JP4828963B2 - Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device - Google Patents

Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device Download PDF

Info

Publication number
JP4828963B2
JP4828963B2 JP2006053660A JP2006053660A JP4828963B2 JP 4828963 B2 JP4828963 B2 JP 4828963B2 JP 2006053660 A JP2006053660 A JP 2006053660A JP 2006053660 A JP2006053660 A JP 2006053660A JP 4828963 B2 JP4828963 B2 JP 4828963B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
water
core melt
cooling device
water channel
supply chamber
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2006053660A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP2007232529A (en
Inventor
亮一 濱崎
美香 田原
良洋 小島
弘秀 及川
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2006053660A priority Critical patent/JP4828963B2/en
Priority to CN2007800064868A priority patent/CN101390170B/en
Priority to PCT/JP2007/000115 priority patent/WO2007099698A1/en
Priority to EP07713497.1A priority patent/EP1988551B1/en
Publication of JP2007232529A publication Critical patent/JP2007232529A/en
Priority to US12/195,067 priority patent/US8358732B2/en
Application granted granted Critical
Publication of JP4828963B2 publication Critical patent/JP4828963B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

本発明は、炉心溶融物冷却装置、原子炉格納容器および炉心溶融物冷却装置の設置方法に関する。   The present invention relates to a core melt cooling device, a reactor containment vessel, and a method for installing a core melt cooling device.

水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断による冷却水の喪失によって、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置(ECCS)による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。   In a water-cooled nuclear reactor, the reactor water level falls and the core is exposed and cooled due to the loss of cooling water due to the stoppage of water supply to the reactor pressure vessel or the breakage of the piping connected to the reactor pressure vessel. It may become insufficient. Assuming such a case, the reactor is automatically shut down in response to a water level lowering signal, and the core is submerged and cooled by injecting coolant using an emergency core cooling system (ECCS), and a core melting accident is performed. It is designed to prevent it.

しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至るおそれがある。   However, although the probability is very low, it can be assumed that the emergency core cooling device does not operate and water injection devices for other cores cannot be used. In such a case, the core is exposed due to a decrease in the reactor water level, and sufficient cooling is not performed, and the fuel rod temperature rises due to decay heat that continues to occur after the reactor shuts down, eventually leading to core melting. There is a fear.

このような事態に至ると、高温の炉心溶融物(コリウム)が原子炉圧力容器内下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器下部ヘッドを溶融貫通して、コリウムは原子炉格納容器内の床上に落下する。コリウムは格納容器床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させるとともにコンクリートを溶融浸食する。   When this happens, the high-temperature core melt (corium) melts down into the lower part of the reactor pressure vessel, melts and penetrates the lower head of the reactor pressure vessel, and corium is placed on the floor in the reactor containment vessel. Fall. Corium heats the concrete stretched on the containment floor, reacts with the concrete when the contact surface becomes hot, generates a large amount of noncondensable gases such as carbon dioxide and hydrogen, and melts and erodes the concrete.

発生した非凝縮性ガスは格納容器内の圧力を高め、原子炉格納容器を破損させる可能性があり、また、コンクリートの溶融浸食により格納容器バウンダリを破損させたり、格納容器構造強度を低下させる可能性がある。結果的に、コリウムとコンクリートの反応が継続すると格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出させるおそれがある。   The generated non-condensable gas increases the pressure inside the containment vessel and may damage the reactor containment vessel. Also, the containment vessel boundary may be damaged by concrete melt erosion, and the containment vessel structural strength may be reduced. There is sex. As a result, if the reaction between corium and concrete continues, the containment vessel is damaged, and there is a possibility that radioactive materials in the containment vessel are released to the external environment.

このようなコリウムとコンクリートの反応を抑制するためには、コリウムを冷却し、コリウム底部のコンクリートとの接触面の温度を浸食温度以下(一般的なコンクリートで1500K以下)に冷却するか、コリウムとコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。従来は、落下したコリウムの上から注水して冷却することにより、コリウム温度を下げコンクリート浸食反応の抑制が図られてきた(たとえば特許文献1および特許文献2参照)。
特開2004−333357号公報 特開2005−195595号公報 T.G.Theofanous、外1名、"The Coolability Limits of A Reactor Pressure Vessel Lowerhead”、1997年、Nuclear Engineering and Design、Volume 169、p.59 - p.76
In order to suppress such a reaction between corium and concrete, the corium is cooled and the temperature of the contact surface with the concrete at the bottom of the corium is cooled to below the erosion temperature (1500 K or less for general concrete), or It is necessary to prevent the concrete from coming into direct contact. Conventionally, by cooling by pouring water from above the dropped corium, the corium temperature has been lowered to suppress the concrete erosion reaction (see, for example, Patent Document 1 and Patent Document 2).
JP 2004-333357 A JP 2005-195595 A TGTheofanous, 1 other, "The Coolability Limits of A Reactor Pressure Vessel Lowerhead", 1997, Nuclear Engineering and Design, Volume 169, p.59-p.76

コリウムの上からの注水だけでは、コリウム上面の水の沸騰による冷却のみであり、コリウム堆積厚さが厚いとコリウム底部まで十分に冷却できない可能性がある。したがって、床面積を広くとり、コリウムの堆積厚さを冷却可能な厚さ以下にする必要があった。しかし、十分大きな床面積を確保することは格納容器構造設計上困難であった。   Only water injection from the top of the corium is only cooling by boiling the water on the top surface of the corium, and if the corium deposition thickness is thick, there is a possibility that the corium bottom cannot be sufficiently cooled. Therefore, it is necessary to increase the floor area and to reduce the corium deposition thickness to a thickness that can be cooled. However, securing a sufficiently large floor area has been difficult in designing the containment structure.

たとえば、典型的なコリウムの崩壊熱は、定格熱出力の約1%程度であり、定格熱出力4000MWの炉の場合には、40MW程度の発熱量になる。上面の沸騰熱伝達量にはコリウム上面の状態により幅があるが、すくなくとも0.4MW/m程度の熱流束が想定される。この場合には、コリウムの発熱量を上面の熱伝達のみで取るとすると、100m程度(円直径で11.3m)の床面積が必要になる。これまでの格納容器の構造を考慮すると、この面積を確保することは困難であった。 For example, the decay heat of typical corium is about 1% of the rated heat output, and in the case of a furnace with a rated heat output of 4000 MW, the calorific value is about 40 MW. Although the boiling heat transfer amount on the upper surface varies depending on the state of the upper surface of the corium, a heat flux of at least about 0.4 MW / m 2 is assumed. In this case, if the amount of heat generated by corium is taken only by heat transfer from the upper surface, a floor area of about 100 m 2 (circular diameter of 11.3 m) is required. Considering the structure of the conventional containment vessel, it has been difficult to secure this area.

そこで本発明は、床面積を広くすることなく、原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を冷却する効率を向上させることを目的とする。   Accordingly, an object of the present invention is to improve the efficiency of cooling the core melt generated when the core in the reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel without increasing the floor area.

