JPH02281190A - 原子炉格納構造物の安全冷却系 - Google Patents
原子炉格納構造物の安全冷却系Info
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- JPH02281190A JPH02281190A JP2064518A JP6451890A JPH02281190A JP H02281190 A JPH02281190 A JP H02281190A JP 2064518 A JP2064518 A JP 2064518A JP 6451890 A JP6451890 A JP 6451890A JP H02281190 A JPH02281190 A JP H02281190A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
発明の分野
本発明は、発電目的のために使用されている水冷型原子
炉プラントに関するものである。更に詳しく言えば、本
発明は過熱に原因する特定の種類の破壊的事故の処理に
関するものであって、かがる事故を処理するための改良
された安全機構から成っている。
炉プラントに関するものである。更に詳しく言えば、本
発明は過熱に原因する特定の種類の破壊的事故の処理に
関するものであって、かがる事故を処理するための改良
された安全機構から成っている。
発明の背景
原子力発電所およびそれらの運転に関連する環境条件お
よび安全条件についての国民および政府の関心の高まり
に応じて、この問題に関する広範な理論的研究および評
価が行われるようになってきた。かかる作業に際しては
、最悪の事故の経過（たとえば原子炉の炉心溶融）を表
わす仮想的な情況を幅広く考察することが必要となる場
合が多い しばしば考察されがっ研究されている仮想的な事故の１
つは、何らかの異常動作またはその他の原因によって生
じる原子炉内の冷却材喪失である。
よび安全条件についての国民および政府の関心の高まり
に応じて、この問題に関する広範な理論的研究および評
価が行われるようになってきた。かかる作業に際しては
、最悪の事故の経過（たとえば原子炉の炉心溶融）を表
わす仮想的な情況を幅広く考察することが必要となる場
合が多い しばしば考察されがっ研究されている仮想的な事故の１
つは、何らかの異常動作またはその他の原因によって生
じる原子炉内の冷却材喪失である。
原因が何であれ、核分裂反応中の核燃料に接触している
冷却材が失われると炉心の過熱が起こる。
冷却材が失われると炉心の過熱が起こる。
その場合には、過大な熱エネルギーを除去することによ
って炉心の過熱に対処しなければ、核燃料およびそれに
付随する炉心構成部品の溶融という極限状態が生じるこ
とがある。また、核分裂連鎖反応の停止後においても、
核燃料から無制御状態で発生し続ける崩壊熱が核燃料お
よびそれに付随する構成部品の溶融を生起もしくは持続
させることがあり得る。
って炉心の過熱に対処しなければ、核燃料およびそれに
付随する炉心構成部品の溶融という極限状態が生じるこ
とがある。また、核分裂連鎖反応の停止後においても、
核燃料から無制御状態で発生し続ける崩壊熱が核燃料お
よびそれに付随する構成部品の溶融を生起もしくは持続
させることがあり得る。
たとえば、万−大きな事故が起こった場合には、核分裂
連鎖反応が停止した後においても核燃料から崩壊熱が発
生し続けるため、炉心の冷却を行わなければそれの過熱
および溶融が起こるという仮定が設けられる。更にまた
、適切な対策が講じられなければ、溶融した炉心は原子
炉圧力容器の底部に落下し、そして最終的には崩壊熱に
よる炉心の過熱のために原子炉圧力容器の破損が起こる
こともあると考えられる。このように原子炉圧力容器の
底部が破損すると、過熱した溶融炉心は原子炉圧力容器
から落下し、そしてそれを包囲する格納構造物のコンク
リート床上に堆積することがある。かかる一連の出来事
が起こると、溶融した核燃料は原子炉格納構造物の漏れ
止めライナおよび構造用コンクリートに対する保護目的
のためコンクリート床上に配置された厚い保護コンクリ
ート層を攻撃することになる。理論的な研究に基づけば
、保護コンクリート層に対する攻撃によって発生したガ
スと、金属および水硬セメントコンクリートから成る格
納構造物の放射線による直接加熱との組合せにより、安
全構造物は恐らく数時間以内で破壊するものと考えられ
ている。
