JPH055795A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH055795A JPH055795A JP3158225A JP15822591A JPH055795A JP H055795 A JPH055795 A JP H055795A JP 3158225 A JP3158225 A JP 3158225A JP 15822591 A JP15822591 A JP 15822591A JP H055795 A JPH055795 A JP H055795A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pedestal
- vessel
- containment vessel
- wall
- floor
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】ペデスタルを含む原子炉格納容器内の耐熱性を
向上して、想定した苛酷事故の炉心溶融時においても原
子炉格納容器の機能の健全性を維持できる原子炉格納容
器を提供する。 【構成】ペデスタル上に据付けた原子炉圧力容器を収容
した原子炉格納容器で、前記ペデスタルの内壁、床及び
外壁の下部と、原子炉格納容器内の床及び内壁の下部に
耐熱材を布設する。さらにペデスタルに設けた開口部に
これを閉塞する耐熱材を布設した堰を設ける。
向上して、想定した苛酷事故の炉心溶融時においても原
子炉格納容器の機能の健全性を維持できる原子炉格納容
器を提供する。 【構成】ペデスタル上に据付けた原子炉圧力容器を収容
した原子炉格納容器で、前記ペデスタルの内壁、床及び
外壁の下部と、原子炉格納容器内の床及び内壁の下部に
耐熱材を布設する。さらにペデスタルに設けた開口部に
これを閉塞する耐熱材を布設した堰を設ける。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所の工学的安
全施設に含まれる原子炉格納容器に係り、特に苛酷事故
の炉心溶融発生時に原子炉格納容器内の損傷を防止し
て、その機能を維持する原子炉格納容器に関する。
全施設に含まれる原子炉格納容器に係り、特に苛酷事故
の炉心溶融発生時に原子炉格納容器内の損傷を防止し
て、その機能を維持する原子炉格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電所に設けられている原子炉格
納容器は、万一原子炉において事故が発生した時に原子
炉を外界と隔離して、放射能が外部に漏洩しないように
設置されている。従って原子炉格納容器は事故時に想定
される内部圧力や過度条件に晒されても放射能を閉込め
る機能が損なわれないように設計されている。
納容器は、万一原子炉において事故が発生した時に原子
炉を外界と隔離して、放射能が外部に漏洩しないように
設置されている。従って原子炉格納容器は事故時に想定
される内部圧力や過度条件に晒されても放射能を閉込め
る機能が損なわれないように設計されている。
【０００３】図５は沸騰水型原子炉の概要構造縦断面図
で、Ｍａｒｋ−１型を例に示す。炉心を内蔵した原子炉
圧力容器１は鋼鉄製の原子炉格納容器２内に収容され、
コンクリート製のペデスタル３上に据付けられている。
原子炉圧力容器１の下部でペデスタル３内の空間はペデ
スタルキャビティ４になっており、ここの床５にはドレ
ンサンプ６が設けられている。
で、Ｍａｒｋ−１型を例に示す。炉心を内蔵した原子炉
圧力容器１は鋼鉄製の原子炉格納容器２内に収容され、
コンクリート製のペデスタル３上に据付けられている。
原子炉圧力容器１の下部でペデスタル３内の空間はペデ
スタルキャビティ４になっており、ここの床５にはドレ
ンサンプ６が設けられている。
【０００４】またペデスタル３の外部の原子炉格納容器
２内はドライウェル７が形成されていて、ここの床８は
前記ペデスタルキャビティ４の床５と同じレベルで、床
５と同様にドレンサンプ６が設けられている。さらに原
子炉格納容器２の外周には環状のサプレッションチェン
バ９が設置してあり、内部にプール水10が貯溜されてい
て、ドライウェル７とはベント管11を介して連通してい
る。なお、ペデスタル３の下部にはドライウェル８より
ペデスタルキャビティ４に出入するための開口部12が設
けられて構成されている。しかしながら従来の沸騰水型
原子炉の原子炉格納容器２については、必ずしも極端な
苛酷事故を想定して、これを完全に収束する設計はなさ
れていなかった。
２内はドライウェル７が形成されていて、ここの床８は
前記ペデスタルキャビティ４の床５と同じレベルで、床
５と同様にドレンサンプ６が設けられている。さらに原
