JP7182521B2 - Reactor system - Google Patents
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Description
本発明は、溶融燃料を含有する原子炉溶融物(燃料デブリ)を原子炉容器内で保持する原子炉溶融物保持装置を有する原子炉システムに関する。 TECHNICAL FIELD The present invention relates to a nuclear reactor system having a reactor melt holding apparatus for holding reactor melt (fuel debris) containing melted fuel in a reactor vessel.
原子炉システムにおいて、炉心部の除熱源喪失や原子炉容器の破損による冷却材喪失、冷却材流量の低下時や出力の上昇時のスクラム失敗事象を想定した場合、炉心部の燃料が溶融し、溶融燃料を含有する原子炉溶融物(燃料デブリ)が、原子炉容器の底部に落下する可能性がある。 In a nuclear reactor system, assuming a loss of heat removal source in the core, a loss of coolant due to damage to the reactor vessel, and a scram failure event when the coolant flow rate decreases or when the power increases, the fuel in the core melts, Reactor melts (fuel debris) containing molten fuel can fall to the bottom of the reactor vessel.
落下した燃料デブリが、原子炉容器の底部を熱的に損傷させ、放射性物質が原子炉容器外に放出されることを防止するため、原子炉容器の底部に落下する燃料デブリを原子炉容器内で保持する原子炉溶融物保持装置を有する原子炉システムが提案されている。 In order to prevent the falling fuel debris from thermally damaging the bottom of the reactor vessel and releasing radioactive materials outside the reactor vessel, the fuel debris that has fallen to the bottom of the reactor vessel is A nuclear reactor system has been proposed that has a reactor melt holding device that holds at the .
こうした本技術分野の背景技術として、特開2014-157029号公報(特許文献1)がある。 Japanese Patent Application Laid-Open No. 2014-157029 (Patent Document 1) is a background art of this technical field.
この特許文献1には、炉心部を収納し、原子炉冷却材を保持する原子炉容器と、事故時に炉心部の燃料が溶融して炉心部から落下する溶融燃料を保持する溶融燃料保持装置と、を備える原子炉システムが記載されている。そして、特許文献1には、原子炉容器の内部であって炉心部の下方に設置され、水平方向に広がる板状の受け皿部を有する溶融燃料保持装置が記載され、受け皿部は、複数の下方に突出する突出部を有すると共に上面内に凹部を有し、上下に貫通する貫通孔を有することが記載されている(要約参照)。 This Patent Document 1 describes a reactor vessel that houses a core and holds a reactor coolant, and a molten fuel holding device that holds melted fuel that melts in the core and falls from the core in the event of an accident. A nuclear reactor system comprising: Patent Document 1 describes a molten fuel holding device that is installed inside the reactor vessel and below the core, and has a plate-like receiving pan that spreads in the horizontal direction. It is described that it has a protruding part that protrudes upwards, a recess in the upper surface, and a through hole that penetrates vertically (see abstract).
特許文献1には、事故時に、炉心部から落下する溶融燃料を保持し、水平方向に広がる板状の受け皿部を有する溶融燃料保持装置を備える原子炉システムが記載されている。 Patent Literature 1 describes a nuclear reactor system provided with a molten fuel holding device that holds molten fuel falling from the core in the event of an accident and has a plate-shaped receiving pan extending horizontally.
しかし、特許文献1には、溶融燃料保持装置(原子炉溶融物保持装置)上に堆積する燃料デブリが、十分に冷却されず、原子炉溶融物保持装置が溶融し、燃料デブリが原子炉容器の底部に落下する可能性については記載されていない。 However, in Patent Document 1, the fuel debris deposited on the molten fuel holding device (reactor melt holding device) is not sufficiently cooled, the reactor melt holding device melts, and the fuel debris is released into the reactor vessel. There is no mention of the possibility of falling to the bottom of the
つまり、特許文献1に記載する原子炉システムでは、単位面積(一定面積)当たりに、落下する燃料デブリの体積(量)が大きく(多く)なる可能性があり、冷却可能な燃料デブリの堆積厚さを実現するためには、原子炉溶融物保持装置の径を大きくする必要があり、原子炉容器の大型化を招くなど、経済性を悪化させる可能性がある。 In other words, in the reactor system described in Patent Document 1, there is a possibility that the volume (amount) of fuel debris falling per unit area (fixed area) will be large (large), and the thickness of the fuel debris that can be cooled In order to achieve this, it is necessary to increase the diameter of the reactor melt holding device, which may lead to an increase in the size of the reactor vessel, which may worsen economic efficiency.