連鎖反応が停止した後においても核燃料から崩壊熱が発
生し続けるため、炉心の冷却を行わなければそれの過熱
および溶融が起こるという仮定が設けられる。更にまた
、適切な対策が講じられなければ、溶融した炉心は原子
炉圧力容器の底部に落下し、そして最終的には崩壊熱に
よる炉心の過熱のために原子炉圧力容器の破損が起こる
こともあると考えられる。このように原子炉圧力容器の
底部が破損すると、過熱した溶融炉心は原子炉圧力容器
から落下し、そしてそれを包囲する格納構造物のコンク
リート床上に堆積することがある。かかる一連の出来事
が起こると、溶融した核燃料は原子炉格納構造物の漏れ
止めライナおよび構造用コンクリートに対する保護目的
のためコンクリート床上に配置された厚い保護コンクリ
ート層を攻撃することになる。理論的な研究に基づけば
、保護コンクリート層に対する攻撃によって発生したガ
スと、金属および水硬セメントコンクリートから成る格
納構造物の放射線による直接加熱との組合せにより、安
全構造物は恐らく数時間以内で破壊するものと考えられ
ている。
このような仮想的な事故の経過およびそれに原因する格
納構造物の破壊を防止するなめ、様々な解決策が提唱さ
れてきた。その−例として、水スプレーを使用し、そし
て生じた蒸気をサプレッションプール中に導いて冷却す
るような系が知られている。しかしなから、かかる系は
溶融炉心またはそれの残骸および格納構造物に対するそ
れの攻撃に対処することを直接の目的とするものではな
い。
納構造物の破壊を防止するなめ、様々な解決策が提唱さ
れてきた。その−例として、水スプレーを使用し、そし
て生じた蒸気をサプレッションプール中に導いて冷却す
るような系が知られている。しかしなから、かかる系は
溶融炉心またはそれの残骸および格納構造物に対するそ
れの攻撃に対処することを直接の目的とするものではな
い。
発明の要約
本発明は、動力発生用の水冷型原子炉プラントにおいて
使用するための安全機構に関するものである。本発明に
従えば、冷却材喪失の結果として炉心の溶融が起こり、
それに伴って原子炉圧力容器の破損が生じて原子炉格納
構造物の健全性が脅かされるという最悪の事態に対処す
ることを直接の目的とする手段が提供される。本発明の
改良された安全機構は、原子炉圧力容器の破損を引起こ
した溶融炉心またはそれの残骸を冷却して格納構造物の
健全性を維持することを可能にする。
使用するための安全機構に関するものである。本発明に
従えば、冷却材喪失の結果として炉心の溶融が起こり、
それに伴って原子炉圧力容器の破損が生じて原子炉格納
構造物の健全性が脅かされるという最悪の事態に対処す
ることを直接の目的とする手段が提供される。本発明の
改良された安全機構は、原子炉圧力容器の破損を引起こ
した溶融炉心またはそれの残骸を冷却して格納構造物の
健全性を維持することを可能にする。
発明の目的
本発明の主たる目的は、原子炉プラントの安全性を高め
るための手段を提供することにある。
るための手段を提供することにある。
また、水冷型原子炉プラント用の改良された安全機構を
提供することも本発明の目的の１つである。
提供することも本発明の目的の１つである。
更にまた、原子炉内における炉心の溶融がもたらす破壊
的作用および危険を抑制するための手段を提供すること
も本発明の目的の１つである。
的作用および危険を抑制するための手段を提供すること
も本発明の目的の１つである。
更にまた、原子炉プラントにおいて炉心の溶融が起こっ
た場合に格納構造物の健全性を維持するための安全機構
を提供することも本発明の目的の１つである。
た場合に格納構造物の健全性を維持するための安全機構
を提供することも本発明の目的の１つである。
発明の詳細な説明
先ず第１図を見ると、発電用の蒸気を発生させるために
通例使用されているような水冷型原子炉プラント１０が
示されている。かがる原子炉プラント１０は格納構造物
１２を含んでいて、その内部には核分裂性の核燃料から
成る炉心１６を収容した原子炉圧力容器１４が配置され
ている。格納構造物１２は、核燃料および核分裂生成物
のごとき放射性物質を含む全ての危険な構成要素および
空間を完全に包囲するものであって、通例は鋼およびコ
ンクリートで作られている。格納構造物１２の主たる機
能は、全ての危険な物質（たとえば、密閉原子炉系から
漏れ出ることのある放射性物質）を囲いの中に閉込める
ことにある。
通例使用されているような水冷型原子炉プラント１０が