子炉格納容器２の外周には環状のサプレッションチェン
バ９が設置してあり、内部にプール水10が貯溜されてい
て、ドライウェル７とはベント管11を介して連通してい
る。なお、ペデスタル３の下部にはドライウェル８より
ペデスタルキャビティ４に出入するための開口部12が設
けられて構成されている。しかしながら従来の沸騰水型
原子炉の原子炉格納容器２については、必ずしも極端な
苛酷事故を想定して、これを完全に収束する設計はなさ
れていなかった。
【０００５】通常苛酷事故は、過渡事象または配管破断
を起因とした種々の安全系等の作動に失敗した場合に発
生することが想定される。しかし炉心損傷に至るような
場合は、下記３種類の安全機能のどれかが喪失（作動失
敗）した場合に初めて発生すると考えられている。 （１）原子炉の反応度停止。 （２）炉心冷却。 （３）崩壊熱除去。 万一上記の原因によって炉心が損傷し、さらにこれが進
行すると炉心が溶融して炉心溶融物が原子炉圧力容器１
の下部プレナムを貫通し、ペデスタルキャビティ４内に
落下する。このペデスタルキャビティ４においては炉心
溶融物の拡散を一時的、かつ部分的に抑制する一応の機
能は有している。
を起因とした種々の安全系等の作動に失敗した場合に発
生することが想定される。しかし炉心損傷に至るような
場合は、下記３種類の安全機能のどれかが喪失（作動失
敗）した場合に初めて発生すると考えられている。 （１）原子炉の反応度停止。 （２）炉心冷却。 （３）崩壊熱除去。 万一上記の原因によって炉心が損傷し、さらにこれが進
行すると炉心が溶融して炉心溶融物が原子炉圧力容器１
の下部プレナムを貫通し、ペデスタルキャビティ４内に
落下する。このペデスタルキャビティ４においては炉心
溶融物の拡散を一時的、かつ部分的に抑制する一応の機
能は有している。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】炉心溶融物の温度は約
２５００°Ｋの高温に達するので、これがペデスタルキ
ャビティ４に長時間あるいは多量に落下すると、通常ペ
デスタルキャビティ４の床５及びドライウェル７の床８
はコンクリート製であるため、落下した炉心溶融物はコ
ンクリートと反応してペデスタルキャビティ４の床５及
びペデスタル３を破壊し、原子炉圧力容器１の基礎台と
しての機能を喪失させるに至ると共に、この反応による
発生ガスあるいは高熱のためにドライウェル７内の雰囲
気の温度が高くなり圧力を上昇させる。さらにペデスタ
ル３の下部に設けた開口部12から炉心溶融物が流出する
事態になると、これがドライウェル７の床８を流れ、原
子炉格納容器２の内壁に接触してドライウェル７の床８
及び原子炉格納容器２までも溶融破損させることにな
る。この状態になると原子炉格納容器２の有する放射能
を閉込める機能の健全性がおびやかされるという問題が
ある。
２５００°Ｋの高温に達するので、これがペデスタルキ
ャビティ４に長時間あるいは多量に落下すると、通常ペ
デスタルキャビティ４の床５及びドライウェル７の床８
はコンクリート製であるため、落下した炉心溶融物はコ
ンクリートと反応してペデスタルキャビティ４の床５及
びペデスタル３を破壊し、原子炉圧力容器１の基礎台と
しての機能を喪失させるに至ると共に、この反応による
発生ガスあるいは高熱のためにドライウェル７内の雰囲
気の温度が高くなり圧力を上昇させる。さらにペデスタ
ル３の下部に設けた開口部12から炉心溶融物が流出する
事態になると、これがドライウェル７の床８を流れ、原
子炉格納容器２の内壁に接触してドライウェル７の床８
及び原子炉格納容器２までも溶融破損させることにな
る。この状態になると原子炉格納容器２の有する放射能
を閉込める機能の健全性がおびやかされるという問題が
ある。
【０００７】本発明の目的とするところは、ペデスタル
を含む原子炉格納容器内の耐熱性を向上して、想定した
苛酷事故の炉心溶融時においても原子炉格納容器の機能
の健全性を維持できる原子炉格納容器を提供することに
ある。
を含む原子炉格納容器内の耐熱性を向上して、想定した
苛酷事故の炉心溶融時においても原子炉格納容器の機能
の健全性を維持できる原子炉格納容器を提供することに
ある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】ペデスタル上に据付けた
原子炉圧力容器を収容した原子炉格納容器で、前記ペデ
スタルの内壁、床及び外壁の下部と、原子炉格納容器内
の床及び内壁の下部に耐熱材を布設する。さらにペデス
タルに設けた開口部にこれを閉塞する耐熱材を布設した
堰を設ける。
原子炉圧力容器を収容した原子炉格納容器で、前記ペデ