そこで、本発明は、原子炉溶融物保持装置の径を大きくすることなく、冷却効率の優れた原子炉溶融物保持装置を有する原子炉システムを提供する。 SUMMARY OF THE INVENTION Accordingly, the present invention provides a nuclear reactor system having a reactor melt holding device that is excellent in cooling efficiency without increasing the diameter of the reactor melt holding device.
上記課題を解決するため、本発明の原子炉システムは、冷却材が満たされる原子炉容器と、原子炉容器に設置され、制御棒が案内される複数本の制御棒案内管を有する炉心部と、炉心部から落下する原子炉溶融物を保持する原子炉溶融物保持装置と、を有し、原子炉溶融物保持装置は、原子炉容器の径方向に設置される複数個の原子炉溶融物保持容器を有し、複数個の原子炉溶融物保持容器は、隣り合う原子炉溶融物保持容器との間に、隙間を形成して、設置され、原子炉溶融物保持装置の外周に、複数の冷却材流入口が形成されるシュラウドを有することを特徴とする。 In order to solve the above problems, the nuclear reactor system of the present invention comprises a reactor vessel filled with a coolant, and a core portion installed in the reactor vessel and having a plurality of control rod guide tubes through which control rods are guided. and a reactor melt holding device for holding the reactor melt that falls from the core, wherein the reactor melt holding device includes a plurality of reactor melts installed in the radial direction of the reactor vessel. A plurality of reactor melt holding containers are installed with a gap between adjacent reactor melt holding containers . characterized by having a shroud in which a coolant inlet is formed .
本発明によれば、原子炉溶融物保持装置の径を大きくすることなく、冷却効率の優れた原子炉溶融物保持装置を有する原子炉システムを提供することができる。 According to the present invention, it is possible to provide a nuclear reactor system having a reactor melt holding device with excellent cooling efficiency without increasing the diameter of the reactor melt holding device.
なお、上記した以外の課題、構成及び効果は、下記する実施例の説明によって明らかにされる。 Problems, configurations, and effects other than those described above will be clarified by the following description of the embodiments.
以下、本発明の実施例を、図面を使用して説明する。なお、実質的に同一又は類似の構成には、同一の符号を付し、説明が重複する場合は、その説明を省略する場合がある。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. In addition, substantially the same or similar configurations are denoted by the same reference numerals, and the description may be omitted if the description is redundant.
まず、実施例1に記載する原子炉システムを説明する。 First, the nuclear reactor system described in Example 1 will be described.
図1は、実施例1に記載する原子炉システムを説明する立断面図である。 FIG. 1 is a cross-sectional elevational view illustrating the nuclear reactor system described in Example 1. FIG.