示されている。かがる原子炉プラント１０は格納構造物
１２を含んでいて、その内部には核分裂性の核燃料から
成る炉心１６を収容した原子炉圧力容器１４が配置され
ている。格納構造物１２は、核燃料および核分裂生成物
のごとき放射性物質を含む全ての危険な構成要素および
空間を完全に包囲するものであって、通例は鋼およびコ
ンクリートで作られている。格納構造物１２の主たる機
能は、全ての危険な物質（たとえば、密閉原子炉系から
漏れ出ることのある放射性物質）を囲いの中に閉込める
ことにある。
核分裂性の核燃料から成る炉心１６および冷却水を収容
した原子炉圧力容器１４は、格納構造物１２内のほぼ中
心部に配置されており、かつ格納構造物１２の床を成す
コンクリート製基部１８の上方において支持構造物２２
により支持されている。原子炉プラント１０のこのよう
な構成に基づき、圧力容器１４の直下には開放空間２２
が形成されている。格納構造物１２が破壊されないよう
にするため、基部１８上には保護コンクリート層１５が
配置されている。
した原子炉圧力容器１４は、格納構造物１２内のほぼ中
心部に配置されており、かつ格納構造物１２の床を成す
コンクリート製基部１８の上方において支持構造物２２
により支持されている。原子炉プラント１０のこのよう
な構成に基づき、圧力容器１４の直下には開放空間２２
が形成されている。格納構造物１２が破壊されないよう
にするため、基部１８上には保護コンクリート層１５が
配置されている。
典型的な水冷型原子炉プラント１０の格納構造物１２は
、各種の日常運転機能または安全機能を一 果たすように設計された複数の区画室に区分されている
のが普通である。たとえば、蒸気発生用の水冷型原子炉
プラントはサプレッションプール室２４を有しているが
、これは原子炉の加圧系から漏れ出た高圧の蒸気を冷却
して凝縮させるために使用される比較的多量の冷却水の
供給を主たる目的とするものである。
、各種の日常運転機能または安全機能を一 果たすように設計された複数の区画室に区分されている
のが普通である。たとえば、蒸気発生用の水冷型原子炉
プラントはサプレッションプール室２４を有しているが
、これは原子炉の加圧系から漏れ出た高圧の蒸気を冷却
して凝縮させるために使用される比較的多量の冷却水の
供給を主たる目的とするものである。
通常の原子炉プラント構造においては、はぼ中心部に配
置された圧力容器１４を実質的に取巻くような少なくと
も部分的に環状のサプレッションプール室２４が設けら
れている。かかるサプレッションプール室２４は、格納
構造物１２の基部１８から上方に伸びる圧力容器用支持
構造物２０を構成する実質的に円形の壁によって規定さ
れることが好ましい。その場合には、格納構造物の側壁
２８と支持構造物２０の円形の壁との間にサプレッショ
ンプール室２４が形成されることになる。
置された圧力容器１４を実質的に取巻くような少なくと
も部分的に環状のサプレッションプール室２４が設けら
れている。かかるサプレッションプール室２４は、格納
構造物１２の基部１８から上方に伸びる圧力容器用支持
構造物２０を構成する実質的に円形の壁によって規定さ
れることが好ましい。その場合には、格納構造物の側壁
２８と支持構造物２０の円形の壁との間にサプレッショ
ンプール室２４が形成されることになる。
かかるサプレッションプール室２４は、中心部に配置さ
れた圧力容器１４を実質的に取巻いていることが好まし
く、また所望ならば隔壁２６によって２つ以上の区画室
に分割することもできる。
れた圧力容器１４を実質的に取巻いていることが好まし
く、また所望ならば隔壁２６によって２つ以上の区画室
に分割することもできる。
こうして形成された区画室は、第１図に示されるごとく
、主たるサプレッションプール室２４から分離されなか
らも、複数の開口３ｏを通してそれと連通している。そ
の結果、サプレッションプール中における高圧蒸気の凝
縮に原因する激しい沸騰作用はサプレッションプール室
２４内のみに効果的に隔離されることになる。
、主たるサプレッションプール室２４から分離されなか
らも、複数の開口３ｏを通してそれと連通している。そ
の結果、サプレッションプール中における高圧蒸気の凝
縮に原因する激しい沸騰作用はサプレッションプール室
２４内のみに効果的に隔離されることになる。
前述のごとき仮定に基づけば、最悪の事態をもたらすよ
うな特定の一連の出来事が発生すると過熱のために核燃
料の溶融が起こり、そしてそれに適切に対処しなければ