上記目的を達成するため、本発明は、原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を受け止めて冷却する炉心溶融物冷却装置において、前記原子炉容器の下方に設置された給水チェンバーと、前記給水チェンバーに接続された開口である下部入口部および前記下部入口部よりも高い位置にある上方に開いた開口である上部出口部を備えて前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とするリング状の投影形状を持ち、前記給水チェンバーの冷却水が前記下部入口部から前記上部出口部に流れる水チャンネル集合体と、前記水チャンネル集合体の上面に取り付けられた耐熱材と、前記水チャンネル集合体の外側に設けられ、前記上部出口部からの冷却水を上方に開いた開口を備えて前記給水チェンバーに供給する循環配管と、を有し、前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かって半径方向に広がりながら上昇する互いに分離された複数の扇型の水チャンネルを放射状に配置して形成されている、ことを特徴とする。 In order to achieve the above object, the present invention provides a core melt cooling apparatus for receiving and cooling a core melt generated when a core in a reactor vessel is melted and penetrates the reactor vessel. A water supply chamber installed below the container; a lower inlet portion that is an opening connected to the water supply chamber; and an upper outlet portion that is an upper opening that is higher than the lower inlet portion. Chi lifting the ring-like projected shape that a direction toward the upper outlet from the inlet portion and the radial direction, a water channel assembly cooling water of the water supply chamber flows to the upper outlet from the lower inlet, the water , the heat-resistant material, which is attached to the upper surface of the channel assembly is provided on the outside of the water channel assembly, the water supply provided with an opening which cooling water upwardly open from the upper outlet Has a circulation pipe for supplying the Enba, wherein the water channel assembly, a plurality of fan-shaped water channels that are separated from each other to rise while spreading radially toward the upper outlet from said lower inlet It is characterized by being arranged radially.

また、本発明は、原子炉格納容器において、原子炉容器と、前記原子炉容器の下方に位置するペデスタル床と、前記原子炉容器を支持する、前記ペデスタル床の周囲を囲む円筒面状のペデスタル側壁と、前記ペデスタル床の上に設置された給水チェンバー、前記給水チェンバーに接続された開口である下部入口部および前記下部入口部よりも高い位置にある上方に開いた開口である上部出口部を備えて前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とするリング状の投影形状を持ち前記給水チェンバーの冷却水が前記下部入口部から前記上部出口部に流れる水チャンネル集合体、前記水チャンネル集合体の上面に取り付けられた耐熱材、および、前記水チャンネル集合体の外側に設けられ前記上部出口部からの冷却水を上方に開いた開口を備えて前記給水チェンバーに接続された循環配管、を具備し、前記原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を受け止めて冷却する炉心溶融物冷却装置と、を有し、前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かって半径方向に広がりながら上昇する互いに分離された複数の扇型の水チャンネルを放射状に配置して形成されている、ことを特徴とする。 Further, the present invention relates to a reactor containment vessel, a reactor vessel, a pedestal floor located below the reactor vessel, and a cylindrical pedestal surrounding the pedestal floor that supports the reactor vessel. A side wall, a water supply chamber installed on the pedestal floor, a lower inlet part which is an opening connected to the water supply chamber, and an upper outlet part which is an opening opened upward at a position higher than the lower inlet part provided by the upper outlet direction radial to the ring shaped the water channel assembly flowing in the upper outlet cooling water of the water supply chamber Chi lifting the projected shape from the lower inlet portion towards from the lower inlet portion, resistant material attached to the upper surface of the water channel assembly, and, provided on the outside of the water channel assemblies open cooling water from the upper outlet upward Reactor core with an opening provided in the circulation pipe, which is connected to the water supply chamber, the core of the reactor vessel is cooled receiving molten core generated when penetrating the reactor vessel and melted A melt cooling device, wherein the water channel assembly radially radiates a plurality of fan-shaped water channels separated from each other and rising while spreading radially from the lower inlet portion toward the upper outlet portion. It is characterized by being arranged.

また、本発明は、原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を受け止めて冷却する炉心溶融物冷却装置の設置方法において、前記原子炉容器の下方に位置するペデスタル床の上に給水チェンバーを配設する工程と、前記給水チェンバーに接続された開口である下部入口部および前記下部入口部よりも高い位置にある上方に開いた開口である上部出口部を備えて前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とするリング状の投影形状を持つ水チャンネル集合体を設置し、前記水チャンネル集合体の上面に耐熱材を取り付ける水チャンネル集合体設置工程と、前記水チャンネル集合体の外側に開口を備え、前記給水チェンバーに接続された循環配管を設置する工程と、を有し、前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かって半径方向に広がりながら上昇する互いに分離された複数の扇型の水チャンネルを放射状に配置して形成されている、ことを特徴とする。 Further, the present invention provides a method for installing a core melt cooling device that receives and cools a core melt generated when a core in a reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel. A step of disposing a water supply chamber on a pedestal floor located below, a lower inlet part that is an opening connected to the water supply chamber, and an upper part that is an upper opening that is higher than the lower inlet part A water channel assembly having an outlet portion and having a ring-shaped projection shape with a radial direction from the lower inlet portion toward the upper outlet portion is installed, and a heat-resistant material is attached to the upper surface of the water channel assembly. A channel assembly installation step, and a step of installing a circulation pipe provided with an opening outside the water channel assembly and connected to the water supply chamber. Le aggregate, said has a lower inlet portion is formed by radially arranged plurality of fan-shaped water channels that are separated from each other to rise while spreading radially toward the upper outlet portion, and characterized in that To do.

本発明によれば、床面積を広くすることなく、原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を冷却する効率を向上させることができる。   According to the present invention, the efficiency of cooling the core melt generated when the core in the reactor vessel is melted and penetrates the reactor vessel can be improved without increasing the floor area.

本発明に係る炉心溶融物冷却装置の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。   An embodiment of a core melt cooling apparatus according to the present invention will be described with reference to the drawings. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the same or similar structure, and the overlapping description is abbreviate | omitted.

[第1の実施の形態]
図2は、本発明に係る第1の実施の形態における、原子炉格納容器の立断面図である。
[First Embodiment]
FIG. 2 is an elevational sectional view of the reactor containment vessel according to the first embodiment of the present invention.

原子炉格納容器2には、下部に位置するペデスタル床7、および、その周りを取り囲む円筒面状のペデスタル側壁24によって、ペデスタル15が形成されている。炉心23を内蔵する原子炉圧力容器1は、ペデスタル側壁24によって支持されている。   In the reactor containment vessel 2, a pedestal 15 is formed by a pedestal floor 7 positioned at a lower portion and a cylindrical pedestal side wall 24 surrounding the pedestal floor 7. The reactor pressure vessel 1 containing the core 23 is supported by pedestal side walls 24.

また、原子炉格納容器2の下部には、ペデスタル側壁24を取り囲むようにサプレッションプール4が形成されている。サプレッションプール4には、水が貯えられている。   In addition, a suppression pool 4 is formed in the lower part of the reactor containment vessel 2 so as to surround the pedestal side wall 24. The suppression pool 4 stores water.

ペデスタル床7の上には、溶融炉心冷却装置30が配設されている。溶融炉心冷却装置30には、注水配管8が接続されている。また、注水配管8は、注入弁14を介して、原子炉格納容器2の上部に位置する水槽5に接続されている。   On the pedestal floor 7, a molten core cooling device 30 is disposed. A water injection pipe 8 is connected to the melting core cooling device 30. In addition, the water injection pipe 8 is connected to a water tank 5 located above the reactor containment vessel 2 through an injection valve 14.