本実施例に記載する原子炉システムは、原子炉容器1と、原子炉容器1の中心部に炉心部2と、を有する。
The nuclear reactor system described in this embodiment has a reactor vessel 1 and a
炉心部2は、核分裂反応によって発熱し、出力制御装置3によって出力が制御される。原子炉容器1の内部は、ほぼ冷却材4によって満たされ、炉内構造物5を境界として、炉心上部がホットプール6となり、炉心下部がコールドプール7となる。
The
炉心部2によって加熱される冷却材4は、ホットプール6へ流入し、熱交換器8によって冷却され、コールドプール7へ流出する。コールドプール7の冷却材4は、ポンプ9によって、炉心部2の下部に設置される冷却材滞留部10を介して、炉心部2へ供給される。このように、冷却材4は、炉心部2、ホットプール6、熱交換器8、コールドプール7、ポンプ9、冷却材滞留部10、炉心部2を循環する。
Coolant 4 heated by
なお、熱交換器8には、ナトリウムが供給され、熱交換器8では、加熱される冷却材4と供給されるナトリウムとの間で熱交換される。
In addition, sodium is supplied to the
炉心部2には、制御棒が案内される複数本の制御棒案内管13が設置される。
A plurality of control
また、冷却材滞留部10の下方(炉心部2の下方)には、万が一の際に、炉心部2の燃料が溶融し、溶融燃料を含有する原子炉溶融物(燃料デブリ)が、炉心部2から原子炉容器1の底部に落下する場合に備え、原子炉容器1には、燃料デブリを保持(捕捉)する原子炉溶融物保持装置が設置される。
In addition, below the coolant retention part 10 (below the core part 2), in the unlikely event that the fuel in the
この原子炉溶融物保持装置は、原子炉容器1の径方向(水平方向)に設置される複数個の原子炉溶融物保持容器11を有する。
This reactor melt holding device has a plurality of reactor
なお、複数個の原子炉溶融物保持容器11は、隣り合う原子炉溶融物保持容器11との間に、隙間を形成して、設置される。この隙間を形成することによって、この隙間を冷却材4が流通(上昇)し、原子炉溶融物保持容器11の冷却効率が向上する。
A plurality of reactor
また、原子炉溶融物保持装置は、傘状構造物14を有する。この傘状構造物14は、原子炉溶融物保持容器11の上方であって、隣り合う原子炉溶融物保持容器11との間に、設置される。傘状構造物14によって、隙間を流通する冷却材4が原子炉溶融物保持容器11の上方に供給され、更に、原子炉溶融物保持容器11の冷却効率が向上する。また、傘状構造物14によって、隙間を落下する燃料デブリを捕捉し、原子炉容器1の底部に落下する燃料デブリを低減する。
The reactor melt holding apparatus also has an
なお、本実施例に記載する原子炉溶融物保持装置(原子炉溶融物保持容器11及び傘状構造物14)は、必ずしも落下する100%の燃料デブリを捕捉するものではない。数%の燃料デブリが原子炉容器1の底部に落下することは許容する。本実施例に記載する原子炉溶融物保持装置は、たとえ、数%の燃料デブリが原子炉容器1の底部に落下したとしても、拡散して堆積し、つまり、単位面積(一定面積)当たりに、堆積する燃料デブリの体積が大きくなることがなく、原子炉容器1の底部が損傷することはないとの知見に基づく。
Note that the reactor melt holding device (reactor
なお、熱交換器8からコールドプール7へ流出する冷却材4は、配管17を介して、コールドプール7へ流出する。この配管17の端部は、原子炉溶融物保持容器11の底部(下部)よりも下方に設置される。これにより、更に、原子炉溶融物保持容器11の冷却効率が向上する。
In addition, the
また、原子炉溶融物保持容器11は、その直径aよりも高さbが長いことが好ましい。これにより、更に、原子炉溶融物保持容器11の冷却効率が向上する。
In addition, it is preferable that the
また、原子炉溶融物保持容器11は、制御棒案内管13の真下(直下)に、それぞれ対応して、設置されることが好ましい。つまり、原子炉溶融物保持容器11を設置する位置は、制御棒案内管13の真下(直下)に対応する位置であることが好ましい。所定の一つの原子炉溶融物保持容器11に、所定の一つ(一束)の制御棒案内管13が対応する。これにより、落下する燃料デブリ(微粒化した燃料デブリ)を効率よく捕捉することができる。
Moreover, it is preferable that the reactor
また、原子炉溶融物保持容器11の底面(底部)を、半球状とすることが好ましい。これにより、原子炉溶融物保持容器11の周囲を上昇する冷却材4の圧力損失が低減され、冷却効率が向上する。また、原子炉溶融物保持容器11の熱応力が低減(緩和)される。
Further, it is preferable that the bottom surface (bottom portion) of the reactor
また、原子炉溶融物保持容器11には、それぞれに、例えば、取っ手のような、取り出すための構造が取り付けられることが好ましい。燃料デブリを、原子炉容器1から取り出す際に、原子炉溶融物保持容器11ごと、それぞれに原子炉容器1外へ取り出すことができる。
Moreover, it is preferable that each of the reactor
次に、実施例1に記載する原子炉システムであって、図1に示す第A-A線から見た場合を説明する。 Next, the nuclear reactor system described in the first embodiment, viewed from line AA shown in FIG. 1, will be described.