圧力容器の破損が生じることがある。その結果、溶融し
た核燃料および（恐らくは）それに付随する炉心構成部
品から成る炉心残骸３２が、格納構造物１２を保護する
ため圧力容器１４の直下の開放空間２２内に配置された
保護コンクリート層１５上に堆積することになる。
うな特定の一連の出来事が発生すると過熱のために核燃
料の溶融が起こり、そしてそれに適切に対処しなければ
圧力容器の破損が生じることがある。その結果、溶融し
た核燃料および（恐らくは）それに付随する炉心構成部
品から成る炉心残骸３２が、格納構造物１２を保護する
ため圧力容器１４の直下の開放空間２２内に配置された
保護コンクリート層１５上に堆積することになる。
やはり前述の通り、溶融した酸化ウラン核燃料およびそ
の他の炉心構成部品がコンクリートに作用することによ
って生じるガスと、放射線による格納構造物の直接加熱
との組合せにより、数時間以内に格納構造物の破壊が起
こるものと考えられる。
の他の炉心構成部品がコンクリートに作用することによ
って生じるガスと、放射線による格納構造物の直接加熱
との組合せにより、数時間以内に格納構造物の破壊が起
こるものと考えられる。
このような格納構造物の破壊の結果として、放射線また
は放射性物質が大気中に漏れ出るという危険が生じる可
能性があるわけである。
は放射性物質が大気中に漏れ出るという危険が生じる可
能性があるわけである。
本発明に従えば、圧力容器から脱出した炉心残骸を冷却
することにより、少なくとも格納構造物の構造破壊とい
う点に関してはががる炉心残骸を比較的無害なものにす
るための手段が提供される。
することにより、少なくとも格納構造物の構造破壊とい
う点に関してはががる炉心残骸を比較的無害なものにす
るための手段が提供される。
第１図に示されるごとく、たとえばパイプから成る少な
くとも１個の流体ダクト３４を設けることにより、十分
な量の給水源として役立つサプレッションプール室２４
と圧力容器１４の直下の開放空間２２との間を連通させ
ることが可能になっている。流体ダクト３４には、重力
の作用下でサプレッションプール室２４から開放空間２
２内に流れ込む水の流量を調整するための流量制御弁３
６が装備されている。その結果、流体ダクト３４の流量
制御弁３６が開放されると、圧力容器１４の直下の開放
空間２２はサプレッションプール室２４からの水で満た
されることになる。このようにして溶融した核燃料から
成る高温の炉心残骸３２が水中に沈められることにより
、炉心残骸３２は冷却され、そして保護コンクリート層
１５および格納構造物１２に対するそれの有害な作用は
排除されるのである。更にまた、炉心残骸３２からの熱
エネルギーは周゛囲の水を加熱して蒸発させることによ
って除去され、かつそれによって生じた蒸気はサプレッ
ションプール中に運ばれて冷却される結果、炉心残骸３
２をより低温の状態に維持することも可能となる。
くとも１個の流体ダクト３４を設けることにより、十分
な量の給水源として役立つサプレッションプール室２４
と圧力容器１４の直下の開放空間２２との間を連通させ
ることが可能になっている。流体ダクト３４には、重力
の作用下でサプレッションプール室２４から開放空間２
２内に流れ込む水の流量を調整するための流量制御弁３
６が装備されている。その結果、流体ダクト３４の流量
制御弁３６が開放されると、圧力容器１４の直下の開放
空間２２はサプレッションプール室２４からの水で満た
されることになる。このようにして溶融した核燃料から
成る高温の炉心残骸３２が水中に沈められることにより
、炉心残骸３２は冷却され、そして保護コンクリート層
１５および格納構造物１２に対するそれの有害な作用は
排除されるのである。更にまた、炉心残骸３２からの熱
エネルギーは周゛囲の水を加熱して蒸発させることによ
って除去され、かつそれによって生じた蒸気はサプレッ
ションプール中に運ばれて冷却される結果、炉心残骸３
２をより低温の状態に維持することも可能となる。
流体ダクト３４の流量制御弁３６は、適宜に配置された
感知器（たとえば、環境温度またはその他の条件を測定
するため圧力容器１４の直下の開放空間２２内に配置さ
れた計器）３８に応答して自動的に作動することもでき
るし、あるいは手動によって作動することもできる。か
がる流量制御弁３６の作動は、格納構造物の内部におい
て行うこともできるし、あるいは格納構造物の外部から
遠隔的に行うこともできる。丈な、環境温度に応答して
