JPH07140288A - コリウム遮蔽体 - Google Patents

コリウム遮蔽体

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JPH07140288A
JPH07140288A JP6145209A JP14520994A JPH07140288A JP H07140288 A JPH07140288 A JP H07140288A JP 6145209 A JP6145209 A JP 6145209A JP 14520994 A JP14520994 A JP 14520994A JP H07140288 A JPH07140288 A JP H07140288A
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016Core catchers
    • 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
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Abstract

(57)【要約】 【目的】 格納容器(12)の床面(38)に設けられ
た水溜め(36)内に液状のコリウムが流入するのを防
止するためのコリウム遮蔽体が開示される。 【構成】 コリウム遮蔽体(42)は、鉛直方向に沿っ
て床面(38)からそれぞれ上方および下方に延び、か
つ水溜めに対して横方向に境界を設定する上部壁体(4
4)および下部壁体(46)を含む。上部壁体には、そ
れを貫通して水平に延びかつ横方向に沿って互いに離隔
した複数の流路(48)が設けられている。各々の流路
は床面と同一平面内に位置する底面(48a)を有して
いて、床面から水溜め内に水を導くために役立つ。各々
の流路の高さおよび長さは、それを通って流れる液状の
コリウムからの熱を上部壁体および下部壁体を通して放
散させ、それにより液状のコリウムを流路内で凝固させ
てそれが水溜め内に蓄積するのを防止するように予め選
定されている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】本発明は原子炉に関するものであって、更
に詳しく言えば、液状のコリウムが原子炉圧力容器の下
方に位置する下部ドライウェルに設けられた水溜め内に
流入するのを防止するための遮蔽体に関する。
【0002】
【発明の背景】沸騰水型原子炉(BWR)のごとき典型
的な原子炉は圧力容器内に収容された炉心を含んでお
り、また圧力容器は格納容器内に収容されている。炉心
内には、熱を発生するために役立つ多数の燃料棒が燃料
バンドルを成して配置されている。こうして生じた熱は
炉心を通って循環する水に伝達され、それによって(た
とえば蒸気タービン発電機を駆動するための)蒸気が発
生される。
【0003】炉心の反応度は、通例、圧力容器の底部か
ら鉛直方向に沿って上方に伸びる複数の制御棒によって
調節される。圧力容器の下方においては、炉心に対する
制御棒の選択的な挿入および引抜きを行って反応度を調
節するために役立つ通常の制御棒駆動機構(CRD)が
格納容器の下部ドライウェル内に取付けられている。か
かる下部ドライウェルは、圧力容器を支持するために使
用される環状のペデスタル壁体によって規定されてい
る。
【0004】格納容器は、通例、事故の発生時に予想さ
れる高い圧力を内部に閉込めかつそれの結果として多量
の核放射線が放出されるのを防止し得るように設計され
た鋼製ライナを内側に有するコンクリート構造物であ
る。また、圧力容器の下方に位置する下部ドライウェル
は1つ以上の水溜めを含むのが通例である。かかる水溜
めは漏れ出た水を集めるために役立つものであって、こ
うして集められた水は次いでポンプによって除去され
る。炉心が融解して(コリウムとして知られる)高温の
溶融炉心残骸を生じるような重大な事故が発生した場合
には、格納容器およびペデスタルに顕著な損害を及ぼす
ことなしにコリウムを格納容器の内部に適宜に閉込める
ことが必要である。液状のコリウムは格納容器の床面に
沿って広がるから、障害物が存在せずかつ床面が一様に
平坦であれば、それの流れはかなり一様な厚さを有する
ことになる。そうすれば、液状のコリウムを一様に冷却
凝固させることができるわけである。なお、液状のコリ
ウムは原子炉の運転停止後にも熱を発生する溶融炉心を
含んでいるから、適当な冷却が維持されなければそれは
再び液化することがある。
【0005】たとえば、最新の軽水炉に関する要求条件
の中には、事故によって生じた液状のコリウムの厚さを
制限してそれの冷却を促進するために適した大きさの床
面積を圧力容器の下方に設けることが含まれている。し
かしながら、圧力容器の下方には水溜めが配置されてい
るから、水溜め内に流入して蓄積した液状のコリウムは
下部ドライウェル内の床面の残部に存在するものよりも
実質的に大きい厚さを有することになる。水溜め内に存