原子炉格納容器2の上には、冷却器6が配設されている。冷却器6は、たとえば、原子炉格納容器2の蒸気を導いて水中に沈めた熱交換機6aで凝縮させ、水槽5に凝縮水を戻すものである。このような冷却器6として、静的格納容器冷却設備やドライウェルクーラーなどを用いることができる。   A cooler 6 is disposed on the reactor containment vessel 2. The cooler 6, for example, condenses the steam in the reactor containment vessel 2 with a heat exchanger 6 a submerged in water and returns the condensed water to the water tank 5. As such a cooler 6, a static containment vessel cooling facility, a dry well cooler, or the like can be used.

図1は、第1の実施の形態における、ペデスタル床7近傍の立断面図である。なお、図1には、冷却水の流れを模式的に破線の矢印で示した。また、コリウム13が溶融炉心冷却装置30の上に落下した場合の、コリウム13の堆積状況も併せて示した。   FIG. 1 is an elevational sectional view in the vicinity of the pedestal floor 7 in the first embodiment. In FIG. 1, the flow of the cooling water is schematically shown by broken-line arrows. Further, the deposition state of the corium 13 when the corium 13 falls on the molten core cooling device 30 is also shown.

原子炉冷却装置30は、ペデスタル床7の上に設置されている。原子炉冷却装置30は、給水チェンバー10、水チャンネル集合体31、耐熱材12および循環配管9を有している。   The reactor cooling device 30 is installed on the pedestal floor 7. The reactor cooling device 30 includes a water supply chamber 10, a water channel assembly 31, a heat resistant material 12, and a circulation pipe 9.

給水チェンバー10は、中空の円盤状に形成されており、ペデスタル床7の上面に配置されている。給水チェンバー10には、注水配管8が接続されている。   The water supply chamber 10 is formed in a hollow disk shape and is disposed on the upper surface of the pedestal floor 7. A water injection pipe 8 is connected to the water supply chamber 10.

水チャンネル集合体31は、給水チェンバー10からペデスタル側壁24に向かって傾きを持って上昇し、ペデスタル側壁24の近傍で鉛直に立ち上がって、その上端は開口している。水チャンネル集合体31の鉛直に立ち上がった外周部よりも内側は、上に開いた円錐状である。   The water channel aggregate 31 rises with an inclination from the water supply chamber 10 toward the pedestal side wall 24, rises vertically in the vicinity of the pedestal side wall 24, and its upper end is open. The inner side of the outer peripheral part of the water channel assembly 31 rising vertically is a conical shape opened upward.

水チャンネル集合体31とペデスタル側壁24の間には、循環配管9の一端が開口している。循環配管9のもう一方の端は、給水チェンバー10に接続されている。図1において、循環配管9と注水配管8は、水チャンネル集合体31を挟んで、それぞれ1本ずつ記載しているが、適宜増減してもよい。水チャンネル集合体31とペデスタル側壁24の間で、循環配管9と注水配管8以外の部分は、リング状の蓋で覆って、水チャンネル11の下方の空間29に冷却水が流れ込まないようにしてもよい。   One end of the circulation pipe 9 is opened between the water channel aggregate 31 and the pedestal side wall 24. The other end of the circulation pipe 9 is connected to the water supply chamber 10. In FIG. 1, the circulation pipe 9 and the water injection pipe 8 are illustrated one by one with the water channel aggregate 31 interposed therebetween, but may be increased or decreased as appropriate. Between the water channel assembly 31 and the pedestal side wall 24, the portions other than the circulation pipe 9 and the water injection pipe 8 are covered with a ring-shaped lid so that the cooling water does not flow into the space 29 below the water channel 11. Also good.

水チャンネル集合体31の上面およびペデスタル側壁24に沿って鉛直に立ち上がっている部分の内側には、その全体を覆うように、耐熱材12が配設されている。   A heat-resistant material 12 is disposed inside the portion of the water channel aggregate 31 that rises vertically along the upper surface and the pedestal side wall 24 so as to cover the entire surface.

耐熱材12としては、たとえば、ZrO、MgOなどの金属酸化物や、玄武岩系コンクリートを用いることができ、金属酸化物とコンクリートの二層構造としてもよい。また、耐熱材12として、このような材料の直方体のブロックとして、敷き詰めるように配設してもよい。なお、この場合、ブロックの形状は直方体に限定されるものではない。 As the heat-resistant material 12, for example, metal oxides such as ZrO 2 and MgO and basalt concrete can be used, and a two-layer structure of metal oxide and concrete may be used. Moreover, you may arrange | position as the heat-resistant material 12 as a rectangular parallelepiped block of such a material. In this case, the shape of the block is not limited to a rectangular parallelepiped.

図3は、第1の実施の形態における、給水チェンバー10と水チャンネル集合体31の平面図である。   FIG. 3 is a plan view of the water supply chamber 10 and the water channel assembly 31 in the first embodiment.

水チャンネル集合体31は、給水チェンバー10の周りに放射状に延びる複数の水チャンネル11を組み合わせたものである。それぞれの水チャンネル11の投影形状は扇形をしていて、水チャンネル11の間は隙間なく接触している。本実施の形態では、たとえば16個の水チャンネル11を組み合わせて、水チャンネル集合体31を形成しているが、水チャンネル11の個数は適宜増減してもよい。   The water channel aggregate 31 is a combination of a plurality of water channels 11 extending radially around the water supply chamber 10. The projected shape of each water channel 11 has a fan shape, and the water channels 11 are in contact with each other without any gap. In the present embodiment, for example, 16 water channels 11 are combined to form the water channel aggregate 31, but the number of water channels 11 may be increased or decreased as appropriate.

水チャンネル11の内部に形成された冷却水流路25は、給水チェンバー10につながる下部入口部21から外周に向かって周方向に広がり、上部出口部22につながっている。   The cooling water flow path 25 formed inside the water channel 11 extends in the circumferential direction from the lower inlet portion 21 connected to the water supply chamber 10 toward the outer periphery, and is connected to the upper outlet portion 22.

なお、本実施の形態では、複数の水チャンネル11を組み合わせて水チャンネル集合体31を形成しているが、給水チェンバーから広がりながら上昇する冷却水流路25を持っていれば、どのような形状でもよい。たとえば、2枚の円錐面状の板を所定の間隔を保つように保持したものであってもよい。   In the present embodiment, the water channel aggregate 31 is formed by combining a plurality of water channels 11, but any shape can be used as long as it has the cooling water flow passage 25 that rises while spreading from the water supply chamber. Good. For example, two conical plates may be held so as to maintain a predetermined interval.

炉心溶融事故が発生し、コリウム13が原子炉圧力容器下部ヘッド3を貫通してペデスタルへ落下すると、溶融炉心冷却装置30の耐熱材12に受け止められる。コリウム13が落下すると、給水チェンバー10へ冷却水が供給され、下部入口部21から各水チャンネル11に冷却水が分配される。   When a core melting accident occurs and corium 13 passes through the reactor pressure vessel lower head 3 and falls to the pedestal, it is received by the heat-resistant material 12 of the melting core cooling device 30. When the corium 13 falls, cooling water is supplied to the water supply chamber 10, and the cooling water is distributed from the lower inlet portion 21 to each water channel 11.

高温のコリウム13の熱は耐熱材12に伝わり、さらに水チャンネル11の壁を介して冷却水に伝えられる。コリウム13の熱が伝達されることにより、水チャンネル11の内部の冷却水流路25を流れる冷却水は、いずれ沸騰する。   The heat of the hot corium 13 is transferred to the heat-resistant material 12 and further transferred to the cooling water through the wall of the water channel 11. As the heat of the corium 13 is transmitted, the cooling water flowing through the cooling water passage 25 inside the water channel 11 will eventually boil.