図2は、実施例1に記載する原子炉システムであって、図1に示す第A-A線から見た矢視断面図である。 FIG. 2 is a cross-sectional view of the nuclear reactor system described in Example 1, viewed from line AA shown in FIG.
本実施例に記載する原子炉システムは、複数個(本実施例では7個)の原子炉溶融物保持容器11が、原子炉容器1の水平方向に、千鳥状に、設置される。
In the nuclear reactor system described in this embodiment, a plurality of (seven in this embodiment) reactor
本実施例では、中心に1個、この1個の周囲に6個の原子炉溶融物保持容器11が、六角形構造に、設置される。
In this embodiment, one in the center and six reactor
また、この7個の原子炉溶融物保持容器11は、隣り合う原子炉溶融物保持容器11との間に、隙間を形成して、設置される。これにより、それぞれの原子炉溶融物保持容器11が、冷却材4と接触し、それぞれの原子炉溶融物保持容器11の冷却効率が向上する。
Moreover, these seven nuclear reactor molten
また、本実施例では、複数個(本実施例では6個)の傘状構造体14が設置される。この傘状構造体14は、隣り合う原子炉溶融物保持容器11との間に形成される隙間上に設置され、複数個(本実施例では3個)の原子炉溶融物保持容器11に跨るように設置される。これにより、隙間を流通する冷却材4を、効率よく原子炉溶融物保持容器11の上方に供給することができ、また、隙間を落下する燃料デブリも、効率よく捕捉することができ、隙間を落下する燃料デブリを低減することができる。
Also, in this embodiment, a plurality of (six in this embodiment) umbrella-shaped
なお、原子炉溶融物保持容器11の直径aは、制御棒案内管13の直径の2倍~3倍であることが好ましい。例えば、制御棒案内管13の直径が10cmである場合、原子炉溶融物保持容器11の直径aは20cm~30cmである。これにより、燃料デブリを効率よく捕捉することができる。
It should be noted that the diameter a of the
次に、実施例1に記載する原子炉システムであって、炉心部損傷時の原子炉システムを説明する。 Next, the nuclear reactor system described in the first embodiment, which is a nuclear reactor system at the time of core damage, will be described.
図3は、実施例1に記載する原子炉システムであって、炉心部損傷時の原子炉システムを説明する立断面図である。 FIG. 3 is a cross-sectional elevational view of the nuclear reactor system described in Example 1 and explaining the nuclear reactor system at the time of core damage.
ここで、万が一の場合であって、炉心部2が損傷した場合を想定する。
Here, it is assumed that the
炉心部2が損傷した場合、炉心部2の燃料が溶融し、溶融燃料を含有する燃料デブリ12が、冷却材滞留部10を貫通し、原子炉容器1の底部に落下する。この際、燃料デブリ12は、コールドプール7へ突き出して設置される制御棒案内管13から流出し、原子炉容器1の底部に落下する。この際、燃料デブリ12は、冷却材4との相互作用により、数mm程度(0.5mm~5.0mm程度)に微粒化する。
When the
本実施例では、こうした微粒化した燃料デブリ12を、原子炉容器1に設置される原子炉溶融物保持装置の原子炉溶融物保持容器11が捕捉する。
In this embodiment, such
複数個の原子炉溶融物保持容器11が、水平方向に設置され、隣り合う原子炉溶融物保持容器11との間に、隙間を形成されるため、この隙間を冷却材4が流通(上昇)し、燃料デブリ12を捕捉した原子炉溶融物保持容器11を効率よく冷却する。
A plurality of reactor
原子炉溶融物保持容器11によって加熱される冷却材4は、熱交換器8によって冷却され、原子炉溶融物保持容器11の底部(下部)に供給される。
The
こうすることにより、たとえ、ポンプ9が故障した場合であっても、原子炉溶融物保持容器11を冷却することができる。熱交換器8と原子炉溶融物保持容器11との高低差によって、自然循環力が発生するためである。
By doing so, even if the
このように、本実施例に記載する原子炉システムは、水平方向に複数個の原子炉溶融物保持容器11を設置し、隣り合う原子炉溶融物保持容器11との間に、隙間を形成する。これにより、この隙間を冷却材4の流路として使用することができ、それぞれの原子炉溶融物保持容器11の冷却面積が増大し、冷却可能な燃料デブリ12の堆積厚さが増大し、水平方向に小型な原子炉溶融物保持装置を提供することができる。そして、この原子炉溶融物保持装置は、高温の燃料デブリを安定的に保持し、冷却することができる。
Thus, in the reactor system described in this embodiment, a plurality of reactor