在する液状のコリウムの厚さが大きいことは、それの冷
却可能性を低下させる。その結果、液状のコリウムを凝
固させ、それの内部で発生する熱による再液化を防止
し、かつ床材との反応による放射性物質および非凝縮性
ガスの放出を防止することが益々不確実になるのであ
る。
【0006】
【発明の概要】本発明に従えば、格納容器の床面に設け
られた水溜め内に液状のコリウムが流入するのを防止す
るためのコリウム遮蔽体が提供される。かかるコリウム
遮蔽体は、鉛直方向に沿って床面からそれぞれ上方およ
び下方に延び、かつ水溜めに対して横方向に境界を設定
している上部壁体および下部壁体を含んでいる。上部壁
体には、それを貫通して水平に延びかつ横方向に沿って
互いに離隔した複数の流路が設けられている。各々の流
路は床面と同一平面内に位置しかつ床面から水溜め内に
水を導くために役立つ底面を有している。各々の流路の
高さおよび長さは、流路に流れ込む液状のコリウムから
の熱を上部壁体および下部壁体を通して放散させ、それ
により液状のコリウムを流路内で凝固させてそれが水溜
め内に蓄積するのを防止するように予め選定されてい
る。
【0007】本発明の好適な実施の態様並びに追加の目
的や利点は、添付の図面を参照しながら以下の詳細な説
明を読むことによって明確に理解されよう。
【0008】
【好適な実施の態様の説明】先ず図1を見ると、典型的
な原子炉プラント10が略示されている。かかる原子炉
プラント10は、原子炉圧力容器14を内部に支持した
格納容器12を含んでいる。かかる格納容器12は、厚
いべた基礎16、それから上方に延びる環状の側壁1
8、および屋根20から成るように形成されたコンクリ
ートのシェル(殻体)の内側に通常の鋼製ライナを有し
ている。格納容器12の内部には、下方に延びてべた基
礎16中にまで達する環状のペデスタル壁体24を含む
通常の壁体によって規定された圧力容器14を包囲する
通常のドライウェル22が配置されている。
【0009】圧力容器14は、通常の燃料バンドル(図
示せず)を内部に収容した通常の沸騰水型原子炉用炉心
26を含んでいる。圧力容器14は循環する冷却水28
で部分的に満たされている。かかる冷却水28は運転に
際して炉心26により加熱されるが、こうして発生した
蒸気28aは圧力容器14から適宜に排出されて(たと
えば)蒸気タービン発電機を駆動するための動力源とし
て使用される。炉心26の反応度は通常のごとき複数の
制御棒30によって調節されるが、これらの制御棒30
は対応する通常の制御棒駆動機構(CRD)32により
上方に向かって炉心26内に挿入され、あるいは下方に
向かって炉心26から引抜かれる。CRD32は圧力容
器14の下部ヘッドを貫通して下方に延び、そしてドラ
イウェル22の下方部分にまで延びている。
【0010】格納容器12の内部にはまた、水を含んだ
通常の環状ウェットウェルまたはサプレッションプール
34が配置されているが、これは原子炉の運転に際して
様々な機能を果たす。原子炉の定常運転時には、様々な
箇所から水が漏れ、そして重力の作用下で圧力容器14
の下方の下部ドライウェル22内に落下することがあ
る。こうして漏れ出た水を除去するため、べた基礎16
にはそれの上端に位置する床面38から下方に延びる通
常のごとき1つ以上の水溜め36が設けられている。漏
れ出た水が水溜め36内に集まると、通常の排水ポンプ
(図示せず)の使用により、公知のごとくにして水溜め
36から水が除去される。
【0011】炉心26が過熱し、そしてウランを含む核
燃料が融解して液状溶融物(すなわち、コリウム40)
を生じるような重大な事故が発生した場合、液状のコリ
ウム40は圧力容器14の下部ヘッドを融解して通過
し、そして図1中に略示されているごとく重力の作用下
で下部ドライウェル22の底に落下し、次いで床面38
に沿って広がる。液状のコリウム40は床面38に沿っ
て一様に広がることが望ましいのであって、局部的に厚
い部分が生じると効果的な冷却が妨げられるので望まし
くない。とは言え、液状のコリウム40が水溜め36内
に流入して蓄積すると、それの冷却可能性が不確実にな
るので望ましくない。それ故、各々の水溜め36に関
し、重大な事故に際して炉心26から放出されることの
ある液状のコリウム40が水溜め36内に流入して蓄積
することを防止するためのコリウム遮蔽体42が設けら
れている。
【0012】1つの水溜め36およびそれのコリウム遮
蔽体42が図2中に一層詳しく示されている。コリウム
遮蔽体42は、鉛直方向に沿って床面38から上方に延
び、かつ水溜め36に対して横方向に境界を設定して、
床面38から水溜め36内に流体が流れ込むのを阻止す
るために役立つ上部壁体44を含んでいる。また、上部
壁体44と同じ横断面寸法を有しながら鉛直方向に沿っ
て床面38から(べた基礎16の内部に向かって)下方
に延びて上部壁体44と共に一体の壁体を成す下部壁体
46が設けられている。図2〜4に示された実施の態様
においては、水溜め36は環状のペデスタル壁体24の