図4は、非特許文献1に示された下向きの伝熱面の角度に対する沸騰限界熱流束の実験結果を示すグラフである。   FIG. 4 is a graph showing experimental results of the boiling limit heat flux with respect to the angle of the downward heat transfer surface shown in Non-Patent Document 1.

図4から、たとえば、20°の傾斜を持った下向きの伝熱面の場合は、下向きの水平面(角度0°)よりも、沸騰限界熱流束が約60%程度向上することがわかる。本実施の形態では、冷却水流路25は傾斜を持っているため、沸騰により生じた蒸気泡は、浮力によって伝熱面である水チャンネル11の内面から離脱しやすく、良好な熱伝達率が得られる。   FIG. 4 shows that, for example, in the case of a downward heat transfer surface having an inclination of 20 °, the boiling limit heat flux is improved by about 60% compared to the downward horizontal surface (angle 0 °). In the present embodiment, since the cooling water flow path 25 has an inclination, vapor bubbles generated by boiling are easily separated from the inner surface of the water channel 11 which is a heat transfer surface by buoyancy, and a good heat transfer coefficient is obtained. It is done.

下部入口部21から水チャンネル11に入った冷却水は、冷却水流路25を通って上昇し、外周に位置する上部出口部22から溢れ出る。上部出口部22から溢れ出た冷却水の大部分は、水チャンネル集合体30の円錐形の部分に流れ込む。水チャンネル11を出た冷却水は、耐熱材12の上に溢水し、コリウム12の上に水プールを形成する。この水プールを形成した冷却水は、コリウム13の表面で沸騰し、コリウム13を冷却する。   The cooling water that has entered the water channel 11 from the lower inlet portion 21 rises through the cooling water passage 25 and overflows from the upper outlet portion 22 located on the outer periphery. Most of the cooling water overflowing from the upper outlet portion 22 flows into the conical portion of the water channel assembly 30. The cooling water exiting the water channel 11 overflows on the heat-resistant material 12 and forms a water pool on the corium 12. The cooling water that forms this water pool boils on the surface of the corium 13 and cools the corium 13.

このように、水チャンネル11の内部での沸騰と、コリウム13の表面の沸騰の両方によって、コリウム13は冷却される。   Thus, the corium 13 is cooled by both the boiling inside the water channel 11 and the boiling of the surface of the corium 13.

給水チェンバーへの初期の給水は、たとえば、溶融炉心冷却装置より上方に設置されたプール水を重力落下させることにより注水配管8を介して行われる。初期注水が終了した後は、ペデスタル15の内部の水チャンネル集合体30の上部へ溢水した冷却水が、冷却水流路25での沸騰により生じる自然循環によって、循環配管9より給水チェンバー10に供給される。   The initial water supply to the water supply chamber is performed through the water injection pipe 8 by, for example, dropping the pool water installed above the melting core cooling device by gravity. After the initial water injection is finished, the cooling water overflowing to the upper part of the water channel assembly 30 inside the pedestal 15 is supplied to the water supply chamber 10 from the circulation pipe 9 by natural circulation caused by boiling in the cooling water passage 25. The

溶融炉心を冷却することにより生じた蒸気は、格納容器上部の冷却器6で凝縮されて、水槽5に戻される。水槽5に戻された蒸気を凝縮した冷却水は、再びコリウム13の冷却に用いられるようになっており、水が自然循環することによってコリウム13の冷却が継続される。   The steam generated by cooling the melting core is condensed by the cooler 6 at the upper part of the containment vessel and returned to the water tank 5. The cooling water obtained by condensing the steam returned to the water tank 5 is used again for cooling the corium 13, and the cooling of the corium 13 is continued by the natural circulation of the water.

耐熱材12の融点は、たとえばZrOを耐熱材12に用いた場合には約2200℃程度なので、コリウム13の温度(平均的には2200℃程度)よりも高く、溶融するおそれは小さい。また、耐熱材12を配設することにより、コリウム13が直接、水チャンネル11に接触せず、また、耐熱材12の熱抵抗によって熱流束が抑えられるため、水チャンネル11の壁が破損するおそれも小さい。 The melting point of the heat-resistant material 12 is, for example, about 2200 ° C. when ZrO 2 is used as the heat-resistant material 12, and thus is higher than the temperature of the corium 13 (on the average, about 2200 ° C.), and is less likely to melt. Further, by arranging the heat-resistant material 12, the corium 13 does not directly contact the water channel 11, and the heat flux is suppressed by the heat resistance of the heat-resistant material 12, so that the wall of the water channel 11 may be damaged. Is also small.

このように、本実施の形態の炉心溶融物冷却装置30によって、効果的にコリウムの温度を下げることができ、コリウム13は溶融炉心冷却装置30の内部に安定的に保持される。   Thus, the temperature of corium can be effectively lowered by the core melt cooling device 30 of the present embodiment, and the corium 13 is stably held inside the melting core cooling device 30.

また、コリウム13は、ペデスタル床7のコンクリートと直接接触しないため、コンクリート浸食反応も起きない。したがって、二酸化炭素や水素などの非凝縮性ガス発生による加圧や、原子炉格納容器の損傷が生じるおそれも小さくなる。   Moreover, since the corium 13 does not come into direct contact with the concrete of the pedestal floor 7, no concrete erosion reaction occurs. Therefore, the risk of pressurization due to the generation of non-condensable gases such as carbon dioxide and hydrogen and damage to the reactor containment vessel are reduced.

水チャンネル11の壁面の熱伝達は、その角度を水平から20°とすると、限界熱流束は0.5MW/m以上となる。たとえば、既設炉と同程度の直径10mのペデスタル場合でも、水チャンネル壁の合計伝熱面積は82m程度となるため、水チャンネルだけで最大41MW程度の除熱が可能である。 As for the heat transfer of the wall surface of the water channel 11, if the angle is 20 ° from the horizontal, the critical heat flux is 0.5 MW / m 2 or more. For example, even in the case of a pedestal having a diameter of 10 m, which is about the same as that of an existing furnace, the total heat transfer area of the water channel wall is about 82 m 2, so that heat removal of about 41 MW at the maximum is possible only with the water channel.

さらに、溢水した水がコリウム13の表面からコリウム13を冷却する除熱としては、0.4MW/m程度の熱流束を見込むことができ、伝熱面積を75m(等価直径が9.8m)とすると、耐熱材12の上での冷却により最大30MW程度の除熱が可能である。 Furthermore, as heat removal by which the overflowed water cools the corium 13 from the surface of the corium 13, a heat flux of about 0.4 MW / m 2 can be expected, and the heat transfer area is 75 m 2 (equivalent diameter is 9.8 m). ), Heat removal of about 30 MW at maximum is possible by cooling on the heat-resistant material 12.

定格熱出力4000MWの炉の場合には、コリウム13の発熱量は40MW程度となるため、水チャンネル11の内部と、耐熱材12の上面の冷却によって、十分にコリウムの崩壊熱を除去可能であり、コリウムを安定的に冷却可能である。さらに、熱的には余裕があるため、より熱出力が大きな原子炉に対して適用可能である。   In the case of a furnace with a rated heat output of 4000 MW, the amount of heat generated by the corium 13 is about 40 MW, so that the decay heat of the corium can be sufficiently removed by cooling the inside of the water channel 11 and the upper surface of the heat-resistant material 12. Corium can be cooled stably. Furthermore, since there is a thermal margin, it can be applied to a nuclear reactor having a larger thermal output.