スタルの内壁、床及び外壁の下部と、原子炉格納容器内
の床及び内壁の下部に耐熱材を布設する。さらにペデス
タルに設けた開口部にこれを閉塞する耐熱材を布設した
堰を設ける。
【０００９】
【作用】万一炉心が溶融する事態になっても、原子炉圧
力容器から落下した炉心溶融物はペデスタル内に止ま
り、かつペデスタルと原子炉格納容器及びこれらの床は
いずれも耐熱材により高温の炉心溶融物より保護されて
いるので損傷することなく、ペデスタルを含めた原子炉
格納容器の機能が維持されて事故の拡大を阻止する。
力容器から落下した炉心溶融物はペデスタル内に止ま
り、かつペデスタルと原子炉格納容器及びこれらの床は
いずれも耐熱材により高温の炉心溶融物より保護されて
いるので損傷することなく、ペデスタルを含めた原子炉
格納容器の機能が維持されて事故の拡大を阻止する。
【００１０】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明は省略する。図１は沸騰水
型原子炉の概要構造縦断面図で、炉心を収納した原子炉
圧力容器１は鋼鉄製の原子炉格納容器２内に収容され、
コンクリート製のペデスタル３上に据付けられている。
このペデスタル３の下部にはペデスタルキャビティ４に
出入するための開口部12が設けてあり、床５にはドレン
サンプ６が設けられていて、原子炉圧力容器１の下の空
間にペデスタルキャビティ４が、またペデスタル３の外
部で原子炉格納容器２内にはドライウェル７が形成され
ている。なお、前記原子炉格納容器２内の床８にもドレ
ンサンプ６が設けられており、ペデスタル３の床５と同
じレベルとしている。原子炉格納容器２の外周には環状
のサプレッションチェンバ９が設置してあり内部にプー
ル水10が貯溜されていて、前記ドライウェル７とベント
管11を介して連通している。
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明は省略する。図１は沸騰水
型原子炉の概要構造縦断面図で、炉心を収納した原子炉
圧力容器１は鋼鉄製の原子炉格納容器２内に収容され、
コンクリート製のペデスタル３上に据付けられている。
このペデスタル３の下部にはペデスタルキャビティ４に
出入するための開口部12が設けてあり、床５にはドレン
サンプ６が設けられていて、原子炉圧力容器１の下の空
間にペデスタルキャビティ４が、またペデスタル３の外
部で原子炉格納容器２内にはドライウェル７が形成され
ている。なお、前記原子炉格納容器２内の床８にもドレ
ンサンプ６が設けられており、ペデスタル３の床５と同
じレベルとしている。原子炉格納容器２の外周には環状
のサプレッションチェンバ９が設置してあり内部にプー
ル水10が貯溜されていて、前記ドライウェル７とベント
管11を介して連通している。
【００１１】さらにペデスタル３の内壁とドレンサンプ
６を含む床５全体及び原子炉格納容器２内の床８に耐熱
材13ａを布設している。またペデスタル３の外壁で床面
より所定の高さ迄に耐熱材13ｂを、原子炉格納容器２の
内壁で床面よりベント管11の下端迄に耐熱材13ｃを布設
して、各構成部分の表面を覆っている。なおこの耐熱材
13ａ，13ｂ，13ｃとしては、極めて高い温度に耐え、か
つ熱絶縁性の良好な、例えば酸化マグネシウム（Ｍｇ
Ｏ）を主成分とする耐熱タイル等が考えられる。
６を含む床５全体及び原子炉格納容器２内の床８に耐熱
材13ａを布設している。またペデスタル３の外壁で床面
より所定の高さ迄に耐熱材13ｂを、原子炉格納容器２の
内壁で床面よりベント管11の下端迄に耐熱材13ｃを布設
して、各構成部分の表面を覆っている。なおこの耐熱材
13ａ，13ｂ，13ｃとしては、極めて高い温度に耐え、か
つ熱絶縁性の良好な、例えば酸化マグネシウム（Ｍｇ
Ｏ）を主成分とする耐熱タイル等が考えられる。
【００１２】次に以上の構成による作用について説明す
る。万一原子炉圧力容器１内の炉心が溶融するような苛
酷事故が発生して、これが進行すると炉心は原子炉圧力
容器１下部の下部プレナムを貫通し、炉心溶融物として
ペデスタルキャビティ４内に落下する。この炉心溶融物
はペデスタルキャビティ４内に溜まり、その拡散は停止
して崩壊熱を放出して冷却する。この際にペデスタルキ
ャビティ４内のペデスタル３内壁及び床５の構造体であ
るコンクリートは、絶縁材13ａにより保護されているの
で破壊されることはなく、炉心溶融物の拡散を部分的に
抑制する。
る。万一原子炉圧力容器１内の炉心が溶融するような苛
酷事故が発生して、これが進行すると炉心は原子炉圧力
容器１下部の下部プレナムを貫通し、炉心溶融物として
ペデスタルキャビティ４内に落下する。この炉心溶融物
はペデスタルキャビティ４内に溜まり、その拡散は停止