直接に開放されるように流量制御弁３６を設計すること
もできる。更にまた、内部が破壊された場合にも有効性
を維持するため、電源または水圧源のごとき弁作動機構
４０を格納構造物の外部に配置することもできる。
感知器（たとえば、環境温度またはその他の条件を測定
するため圧力容器１４の直下の開放空間２２内に配置さ
れた計器）３８に応答して自動的に作動することもでき
るし、あるいは手動によって作動することもできる。か
がる流量制御弁３６の作動は、格納構造物の内部におい
て行うこともできるし、あるいは格納構造物の外部から
遠隔的に行うこともできる。丈な、環境温度に応答して
直接に開放されるように流量制御弁３６を設計すること
もできる。更にまた、内部が破壊された場合にも有効性
を維持するため、電源または水圧源のごとき弁作動機構
４０を格納構造物の外部に配置することもできる。
本発明の改良された安全機構によれば、原子炉プラント
の他の安全装置が動作するか否かにがかわらず、圧力容
器の破損によって放出された高温の溶融炉心残骸を冷却
するため圧力容器の直下の開放空間を確実に水で満たす
ことができる。その結果、コンクリートに対する攻撃お
よびそれに伴うガスの発生が防止されるため、格納構造
物の健全性が長期にわたって確保されるのである。
の他の安全装置が動作するか否かにがかわらず、圧力容
器の破損によって放出された高温の溶融炉心残骸を冷却
するため圧力容器の直下の開放空間を確実に水で満たす
ことができる。その結果、コンクリートに対する攻撃お
よびそれに伴うガスの発生が防止されるため、格納構造
物の健全性が長期にわたって確保されるのである。
次の第２図には、本発明の一層簡略化された実施の態様
が示されている。この実施の態様に従えば、圧力容器の
直下の開放空間をそれに隣接した任意の給水源（たとえ
ば、開放空間を実質的に取巻くサプレッションプール室
２４）からの水で満たすための手段が提供されることに
なる。
が示されている。この実施の態様に従えば、圧力容器の
直下の開放空間をそれに隣接した任意の給水源（たとえ
ば、開放空間を実質的に取巻くサプレッションプール室
２４）からの水で満たすための手段が提供されることに
なる。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明の実施の一態様に基づく原子炉プラント
の縦断面図、そして第２図は本発明の別の実施の態様に
基づく原子炉プラントの部分縦断面図である。 図中、１０は原子炉プラント、１２は格納構造物、１４
は原子炉圧力容器、１６は炉心、１８は基部、２０は支
持構造物、２２は開放空間、２４はサプレッションプー
ル室、２６は隔壁、２８は側壁、３０は開口、３２は炉
心残骸、３４は流体ダクト、３６は流量制御弁、３８は
感知器、そして４０は弁作動機構を表わす。
の縦断面図、そして第２図は本発明の別の実施の態様に
基づく原子炉プラントの部分縦断面図である。 図中、１０は原子炉プラント、１２は格納構造物、１４
は原子炉圧力容器、１６は炉心、１８は基部、２０は支
持構造物、２２は開放空間、２４はサプレッションプー
ル室、２６は隔壁、２８は側壁、３０は開口、３２は炉
心残骸、３４は流体ダクト、３６は流量制御弁、３８は
感知器、そして４０は弁作動機構を表わす。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、核分裂性の核燃料から成る炉心を少なくとも部分的
に冷却水中に沈められた状態で収容する原子炉圧力容器
と、核燃料および冷却水を収容した前記圧力容器を完全
に包囲する格納構造物とから構成されていて、前記核燃
料および核分裂生成物を外部環境から隔離するため前記
圧力容器および前記格納構造物の下方には水硬セメント
コンクリート製の基部が設けられており、前記圧力容器
は前記格納構造物内のほぼ中心部に配置されかつ前記基
部の上方に支持されている結果として前記圧力容器の直
下には開放空間が形成されており、前記格納構造物とそ
れのほぼ中心部に配置された前記圧力容器との間におい
て前記格納構造物の前記基部から上方に伸びる実質的に
円形の壁が設けられていることによって前記格納構造物
と前記壁との間には前記圧力容器の直下の前記開放空間
を少なくとも部分的に取巻くような水の入った環状のサ
プレッションプール室が形成されており、また流量制御
弁を具備しかつ前記サプレッションプール室と前記圧力