また、本実施の形態では、水チャンネル11、耐熱材12、給水チェンバー10、および、給水配管8などの配管の組み合わせで構成されているため、大型の容器などを製造する必要が無い。このため、既設の格納容器に新たに炉心溶融物冷却装置を設置する場合など、大きな物をペデスタル15に搬入することが困難なときであっても、別途製造した各構成部材をペデスタル15の内部に持ち込んで、現場で組み立て施工が可能であり、施工性が優れている。   Moreover, in this Embodiment, since it comprises the combination of piping, such as the water channel 11, the heat-resistant material 12, the water supply chamber 10, and the water supply piping 8, it is not necessary to manufacture a large sized container. For this reason, even when it is difficult to carry a large object into the pedestal 15 such as when a core melt cooling device is newly installed in an existing containment vessel, each separately manufactured component is placed inside the pedestal 15. It can be assembled and installed on site and has excellent workability.

[第2の実施の形態]
図5は、本発明に係る第2の実施の形態における、水チャンネル11の斜視図である。
[Second Embodiment]
FIG. 5 is a perspective view of the water channel 11 in the second embodiment according to the present invention.

本実施の形態の水チャンネル11は、第1の実施の形態の水チャンネルの上面に耐熱材12を張り付け一体としたものである。このような水チャンネル11を、予め原子力発電所の外部の工場などで製造しておき、その水チャンネル11をペデスタル15に搬入して組み立てると、炉心溶融物冷却装置30の設置に要する時間が短くなる。   The water channel 11 of this embodiment is formed by attaching a heat-resistant material 12 to the upper surface of the water channel of the first embodiment. If such a water channel 11 is manufactured in advance in a factory outside the nuclear power plant and the water channel 11 is carried into the pedestal 15 and assembled, the time required for installing the core melt cooling device 30 is shortened. Become.

また、この水チャンネル11の内部の冷却材流路25を形成する壁面には、多数の凹凸が備えられている。この凹凸により、水チャンネル11の内面での熱伝達は促進され、コリウムをより速く冷却することができるようになる。   The wall surface forming the coolant channel 25 inside the water channel 11 is provided with a number of irregularities. Due to the unevenness, heat transfer on the inner surface of the water channel 11 is promoted, and the corium can be cooled more quickly.

[第3の実施の形態]
本発明に係る第3の実施の形態は、水チャンネル集合体30を円錐形状ではなく、下に凸のお椀型にしたものである。
[Third Embodiment]
In the third embodiment of the present invention, the water channel assembly 30 is not conical, but has a bowl shape convex downward.

図6は、第3の実施の形態における、ペデスタル床7近傍の立断面図である。   FIG. 6 is an elevational sectional view of the vicinity of the pedestal floor 7 in the third embodiment.

本実施の形態の水チャンネル集合体30は、給水チェンバー10から離れペデスタル側壁25に近づくに従って段階的に冷却水流路25の傾きが増加するようにしたものである。なお、水チャンネル集合体30は、第1の実施形態と同様に、投影形状が扇型の水チャンネルを組み合わせたものである。   The water channel aggregate 30 of the present embodiment is configured such that the inclination of the cooling water flow path 25 increases stepwise as it moves away from the water supply chamber 10 and approaches the pedestal side wall 25. The water channel aggregate 30 is a combination of fan-shaped water channels as in the first embodiment.

図5に示すように冷却面の水平からの傾きが大きいほど、沸騰限界熱流束が大きくなるため、冷却性能は高まる。このため、コリウムを受け止める耐熱材12およびその耐熱材12を介してコリウムを冷却する水チャンネル集合体30の上面の面積をより小さくしても、コリウム13の冷却と安定保持が可能となる。   As shown in FIG. 5, the greater the inclination of the cooling surface from the horizontal, the greater the boiling limit heat flux, and thus the cooling performance increases. For this reason, even if the area of the upper surface of the heat channel 12 that receives corium and the water channel assembly 30 that cools the corium through the heat resisting material 12 is made smaller, the corium 13 can be cooled and stably held.

[第4の実施の形態]
本発明に係る第4の実施の形態は、溶融炉心冷却装置30に冷却水を供給する注入配管8に取り付けられた注入弁14の制御方法に関するものである。
[Fourth Embodiment]
The fourth embodiment according to the present invention relates to a method for controlling the injection valve 14 attached to the injection pipe 8 for supplying cooling water to the molten core cooling device 30.

図7は、第4の実施の形態における、炉心溶融物冷却装置を原子炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。   FIG. 7 is an explanatory view showing the core melt cooling device in the fourth embodiment together with the vertical cross section of the reactor containment vessel.

注入弁14には注入弁制御器36が接続されていて、注入弁制御器36には溶融炉心が落下する徴候を検出するセンサー37が接続されている。   An injection valve controller 36 is connected to the injection valve 14, and a sensor 37 is connected to the injection valve controller 36 for detecting a sign that the molten core falls.

注入弁14は、ペデスタル15の内圧などによって自動的に開くようにしてもよいが、本実施の形態では、注入弁制御器36によって注入弁14を開くようにしている。注入弁制御器36は、センサー37からの信号を受け取り、溶融炉心が落下する徴候があると判定したら、注入弁14を開き、溶融炉心冷却装置30に冷却水を供給する。   The injection valve 14 may be automatically opened by the internal pressure of the pedestal 15 or the like, but in the present embodiment, the injection valve controller 36 opens the injection valve 14. When the injection valve controller 36 receives the signal from the sensor 37 and determines that there is an indication that the molten core will fall, the injection valve controller 36 opens the injection valve 14 and supplies cooling water to the molten core cooling device 30.

センサー37として、たとえば、ペデスタル雰囲気温度を測定する温度計を用い、ペデスタル雰囲気温度が所定の温度を超えた場合に、制御装置36によって注入弁14を開くようにする。ペデスタル雰囲気温度の代わりに、原子炉圧力容器下部ヘッド3の温度を測定する温度計を用いて、その温度が所定の温度を超えた場合に注入弁14が開くようにしてもよい。   As the sensor 37, for example, a thermometer that measures the pedestal ambient temperature is used, and when the pedestal ambient temperature exceeds a predetermined temperature, the injection valve 14 is opened by the control device 36. Instead of the pedestal atmosphere temperature, a thermometer that measures the temperature of the reactor pressure vessel lower head 3 may be used so that the injection valve 14 opens when the temperature exceeds a predetermined temperature.

また、センサー37として、原子炉水位を検出する検出器を用いて、原子炉水位低の信号が所定の時間継続した場合に、制御装置36は溶融炉心が落下する徴候があると判定して、注入弁14を開くようにしてもよい。   In addition, using a detector for detecting the reactor water level as the sensor 37, when the low reactor water level signal continues for a predetermined time, the control device 36 determines that there is an indication that the molten core falls. The injection valve 14 may be opened.

さらに、これらのセンサー37を組み合わせて用いてもよい。   Further, these sensors 37 may be used in combination.

本実施の形態では、適切なセンサーによって溶融炉心が落下する徴候を検出して、溶融炉心冷却装置30に冷却水を供給できるため、溶融炉心が落下しても、すぐにコリウムを冷却できる。   In the present embodiment, the sign that the molten core falls can be detected by an appropriate sensor, and the cooling water can be supplied to the molten core cooling device 30, so that the corium can be cooled immediately even if the molten core falls.