して崩壊熱を放出して冷却する。この際にペデスタルキ
ャビティ４内のペデスタル３内壁及び床５の構造体であ
るコンクリートは、絶縁材13ａにより保護されているの
で破壊されることはなく、炉心溶融物の拡散を部分的に
抑制する。
【００１３】若しも炉心溶融物の落下量が多量であっ
て、その一部が前記ペデスタル３下部の開口部12よりド
ライウェル７に流出した場合にも、ドライウェル７の床
８とペデスタル３の外壁下部及び原子炉格納容器２の内
壁に夫々耐熱材13ａ，13ｂ，13ｃが布設してあるので、
例え炉心溶融物の流れが原子炉格納容器２の内壁に到達
しても、夫々の構造体が損傷することはない。従って原
子炉格納容器２の放射能を閉込める機能は支障なく維持
されるので、このような苛酷事故が発生してもの外部に
放射能が漏洩することはない。
て、その一部が前記ペデスタル３下部の開口部12よりド
ライウェル７に流出した場合にも、ドライウェル７の床
８とペデスタル３の外壁下部及び原子炉格納容器２の内
壁に夫々耐熱材13ａ，13ｂ，13ｃが布設してあるので、
例え炉心溶融物の流れが原子炉格納容器２の内壁に到達
しても、夫々の構造体が損傷することはない。従って原
子炉格納容器２の放射能を閉込める機能は支障なく維持
されるので、このような苛酷事故が発生してもの外部に
放射能が漏洩することはない。
【００１４】なお、この時の原子炉格納容器２内の圧力
変化の比較を図２の原子炉格納容器内圧力比較図で示
す。縦軸は原子炉格納容器内圧力で、横軸は時間を表
す。また図中の鎖線14は従来の原子炉格納容器の場合を
示し、実線15は本発明の一実施例の場合を示したもの
で、点Ａにおいて原子炉圧力容器１が破損し、点Ｂでペ
デスタル３の床５が破損、さらに点Ｃにて原子炉格納容
器２が破損したと想定したものである。鎖線14で示す従
来の場合には、点Ａ及び点Ｂで各構造体が破損するに従
って炉心溶融物とコンクリート等の構造体との反応によ
り、原子炉格納容器２内の圧力が大きく上昇し続ける。
点Ｃでは原子炉格納容器２が破損して閉込め機能が喪失
し、これにより圧力が低下し始める。
変化の比較を図２の原子炉格納容器内圧力比較図で示
す。縦軸は原子炉格納容器内圧力で、横軸は時間を表
す。また図中の鎖線14は従来の原子炉格納容器の場合を
示し、実線15は本発明の一実施例の場合を示したもの
で、点Ａにおいて原子炉圧力容器１が破損し、点Ｂでペ
デスタル３の床５が破損、さらに点Ｃにて原子炉格納容
器２が破損したと想定したものである。鎖線14で示す従
来の場合には、点Ａ及び点Ｂで各構造体が破損するに従
って炉心溶融物とコンクリート等の構造体との反応によ
り、原子炉格納容器２内の圧力が大きく上昇し続ける。
点Ｃでは原子炉格納容器２が破損して閉込め機能が喪失
し、これにより圧力が低下し始める。
【００１５】しかしながら本発明によれば実線15のよう
に、点Ａでの原子炉圧力容器１の破損以降、炉心溶融物
がペデスタルキャビティ４内に落下したことにより圧力
は一旦上昇するが、その後点Ｂのペデスタル３の床５破
損、及び点Ｃにての原子炉格納容器２破損は発生しない
ので徐々に下降する。しかも事故の原因である炉心の溶
融と、これに伴う原子炉圧力容器１の破損以外に、原子
炉格納容器２を始めとして、その床８とペデスタル３及
び床５は健全であるから、夫々の機能が維持できるの
で、事故の拡大やこれに伴う放射能の外部漏洩が防止で
きる。
に、点Ａでの原子炉圧力容器１の破損以降、炉心溶融物
がペデスタルキャビティ４内に落下したことにより圧力
は一旦上昇するが、その後点Ｂのペデスタル３の床５破
損、及び点Ｃにての原子炉格納容器２破損は発生しない
ので徐々に下降する。しかも事故の原因である炉心の溶
融と、これに伴う原子炉圧力容器１の破損以外に、原子
炉格納容器２を始めとして、その床８とペデスタル３及
び床５は健全であるから、夫々の機能が維持できるの
で、事故の拡大やこれに伴う放射能の外部漏洩が防止で
きる。
【００１６】本発明の他の実施例について、図３の沸騰
水型原子炉の概要構造縦断面図と図４の開口部拡大断面
図で説明する。他の実施例においてはペデスタル３の下
部に設けてある開口部12から、事故時に炉心溶融物がペ
デスタルキャビティ４に流出して事故が拡大することを
防止するため図４に示すように、例えばコンクリート製
のブロックで上下左右と内側面に耐熱材13ｄを布設して
構成されたた堰16を備えて、この堰16により原子炉運転
中は開口部12の下部を閉塞する。
水型原子炉の概要構造縦断面図と図４の開口部拡大断面
図で説明する。他の実施例においてはペデスタル３の下
部に設けてある開口部12から、事故時に炉心溶融物がペ
デスタルキャビティ４に流出して事故が拡大することを