また、炉心部2が扁平ではない(広がりのない)小型の原子炉システムでは、単位面積(一定面積)当たりに、落下する燃料デブリの体積が大きいため、冷却可能な燃料デブリの堆積厚さとするためには、原子炉溶融物保持装置の径を大きくする必要があり、原子炉容器1の大型化を招くという課題がある。しかし、本実施例に記載する原子炉システムは、こうした課題を解決することができるため、特に、小型の原子炉システムには有効である。
In addition, in a small nuclear reactor system in which the
次に、実施例2に記載する原子炉システムを説明する。 Next, the nuclear reactor system described in Example 2 will be described.
図4は、実施例2に記載する原子炉システムを説明する立断面図である。 FIG. 4 is a cross-sectional elevational view for explaining the nuclear reactor system described in Example 2. FIG.
本実施例に記載する原子炉システムは、実施例1に記載する原子炉システムと比較して、更に、シュラウド16を有する。このように、シュラウド16を設置することによって、シュラウド16の内側は上昇流となり、シュラウド16の外側は下降流となり、原子炉溶融物保持容器11冷却効率が向上する。
The reactor system described in this example further has a
このシュラウド16は、その内部に原子炉溶融物保持装置を設置する。シュラウド16は、その下部が円柱状であり、その上部がその下方よりその上方が大きい開口を有する円錐状である。つまり、シュラウド16は、その下部が円柱状構造物からなり、その上部が円錐状構造物からなる。これにより、落下する燃料デブリ(微粒化した燃料デブリ)を効率よく捕捉することができる。
This
また、シュラウド16の外周には、複数の冷却材流入口15が形成される。冷却材4は、冷却材流入口15からシュラウド16の内部に流入し、シュラウド16の上部の開口からコールドプール7に流出する。
A plurality of
なお、冷却材流入口15は、原子炉溶融物保持容器11の底部(下部)よりも下方に設置される。これにより、更に、原子炉溶融物保持容器11の冷却効率が向上する。
The
また、シュラウド16の円錐状構造物は、傘状構造物14よりも上方に設置される。つまり、シュラウド16は、内部に設置される原子炉溶融物保持装置(傘状構造物14)よりも上部の領域が、上方に向けて直径が大きく形成される。これにより、落下する燃料デブリを、効率よく捕捉することができ、また、原子炉溶融物保持容器11の周辺部に落下する燃料デブリも捕捉することができる。
Also, the conical structure of the
なお、シュラウド16の円錐状構造物と配管17とは、干渉しないようにそれぞれを設置する位置を工夫して、設置する。
In addition, the conical structure of the
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために、詳細かつ具体的に、説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成要素を有するものに限定されない。また、ある実施例の構成要件の一部を、他の実施例の構成要素の一部に置き換えることが可能である。また、ある実施例の構成要件に他の実施例の構成要件を加えることも可能である。また、各実施例の構成要件の一部について、他の構成要素の一部を、追加、削除、置換をすることも可能である。 In addition, the present invention is not limited to the above-described embodiments, and includes various modifications. For example, the above-described embodiments have been described in detail and specificity in order to facilitate the understanding of the present invention, and are not necessarily limited to those having all the described components. Also, it is possible to replace part of the constituent elements of one embodiment with part of the constituent elements of another embodiment. It is also possible to add the constituent elements of another embodiment to the constituent elements of one embodiment. Moreover, it is also possible to add, delete, or replace a part of other constituent elements with respect to a part of the constituent elements of each embodiment.