[第5の実施の形態]
図8は、本発明に係る第5の実施の形態における、炉心溶融物冷却装置を原子炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。
[Fifth Embodiment]
FIG. 8 is an explanatory view showing a core melt cooling device together with a vertical section of a reactor containment vessel in a fifth embodiment according to the present invention.

本実施の形態では、注水配管8に、外部冷却水貯水槽38とつながった外部冷却水供給配管40が接続されている。外部冷却水供給配管40には、ポンプ37が挿入されている。また、ポンプ37には、ポンプ制御器39を接続する。   In the present embodiment, an external cooling water supply pipe 40 connected to the external cooling water reservoir 38 is connected to the water injection pipe 8. A pump 37 is inserted in the external cooling water supply pipe 40. A pump controller 39 is connected to the pump 37.

ポンプ制御器39は、溶融炉心が落下する徴候を検出した場合には、ポンプ37を起動して、外部冷却水貯水槽38から冷却水を炉心溶融物冷却装置30に供給する。これによって、ポンプ37を駆動するための外部電源が利用できる場合には、水槽5に貯えられた冷却水だけでなく、外部冷却水貯水槽38に貯えられた冷却水もコリウムの冷却に用いることができる。したがって、より速くコリウムを冷却することができるようになる。   When the pump controller 39 detects a sign that the molten core falls, the pump controller 39 starts the pump 37 and supplies cooling water from the external cooling water storage tank 38 to the core melt cooling device 30. Accordingly, when an external power source for driving the pump 37 is available, not only the cooling water stored in the water tank 5 but also the cooling water stored in the external cooling water storage tank 38 should be used for cooling the corium. Can do. Therefore, corium can be cooled more quickly.

なお、以上の説明は単なる例示であり、本発明は上述の各実施の形態に限定されず、様々な形態で実施することができる。また、上述の各実施の形態の特徴を組み合わせて実施することもできる。   The above description is merely an example, and the present invention is not limited to the above-described embodiments, and can be implemented in various forms. Moreover, it can also implement combining the characteristic of each above-mentioned embodiment.

本発明に係る第1の実施の形態における、ペデスタル床近傍の立断面図である。It is an elevation sectional view near the pedestal floor in a 1st embodiment concerning the present invention. 本発明に係る第1の実施の形態における、原子炉格納容器の立断面図である。It is an elevation sectional view of a nuclear reactor containment vessel in a 1st embodiment concerning the present invention. 本発明に係る第1の実施の形態における、給水チェンバーと水チャンネル集合体の平面図である。It is a top view of a water supply chamber and a water channel aggregate in a 1st embodiment concerning the present invention. 下向きの伝熱面の角度に対する沸騰限界熱流束の実験結果を示すグラフである。It is a graph which shows the experimental result of the boiling limit heat flux with respect to the angle of a downward heat-transfer surface. 本発明に係る第2の実施の形態における、水チャンネルの斜視図である。It is a perspective view of a water channel in a 2nd embodiment concerning the present invention. 本発明に係る第3の実施の形態における、ペデスタル床近傍の立断面図である。It is an elevation sectional view near the pedestal floor in a 3rd embodiment concerning the present invention. 本発明に係る第4の実施の形態における、炉心溶融物冷却装置を原子炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the core melt cooling device in 4th Embodiment which concerns on this invention with the standing cross section of a nuclear reactor containment vessel. 本発明に係る第5の実施の形態における、炉心溶融物冷却装置を原子炉格納容器の立断面とともに示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the core melt cooling device in 5th Embodiment based on this invention with the standing cross section of a nuclear reactor containment vessel.

符号の説明Explanation of symbols

1…原子炉圧力容器、2…原子炉格納容器、3…原子炉圧力容器下部ヘッド、4…サプレッションプール、5…水槽、6…格納容器冷却器、7…ペデスタル床、8…注水配管、9…循環配管、10…給水チェンバー、11…水チャンネル、12…耐熱材、13…コリウム(炉心溶融物)、14…注入弁、15…ペデスタル、21…下部入口部、22…上部出口部、24…ペデスタル側壁、25…冷却水流路、30…炉心溶融物冷却装置、31…水チャンネル集合体、36…制御装置、37…センサー、38…外部冷却水貯水槽、39…ポンプ、40…外部冷却水供給配管 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... Reactor containment vessel, 3 ... Reactor pressure vessel lower head, 4 ... Suppression pool, 5 ... Water tank, 6 ... Containment vessel cooler, 7 ... Pedestal floor, 8 ... Injection pipe, 9 DESCRIPTION OF SYMBOLS ... Circulation piping, 10 ... Water supply chamber, 11 ... Water channel, 12 ... Heat-resistant material, 13 ... Corium (core melt), 14 ... Injection valve, 15 ... Pedestal, 21 ... Lower inlet part, 22 ... Upper outlet part, 24 Pedestal side wall, 25 ... cooling water flow path, 30 ... core melt cooling device, 31 ... water channel assembly, 36 ... control device, 37 ... sensor, 38 ... external cooling water reservoir, 39 ... pump, 40 ... external cooling Water supply piping

Claims (16)