容器の直下の前記開放空間との間を連通させるために役
立つ少なくとも１個の流体ダクトが設けられていること
によって前記開放空間内に放出された炉心残骸を冷却す
るために前記開放空間を水で満たし得ることを特徴とす
る、改良された安全機構を有する水冷型原子炉プラント
。 ２、前記流量制御弁が遠隔的に作動される請求項１記載
の水冷型原子炉プラント。 ３、前記流量制御弁が感知器に応答して作動される請求
項１記載の水冷型原子炉プラント。 ４、前記流量制御弁が環境温度に応答して作動される請
求項１記載の水冷型原子炉プラント。 ５、核分裂性の核燃料から成る炉心を少なくとも部分的
に冷却水中に沈められた状態で収容する原子炉圧力容器
と、核燃料および冷却水を収容した前記圧力容器を完全
に包囲しかつ側壁および屋根を有する格納構造物とから
構成されていて、前記核燃料および核分裂生成物を外部
環境から隔離するため前記圧力容器および前記格納構造
物の下方には水硬セメントコンクリート製の基部が設け
られており、前記圧力容器は前記格納構造物内のほぼ中
心部に配置されかつ前記基部の上方に支持されている結
果として前記圧力容器の直下には開放空間が形成されて
おり、前記格納構造物の側壁とそれのほぼ中心部に配置
された前記圧力容器との間において前記格納構造物の前
記基部から上方に伸びる実質的に円形の壁が設けられて
いることによつて前記圧力容器の直下の前記開放空間を
少なくとも部分的に取巻くような水の入った環状のサプ
レッションプール室が形成されており、またそれぞれに
流量制御弁を具備しかつ前記サプレッションプール室と
前記圧力容器の直下の前記開放空間との間を連通させる
ために役立つ複数の流体ダクトが設けられていることに
より、前記流量制御弁を開放した際には前記圧力容器の
直下の前記開放空間内において前記格納構造物の前記基
部上に放出された炉心残骸を冷却するために前記開放空
間を水で満たし得ることを特徴とする、改良された安全
機構を有する水冷型原子炉プラント。 ６、前記流量制御弁が遠隔的に作動される請求項５記載
の水冷型原子炉プラント。 ７、前記流量制御弁が感知器に応答して作動される請求
項５記載の水冷型原子炉プラント。 ８、前記流量制御弁が環境温度に応答して作動される請
求項５記載の水冷型原子炉プラント。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US32897289A | 1989-03-27 | 1989-03-27 | |
| US328,972 | 1989-03-27 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02281190A true JPH02281190A (ja) | 1990-11-16 |
Family
ID=23283281
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2064518A Pending JPH02281190A (ja) | 1989-03-27 | 1990-03-16 | 原子炉格納構造物の安全冷却系 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0390486A3 (ja) |
| JP (1) | JPH02281190A (ja) |
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| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
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-
1990
- 1990-03-16 JP JP2064518A patent/JPH02281190A/ja active Pending
- 1990-03-27 EP EP19900303235 patent/EP0390486A3/en not_active Withdrawn
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0390486A3 (en) | 1991-01-09 |
| EP0390486A2 (en) | 1990-10-03 |
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