防止するため図４に示すように、例えばコンクリート製
のブロックで上下左右と内側面に耐熱材13ｄを布設して
構成されたた堰16を備えて、この堰16により原子炉運転
中は開口部12の下部を閉塞する。
【００１７】これにより若しも炉心溶融物が原子炉圧力
容器１より落下しても、ペデスタル３外には容易に流出
せず、炉心溶融物の拡散を部分的に抑制できる。従って
例えば前記一実施例において採用した、ペデスタル３の
外壁に施した耐熱材13ｂ及び原子炉格納容器２の内壁の
耐熱材13ｃを省略することができる場合もある。なお、
この堰16は可動式で、その重量、寸法及び配設場所等の
状況を勘案して分割、移動方法やその形状を種々変更す
ることは容易に考えられるものである。
容器１より落下しても、ペデスタル３外には容易に流出
せず、炉心溶融物の拡散を部分的に抑制できる。従って
例えば前記一実施例において採用した、ペデスタル３の
外壁に施した耐熱材13ｂ及び原子炉格納容器２の内壁の
耐熱材13ｃを省略することができる場合もある。なお、
この堰16は可動式で、その重量、寸法及び配設場所等の
状況を勘案して分割、移動方法やその形状を種々変更す
ることは容易に考えられるものである。
【００１８】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子炉運転上の苛
酷事故で炉心溶融を想定した場合において、炉心溶融物
による原子炉格納容器内の損害を最少に止めて、原子炉
格納容器を始めペデスタル等の構造、機能の健全性を維
持して、事故の拡大とそれに伴う放射能の外部漏洩を防
止できるので、原子炉運転の安全性及び信頼性を向上す
る効果がある。
酷事故で炉心溶融を想定した場合において、炉心溶融物
による原子炉格納容器内の損害を最少に止めて、原子炉
格納容器を始めペデスタル等の構造、機能の健全性を維
持して、事故の拡大とそれに伴う放射能の外部漏洩を防
止できるので、原子炉運転の安全性及び信頼性を向上す
る効果がある。
【図１】本発明の一実施例の沸騰水型原子炉の概要構造
縦断面図。
縦断面図。
【図２】本発明の原子炉格納容器内圧力比較図。
【図３】本発明の他の実施例の沸騰水型原子炉の概要構
造縦断面図。
造縦断面図。
【図４】図３に示す開口部拡大断面図。
【図５】従来の沸騰水型原子炉の概要構造縦断面図。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…ペデス
タル、４…ペデスタルキャビティ、５，８…床、６…ド
レンサンプ、７…ドライウェル、12…開口部、13ａ，13
ｂ，13ｃ，13ｄ…耐熱材、14…鎖線（従来）、15…実線
（本発明）、16…堰。
タル、４…ペデスタルキャビティ、５，８…床、６…ド
レンサンプ、７…ドライウェル、12…開口部、13ａ，13
ｂ，13ｃ，13ｄ…耐熱材、14…鎖線（従来）、15…実線
（本発明）、16…堰。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 【請求項１】 ペデスタル上に据付けた原子炉圧力容器
を収容した原子炉格納容器において、前記ペデスタルの
内壁、床及び外壁下部と原子炉格納容器内の床及び内壁
の下部に耐熱材を布設したことを特徴とする原子炉格納
容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3158225A JPH055795A (ja) | 1991-06-28 | 1991-06-28 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3158225A JPH055795A (ja) | 1991-06-28 | 1991-06-28 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH055795A true JPH055795A (ja) | 1993-01-14 |
Family
ID=15667016
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3158225A Pending JPH055795A (ja) | 1991-06-28 | 1991-06-28 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH055795A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