原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を受け止めて冷却する炉心溶融物冷却装置において、
前記原子炉容器の下方に設置された給水チェンバーと、
前記給水チェンバーに接続された開口である下部入口部および前記下部入口部よりも高い位置にある上方に開いた開口である上部出口部を備えて前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とするリング状の投影形状を持ち、前記給水チェンバーの冷却水が前記下部入口部から前記上部出口部に流れる水チャンネル集合体と、
前記水チャンネル集合体の上面に取り付けられた耐熱材と、
前記水チャンネル集合体の外側に設けられ、前記上部出口部からの冷却水を上方に開いた開口を備えて前記給水チェンバーに供給する循環配管と、
を有し、
前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かって半径方向に広がりながら上昇する互いに分離された複数の扇型の水チャンネルを放射状に配置して形成されている、
ことを特徴とする炉心溶融物冷却装置。
In the core melt cooling device that receives and cools the core melt generated when the core in the reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel,
A water supply chamber installed below the reactor vessel;
A lower inlet part that is an opening connected to the water supply chamber and an upper outlet part that is an upper opening that is higher than the lower inlet part, and a direction from the lower inlet part toward the upper outlet part. Chi lifting the ring-like projected shape whose radius direction, and the water channel assembly cooling water of the water supply chamber flows to the upper outlet from the lower inlet portion,
A heat-resistant material attached to the upper surface of the water channel assembly;
A circulation pipe that is provided outside the water channel assembly and that supplies cooling water from the upper outlet portion to the water supply chamber with an opening that opens upward;
Have
The water channel aggregate is formed by radially arranging a plurality of fan-shaped water channels separated from each other and rising while spreading radially from the lower inlet portion toward the upper outlet portion .
A core melt cooling device.
前記下部入口部から前記上部出口部に向かって前記水チャンネル集合体の水平に対する傾きが大きくなっていくことを特徴とする請求項1記載の炉心溶融物冷却装置。   The core melt cooling device according to claim 1, wherein an inclination of the water channel aggregate with respect to a horizontal direction increases from the lower inlet portion toward the upper outlet portion. 前記水チャンネル集合体の内壁には複数の凹凸が形成されていることを特徴とする請求項1または請求項2記載の炉心溶融物冷却装置。   The core melt cooling device according to claim 1, wherein a plurality of irregularities are formed on an inner wall of the water channel aggregate. 前記耐熱材は、金属酸化物および玄武岩系コンクリートのいずれかであることを特徴とする請求項1ないし請求項3いずれか記載の炉心溶融物冷却装置。   The core melt cooling device according to any one of claims 1 to 3, wherein the heat-resistant material is any one of a metal oxide and a basalt concrete. 前記耐熱材は、少なくとも金属酸化物層およびコンクリート層を備えたものであることを特徴とする請求項1ないし請求項3いずれか記載の炉心溶融物冷却装置。   4. The core melt cooling device according to claim 1, wherein the heat-resistant material includes at least a metal oxide layer and a concrete layer. 前記給水チェンバーに接続された注水配管と、
溶融炉心落下の徴候を検出する検出手段と、
前記検出手段が前記徴候を検出したら前記注水配管を介して前記給水チェンバーに冷却水を供給する冷却水供給手段と、
を有することを特徴とする請求項1ないし請求項5いずれか記載の炉心溶融物冷却装置。
A water injection pipe connected to the water supply chamber;
Detection means for detecting signs of melting core fall;
Cooling water supply means for supplying cooling water to the water supply chamber via the water injection pipe when the detection means detects the indication;
The core melt cooling device according to any one of claims 1 to 5, characterized by comprising:
前記冷却水供給手段は、
前記上部出口部よりも上方に位置している冷却水を貯える第1の水槽と、
前記注水配管の途中に挿入された注入弁と、
前記検出手段が前記徴候を検出したら前記注入弁を開放する、前記検出手段に接続された注入弁制御器と、
を有することを特徴とする請求項6記載の炉心溶融物冷却装置。
The cooling water supply means is
A first water tank for storing cooling water located above the upper outlet part;
An injection valve inserted in the middle of the water injection pipe;
An injection valve controller connected to the detection means for opening the injection valve when the detection means detects the indication;
The core melt cooling device according to claim 6, wherein
前記検出手段は、前記原子炉圧力容器の下方の雰囲気の温度を検出するものであって、
前記注入弁制御器は、前記原子炉圧力容器の下方の雰囲気の温度が所定の温度を越えた場合に前記注入弁を開放するものである
ことを特徴とする請求項7記載の炉心溶融物冷却装置。
The detection means detects the temperature of the atmosphere below the reactor pressure vessel,
The core melt cooling system according to claim 7, wherein the injection valve controller opens the injection valve when the temperature of the atmosphere below the reactor pressure vessel exceeds a predetermined temperature. apparatus.
前記検出手段は、前記原子炉圧力容器の下部ヘッドの温度を検出するものであって、
前記注入弁制御器は、前記下部ヘッドの温度が所定の温度を越えた場合に前記注入弁を開放するものである
ことを特徴とする請求項7記載の炉心溶融物冷却装置。
The detection means detects the temperature of the lower head of the reactor pressure vessel,
The core melt cooling device according to claim 7, wherein the injection valve controller opens the injection valve when the temperature of the lower head exceeds a predetermined temperature.
前記検出手段は、前記原子炉圧力容器の内部の水位を検出するものであって、
前記注入弁制御器は、前記水位が所定の水位を下回ったまま所定の時間が経過した場合に前記注入弁を開放するものであることを特徴とする請求項7記載の炉心溶融物冷却装置。
The detection means detects the water level inside the reactor pressure vessel,
8. The core melt cooling apparatus according to claim 7, wherein the injection valve controller opens the injection valve when a predetermined time elapses while the water level is below a predetermined water level.
前記冷却水供給手段は、
冷却水を貯える第2の水槽と、
前記第2の水槽から前記給水チェンバーに冷却水を送り出すポンプと、
前記検出手段が前記徴候を検出したら前記ポンプを起動する、前記検出手段に接続されたポンプ制御器と、
を有することを特徴とする請求項6記載の炉心溶融物冷却装置。
The cooling water supply means is
A second water tank for storing cooling water;
A pump for sending cooling water from the second water tank to the water supply chamber;
A pump controller connected to the detection means for activating the pump when the detection means detects the indication;
The core melt cooling device according to claim 6, wherein
原子炉容器と、
前記原子炉容器の下方に位置するペデスタル床と、
前記原子炉容器を支持する、前記ペデスタル床の周囲を囲む円筒面状のペデスタル側壁と、
前記ペデスタル床の上に設置された給水チェンバー、前記給水チェンバーに接続された開口である下部入口部および前記下部入口部よりも高い位置にある上方に開いた開口である上部出口部を備えて前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とするリング状の投影形状を持ち前記給水チェンバーの冷却水が前記下部入口部から前記上部出口部に流れる水チャンネル集合体、前記水チャンネル集合体の上面に取り付けられた耐熱材、および、前記水チャンネル集合体の外側に設けられ前記上部出口部からの冷却水を上方に開いた開口を備えて前記給水チェンバーに接続された循環配管、を具備し、前記原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を受け止めて冷却する炉心溶融物冷却装置と、
を有し、
前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かって半径方向に広がりながら上昇する互いに分離された複数の扇型の水チャンネルを放射状に配置して形成されている、
ことを特徴とする原子炉格納容器。
A reactor vessel;
A pedestal floor located below the reactor vessel;
Cylindrical pedestal side walls surrounding the pedestal floor that support the reactor vessel;
A water supply chamber installed on the pedestal floor, a lower inlet part that is an opening connected to the water supply chamber, and an upper outlet part that is an opening opened upward at a position higher than the lower inlet part. the upper outlet direction radial to the ring shaped the water channel assembly flowing in the upper outlet cooling water of the water supply chamber Chi lifting the projected shape from the lower inlet portion toward the from the lower inlet, the water channel A heat-resistant material attached to the upper surface of the aggregate, and a circulation pipe provided on the outside of the water channel aggregate and provided with an opening that opens upwardly from the upper outlet portion and is connected to the water supply chamber; A core melt cooling device that receives and cools the core melt generated when the core in the reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel ,
Have
The water channel aggregate is formed by radially arranging a plurality of fan-shaped water channels separated from each other and rising while spreading radially from the lower inlet portion toward the upper outlet portion .
A reactor containment vessel characterized by that.
原子炉容器内の炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を受け止めて冷却する炉心溶融物冷却装置の設置方法において、
前記原子炉容器の下方に位置するペデスタル床の上に給水チェンバーを配設する工程と、
前記給水チェンバーに接続された開口である下部入口部および前記下部入口部よりも高い位置にある上方に開いた開口である上部出口部を備えて前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とするリング状の投影形状を持つ水チャンネル集合体を設置し、前記水チャンネル集合体の上面に耐熱材を取り付ける水チャンネル集合体設置工程と、
前記水チャンネル集合体の外側に開口を備え、前記給水チェンバーに接続された循環配管を設置する工程と、
を有し、
前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かって半径方向に広がりながら上昇する互いに分離された複数の扇型の水チャンネルを放射状に配置して形成されている、
ことを特徴とする炉心溶融物冷却装置の設置方法。
In the installation method of the core melt cooling device for receiving and cooling the core melt generated when the core in the reactor vessel melts and penetrates the reactor vessel,
Disposing a water supply chamber on a pedestal floor located below the reactor vessel;
A lower inlet part that is an opening connected to the water supply chamber and an upper outlet part that is an upper opening that is higher than the lower inlet part, and a direction from the lower inlet part toward the upper outlet part. A water channel assembly installation step of installing a water channel assembly having a ring-shaped projection shape in the radial direction and attaching a heat-resistant material to the upper surface of the water channel assembly;
Providing an opening outside the water channel assembly and installing a circulation pipe connected to the water supply chamber;
Have
The water channel aggregate is formed by radially arranging a plurality of fan-shaped water channels separated from each other and rising while spreading radially from the lower inlet portion toward the upper outlet portion .
An installation method of a core melt cooling device characterized by the above.
前記水チャンネル集合体設置工程は、
ブロック状の耐熱材片を製造する工程と、
前記耐熱材片を前記水チャンネル集合体の上面に取り付ける工程と、
を有することを特徴とする請求項13記載の炉心溶融物冷却装置の設置方法。
The water channel assembly installation process includes:
Manufacturing a block-shaped heat-resistant material piece;
Attaching the heat-resistant material piece to the upper surface of the water channel assembly;
The method for installing a core melt cooling device according to claim 13, wherein:
前記水チャンネル集合体は、前記下部入口部から前記上部出口部に向かう方向を半径方向とする扇形の投影形状を持つ複数の水チャンネルをリング状の投影形状を持つように組み合わせたものであって、
前記水チャンネル集合体設置工程は、
それぞれの前記水チャンネルの上面に前記耐熱材を取り付ける工程と、
前記耐熱材が取り付けられた前記水チャンネルを組み合わせて水チャンネル集合体を組み立てる工程と、
を有することを特徴とする請求項13記載の炉心溶融物冷却装置の設置方法。
The water channel aggregate is a combination of a plurality of water channels having a fan-shaped projection shape having a radial direction from the lower inlet portion toward the upper outlet portion so as to have a ring-shaped projection shape. ,
The water channel assembly installation process includes:
Attaching the heat-resistant material to the upper surface of each of the water channels;
Assembling a water channel assembly by combining the water channels to which the heat-resistant material is attached;
The method for installing a core melt cooling device according to claim 13, wherein:
前記給水チェンバーに接続された注水配管と、
前記上部出口部よりも上方に位置している冷却水を貯える第1の水槽と、
前記注水配管の途中に挿入されて前記原子炉圧力容器の下方の空間内の圧力が所定の値を超えると開く注入弁と、
を有することを特徴とする請求項1ないし請求項5いずれか記載の炉心溶融物冷却装置。
A water injection pipe connected to the water supply chamber;
A first water tank for storing cooling water located above the upper outlet part;
An injection valve that is inserted in the middle of the water injection pipe and opens when the pressure in the space below the reactor pressure vessel exceeds a predetermined value;
The core melt cooling device according to any one of claims 1 to 5, characterized by comprising:
JP2006053660A 2006-02-22 2006-02-28 Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device Active JP4828963B2 (en)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2006053660A JP4828963B2 (en) 2006-02-28 2006-02-28 Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device
CN2007800064868A CN101390170B (en) 2006-02-22 2007-02-22 Core catcher
PCT/JP2007/000115 WO2007099698A1 (en) 2006-02-22 2007-02-22 Core catcher and its manufacturing method, and reactor container and its modifying method
EP07713497.1A EP1988551B1 (en) 2006-02-22 2007-02-22 Core catcher
US12/195,067 US8358732B2 (en) 2006-02-22 2008-08-20 Core catcher, manufacturing method thereof, reactor containment vessel and manufacturing method thereof

