in FIG. 3 (a), and FIG. It is also a D sectional view. In the figure,
[0045]
In addition, as shown in FIG.3 (c) and FIG.3 (d), as for the
[0046]
Next, a third embodiment of the reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 4 is an enlarged view of the lower part of the reactor containment vessel of the present embodiment. The same parts as those in FIG.
[0047]
The reactor containment vessel according to the present embodiment opens downward in the opening on the
[0048]
According to this embodiment, the same operational effects as those of the first embodiment can be obtained. In addition, some of the molten debris that falls into the
[0049]
The
[0050]
Next, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 5, the same components as those in the first or second embodiment shown in FIGS. 1 to 4 are designated by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. FIG. 5 is an enlarged schematic cross-sectional view showing the lower part of the reactor containment vessel according to the present embodiment.
[0051]
The
[0052]
Next, a fifth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 6, the same parts as those in FIG.
[0053]
The present embodiment is that an
[0054]
FIG. 7 shows a sixth embodiment of the present invention. The sixth embodiment is an example in which the fourth embodiment and the fifth embodiment are combined. That is, both the
[0055]
Next, a seventh embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 8, the same components as those in the first to third embodiments are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. FIG. 8A is an enlarged schematic cross-sectional view showing the lower part of the reactor containment vessel according to the present embodiment, and FIG. 8B is a schematic view of the
[0056]
The reactor containment vessel according to the present embodiment covers the opening in the
[0057]
The
[0058]
The interfering
[0059]
Next, an eighth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 9, the same components as those in the first to fourth embodiments are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. FIG. 9 is a schematic cross-sectional view of the reactor containment vessel according to the present embodiment.
[0060]
The
[0061]
With this configuration, the same effect as in the first embodiment can be obtained. Furthermore, water can be made to flow into the
[0062]
That is, as shown in FIG. 9, when
[0063]
Next, a ninth embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. In FIG. 10, the same components as those in the first to fifth embodiments are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. FIG. 10 is a schematic system diagram of the reactor containment vessel according to the present embodiment, and FIG. 11 is a schematic system diagram showing an action in a severe event in the reactor containment vessel shown in FIG.
[0064]
The
[0065]
In the figure, the expected height of deposits such as debris and debris that fall into the
[0066]
The operation of the present embodiment will be described with reference to FIG. In some event, spray water is injected from the
[0067]
Should the core in the
[0068]
In addition, even if the
[0069]
Furthermore, in this case, the
[0070]
If the height of the opening of the
[0071]
Therefore, the debris further accumulated on the solidified debris is not cooled until the spray water of the
[0072]
However, according to the present embodiment, the outlet position on the
[0073]
In this embodiment, instead of the
[0074]
In addition to the
[0075]
As a result, water is sprayed on the floor of the bottom of the
[0076]
Since the first to ninth embodiments described above are modifications to the structure of the same reactor containment vessel, the reactor containment vessel can be constructed by combining the embodiments. The soundness of can be further increased.
[0077]
Next, an embodiment of the reactor containment vessel cooling method according to the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 12 shows the state in which the
[0078]
That is, in the
[0079]
At the time of fuel exchange, the
[0080]
In the present embodiment, this series of operations can also be performed during a severe event. That is, when a severe event occurs, the
[0081]
Therefore, with this configuration, it is possible to ensure the soundness of the fuel and the
[0082]
Next, a tenth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIGS. 13 and 14. FIG.
FIG. 13 is a schematic cross-sectional view of the
[0083]
A
[0084]
That is, in this embodiment, the
[0085]
The
[0086]
The setting position of the
[0087]
As shown in FIG. 14, when the
[0088]
With this
[0089]
As a result of this cooling, a large amount of steam is generated in the lower
[0090]
A part of the discharged steam is outside the containment vessel through a pipe (not shown) connected from the gas phase portion of the
[0091]
In this case, the water level of the
[0092]
Therefore, according to the present embodiment, the
[0093]
Next, an eleventh embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIGS. 15 and 16. FIG.
FIG. 15 is a schematic cross-sectional view of the
[0094]
In this embodiment, instead of the
[0095]
That is, in the
[0096]
Next, the operation of the present embodiment will be described. That is, a series of actions in which the
[0097]
In the present embodiment, even when the pressure in the lower
[0098]
Accordingly, since the water-soluble and particulate substances in the gas released from the lower
[0099]
According to the present embodiment, the scrubbing effect by the
[0100]
【The invention's effect】
According to the present invention, during a severe event, without major design changes of the reactor building and the containment vessel.Prevents the water flow path from being blocked by molten debris falling into the pedestal,The water stored on the dry well can be smoothly flowed into the pedestal to cool the reactor containment vessel quickly. As a result, the integrity of the reactor containment vessel can be ensured even during a severe event, and the release of radioactive materials to the environment can be avoided, so that the safety of the reactor power generation facility can be maintained high.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a longitudinal sectional view schematically showing a first embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 2 is a longitudinal sectional view for explaining the action at the time of a severe event in FIG.
3A is a longitudinal sectional view showing an enlarged main part of a second embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention, and FIG. 3B is a plan view in the direction of arrows AA in FIG. The figure, (c) is the fragmentary sectional view which cut | disconnected the BB arrow direction of (a), (c) is the fragmentary sectional view which cut | disconnected the BB arrow direction of (a).
FIG. 4 is an enlarged longitudinal sectional view showing a main part of a third embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 5 is a longitudinal sectional view showing, in an enlarged manner, main portions of a fourth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 6 is an enlarged longitudinal sectional view showing a main part of a fifth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 7 is an enlarged longitudinal sectional view showing a main part of a sixth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 8A is a longitudinal sectional view showing an enlarged main part of a seventh embodiment of a containment vessel according to the present invention, and FIG. 8B is an interference provided in a communication hole in FIG. The perspective view which shows the example of this, (c) is a perspective view which shows the other example of an interference object similarly.
FIG. 9 is an enlarged longitudinal sectional view showing a main part of an eighth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 10 is an enlarged longitudinal sectional view showing a main part of a ninth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 11 is a longitudinal sectional view for explaining the action at the time of a severe event in the reactor containment vessel shown in FIG.
FIG. 12 is a schematic cross-sectional view showing a reactor building for explaining an embodiment of a method for cooling a reactor containment vessel according to the present invention.
FIG. 13 is a schematic cross-sectional view showing a tenth embodiment of a nuclear reactor containment vessel according to the present invention.
14 is a schematic cross-sectional view for explaining an action at the time of a severe event in the reactor containment vessel shown in FIG.
FIG. 15 is a schematic sectional view showing an eleventh embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention.
16 is a schematic cross-sectional view for explaining the action at the time of a severe event in the reactor containment vessel shown in FIG.
FIG. 17 is a schematic longitudinal sectional view of a conventional MARK-I improved nuclear reactor containment vessel.
18 is a schematic longitudinal sectional view in which the reactor containment vessel in FIG. 17 is installed.
[Explanation of symbols]
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