| WO2019049305A1 (ja) * | 2017-09-08 | 2019-03-14 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器内のドレン水溜め及びそのドレン水溜めの施工方法 |
-
1991
- 1991-06-28 JP JP3158225A patent/JPH055795A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
| WO2019049305A1 (ja) * | 2017-09-08 | 2019-03-14 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器内のドレン水溜め及びそのドレン水溜めの施工方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6676053B2 (ja) | 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム | |
| US5307390A (en) | Corium protection assembly | |
| JP6567055B2 (ja) | 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム | |
| RU2576516C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| JP3118489B2 (ja) | 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉 | |
| JP2007225356A (ja) | コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法 | |
| US11227695B2 (en) | Core catcher and boiling water nuclear plant using the same | |
| US10706975B2 (en) | Operating floor confinement and nuclear plant | |
| KR19980086786A (ko) | 우발적인 노심 용융에 따른 노심 회수장치가 내장된 용기를 가진 수형 원자로 | |
| KR20220045933A (ko) | 원자로 노심 용융 국소화 및 냉각계통 | |
| JP2011163829A (ja) | 炉心溶融物冷却構造 | |
| KR101752215B1 (ko) | 용융물 파편화를 위한 코어캐쳐. | |
| JPH055795A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH02281190A (ja) | 原子炉格納構造物の安全冷却系 | |
| CA3145777C (en) | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor | |
| US20060269035A1 (en) | Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction | |
| RU2187851C2 (ru) | Устройство для улавливания разрушенной активной зоны | |
| WO2023047555A1 (ja) | 放射能の放出防止を目的とした、炉心溶融事故に対応可能な原子炉 | |
| KR100436978B1 (ko) | 원자력발전소의 원자로 공동구조 | |
| US20230045470A1 (en) | Guiding device of a system for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor | |
| KR102066812B1 (ko) | 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소 | |
| JP6878203B2 (ja) | 炉心溶融物受け装置およびその設置方法、耐熱部品、ならびに原子力施設 | |
| JPH04136793A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| CA3145726A1 (en) | Guide assembly of the corium localizing and cooling system of a nuclear reactor | |
| JPS60205278A (ja) | 高速中性子原子炉 |