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2006053660A JP4828963B2 (en) 2006-02-28 2006-02-28 Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2007232529A JP2007232529A (en) 2007-09-13
JP4828963B2 true JP4828963B2 (en) 2011-11-30

Family

ID=38553253

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2006053660A Active JP4828963B2 (en) 2006-02-22 2006-02-28 Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP4828963B2 (en)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP4987681B2 (en) 2007-12-12 2012-07-25 株式会社東芝 Primary containment vessel and leak detection floor
JP2009257929A (en) * 2008-04-16 2009-11-05 Toshiba Corp Molten corium holding device, and reactor containment vessel
JP5703289B2 (en) 2010-03-29 2015-04-15 株式会社東芝 Retainer for core melt
JP2014185989A (en) * 2013-03-25 2014-10-02 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Core catcher
JP6171484B2 (en) * 2013-03-29 2017-08-02 セイコーエプソン株式会社 Image recording device
KR101600705B1 (en) * 2014-09-23 2016-03-07 한국과학기술원 A nuclear power plant comprising radioactive waste filtering device and a control method thereof
JP6313248B2 (en) * 2015-03-09 2018-04-18 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Primary containment vessel

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2676582B1 (en) * 1991-05-17 1993-09-10 Framatome Sa DEVICE FOR RECOVERING AND COOLING THE HEART OF A MELTING NUCLEAR REACTOR, FOLLOWING AN ACCIDENT.
JP3150451B2 (en) * 1992-10-20 2001-03-26 株式会社日立製作所 Reactor equipment
US5307390A (en) * 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
JPH07134193A (en) * 1993-11-12 1995-05-23 Toshiba Eng Co Ltd Cooling device for dry well
JPH09211166A (en) * 1996-02-02 1997-08-15 Toshiba Corp Reactor core catcher
WO1998012709A1 (en) * 1996-09-16 1998-03-26 Siemens Aktiengesellschaft Water displacer
US7558360B1 (en) * 2003-12-31 2009-07-07 General Electric Company Core catcher cooling

Also Published As

Publication number Publication date
JP2007232529A (en) 2007-09-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4987681B2 (en) Primary containment vessel and leak detection floor
JP4828963B2 (en) Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device
EP1988551B1 (en) Core catcher
JP4612558B2 (en) Core catcher and reactor containment
JP3554001B2 (en) Corium protective assembly
BR112017013046A2 (en) water-cooled and water-cooled nuclear reactor core melt confinement and cooling system
JP5306257B2 (en) Core melt cooling device and reactor containment vessel
JP5377064B2 (en) Core melt holding device and nuclear power plant
JP5582858B2 (en) Core melt holding structure
JP2011163829A (en) Corium cooling structure
JP2010271261A (en) Core melt holding device and containment vessel
US10497481B2 (en) Core catcher and boiling water nuclear plant using the same
JP2008139023A (en) Device for holding melt in reactor and reactor containment vessel
JP2011247584A (en) Reactor container
JP2008241657A (en) Reactor container
WO2013159439A1 (en) Retention apparatus for post-nuclear power plant incident molten material outside of generation iv reactor
JP2010038571A (en) Furnace-core melted product cooling device and furnace-core melted product cooling method
JP2012021877A (en) Core molten material holding device and containment vessel
JP6204823B2 (en) Core catcher
JP5941795B2 (en) Reactor pressure vessel cooling equipment and cooling method using reactor pressure vessel cooling equipment
JP2014157029A (en) Nuclear reactor system and nuclear reactor molten material retaining device
JP2013076675A (en) Passive cooling system for liquid metal cooling reactor
JP4031259B2 (en) Reactor containment cooling equipment
WO2013150750A1 (en) Structure for protecting penetrating part of reactor pressure vessel, and reactor
JP2011169744A (en) Device for holding of core molten material, and containment vessel

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20080502

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20100608

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20100722

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20101005

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20101201

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20110420

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20110823

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20110915

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140922

Year of fee payment: 3

R151 Written notification of patent or utility model registration

Ref document number: 4828963

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R151

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140922

Year of fee payment: 3