1…原子炉容器
2…炉心部
3…出力制御装置
4…冷却材
5…炉内構造物
6…ホットプール
7…コールドプール
8…熱交換器
9…ポンプ
10…冷却材滞留部
11…原子炉溶融物保持容器
12…燃料デブリ
13…制御棒案内管
14…傘状構造物
15…冷却材流入口
16…シュラウド
17…配管
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...
Claims (7)
前記原子炉溶融物保持装置は、前記原子炉容器の径方向に設置される複数個の原子炉溶融物保持容器を有し、複数個の前記原子炉溶融物保持容器は、隣り合う前記原子炉溶融物保持容器との間に、隙間を形成して、設置され、
前記原子炉溶融物保持装置の外周に、複数の冷却材流入口が形成されるシュラウドを有することを特徴とする原子炉システム。 A reactor vessel filled with a coolant, a core portion installed in the reactor vessel and having a plurality of control rod guide tubes through which control rods are guided, and a reactor melt that falls from the core portion are held. a reactor melt holding device;
The reactor melt holding device has a plurality of reactor melt holding vessels installed in the radial direction of the reactor vessel, and the plurality of reactor melt holding vessels are adjacent to the reactor. It is installed with a gap formed between it and the melt holding container ,
A nuclear reactor system comprising a shroud in which a plurality of coolant inlets are formed on the periphery of the reactor melt holding device .
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Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR102649036B1 (en) * | 2022-03-14 | 2024-03-18 | 한국수력원자력 주식회사 | Small modular reactor cooling apparatus and cooling method |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2011169771A (en) | 2010-02-19 | 2011-09-01 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Structure of reactor core in fast-breeder reactor |
JP2014032130A (en) | 2012-08-06 | 2014-02-20 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Fast reactor vessel |
JP2014157029A (en) | 2013-02-14 | 2014-08-28 | Toshiba Corp | Nuclear reactor system and nuclear reactor molten material retaining device |
JP2017203757A (en) | 2016-05-13 | 2017-11-16 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | Reactor container vessel |
CN108053895A (en) | 2017-11-06 | 2018-05-18 | 中国核电工程有限公司 | It is a kind of to dispense the reactor core fusant capturing device for strengthening cooling |
JP2019053085A (en) | 2018-12-03 | 2019-04-04 | 株式会社東芝 | Fast neutron reactor and fast neutron nuclear reactor |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3964966A (en) * | 1975-08-25 | 1976-06-22 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Molten core retention assembly |
JPS5460682A (en) * | 1977-10-25 | 1979-05-16 | Toshiba Corp | Melted fuel containing device of reacor |
IT1228999B (en) * | 1989-04-13 | 1991-07-12 | Ente Naz Energia Elettrica | PROTECTION SYSTEM OF THE REACTOR CONTAINMENT BUILDING IN NUCLEAR POWER STATIONS. |
-
2019
- 2019-06-27 JP JP2019119312A patent/JP7182521B2/en active Active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2011169771A (en) | 2010-02-19 | 2011-09-01 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Structure of reactor core in fast-breeder reactor |
JP2014032130A (en) | 2012-08-06 | 2014-02-20 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Fast reactor vessel |
JP2014157029A (en) | 2013-02-14 | 2014-08-28 | Toshiba Corp | Nuclear reactor system and nuclear reactor molten material retaining device |
JP2017203757A (en) | 2016-05-13 | 2017-11-16 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | Reactor container vessel |
CN108053895A (en) | 2017-11-06 | 2018-05-18 | 中国核电工程有限公司 | It is a kind of to dispense the reactor core fusant capturing device for strengthening cooling |
JP2019053085A (en) | 2018-12-03 | 2019-04-04 | 株式会社東芝 | Fast neutron reactor and fast neutron nuclear reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2021004815A (en) | 2021-01-14 |
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