一部を成す弓形部分にわたりそれの内面に隣接して配置
されている。上部壁体44および下部壁体46は床面3
8とペデスタル壁体24との間に配置され、そして重力
の作用下で圧力容器14の底部から落下した液状のコリ
ウム40が水溜め36内に直接に流入するのを阻止する
ために役立つ。図3に示されるごとく、上部壁体44お
よび下部壁体46は水溜め36に対して三方から境界を
設定しているのであって、さもなければ水溜め36は液
状のコリウム40の流入に対して無防備となるわけであ
る。なお、水溜め36の半径方向外側の境界はペデスタ
ル壁体24によって設定されている。
【0013】上部壁体44には、それを貫通して床面3
8から水溜め36にまで水平に延びかつ横方向(または
周方向)に沿って互いに離隔した複数(図中では3つ)
の流路48が設けられている。各々の流路48は、たと
えば図2に示されるごとく、床面38と同一平面内また
は実質的に同じ高さに位置する好ましくは平坦な底面4
8aを有している。この底面48aは漏れ出た水を床面
38から上部壁体44を通して水溜め36内に導いて集
めるために役立つのであって、こうして集められた水は
所望に応じて通常のごとくに除去すればよい。複数の流
路48の全流路面積は、原子炉の定常運転に際して床面
38上に漏れ出た水が下部ドライウェル22内の床面3
8上にプールを形成するほどの過大な制限を受けること
なく流路48を通って水溜め38内に流入し得るように
選定される。
【0014】本発明の実施の一態様に従えば、各々の流
路48は上部壁体44内において鉛直方向の高さH
よび水平方向の長さLを有している。これらの高さH
および長さLは、液状のコリウム40を生じるよう
な重大な事故の発生に際し、重力の作用下で流路48に
流れ込む液状のコリウム40からの熱を上部壁体44お
よび下部壁体46を通して放散させ、それにより液状の
コリウム40を流路48内で凝固させて固体プラグを形
成するように予め選定されている。このようにすれば、
原子炉の定常運転に際してはコリウム遮蔽体42は漏れ
出た水を水溜め36内に導くための流路48を提供する
が、液状のコリウム40を生じるような重大な事故の発
生に際しては、上部壁体44および下部壁体46が流路
48内の液状のコリウム40の凝固を促進してそれ以上
の流れを阻止し、従って水溜め36内への液状のコリウ
ム40の流入を防止する。その結果、液状のコリウム4
0は床面38上に広がってかなり一様な厚さになって、
水溜め36内に蓄積して望ましくない厚さの増大が生じ
ることはない。
【0015】図2および4に示されるごとく、上部壁体
44は床面38からの鉛直方向の高さHを有すると共
に、床面38と水溜め38との間において(この実施の
態様では流路48の長さLに等しい)水平方向の厚さ
を有している。上部壁体44の高さHは、事故の
発生時に液状のコリウム40がそれを乗り越えて流れる
のを防止すると共に、長期間にわたる液状のコリウム4
0の凝固を保証するように予め選定されている。液状の
コリウム40は熱を発生し続ける核燃料を含んでいるか
ら、上部壁体44の高さHおよび厚さTはまた、流
路48の上方における断熱を制限して流路48で凝固し
たコリウム40の再液化を防止するようにも選定されて
いなければならない。上部壁体44の高さHおよび厚
さTが大き過ぎると、流路48内のコリウム40から
の熱伝導が不十分となる結果、コリウム40が再液化し
て水溜め36内に流入することがある。
【0016】同様に、下部壁体46は床面38からの鉛
直方向の深さDを有すると共に、床面38と水溜め3
8との間において(この実施の態様ではやはり流路48
の長さLに等しい)水平方向の厚さTを有してい
る。下部壁体46の深さDおよび厚さTもまた、流
路48の下方における断熱を制限して流路48で凝固し
たコリウム40の再液化を防止するために有効な最大値
を有するように予め選定されている。下部壁体46は、
流路48において液状のコリウム40を凝固させると共
にそれの再液化を防止するため、流路48からの適度の
熱伝導を可能にすることが必要である。下部壁体46は
また、床面38に近接したべた基礎16に対して断熱を
もたらし、それにより下部壁体46に隣接したコンクリ
ートのアブレーションを低減または防止し得ることが好
ましい。
【0017】図示された実施の態様においては、コリウ
ム遮蔽体42は重力の作用下で液状のコリウム40が直
接に水溜め36内に落下するのを防止するために役立つ
屋根50をも含んでいる。かかる屋根50は上部壁体4
4上に適宜に配置され、そして水溜め36の上方を覆い
ながらペデスタル壁体24まで延びている。コリウム遮
蔽体42は様々な形状を有し得ると共に、各種の適当な
材料で形成することができる。図示された実施の態様に
おいては、上部壁体44、下部壁体46および屋根50
は互い違いに積み重ねられたれんがから構成されてい
る。れんがを用いたコリウム遮蔽体42は、流路48の
上部に配置された適当な支持枠および水溜め36の上方
を架橋してその上にれんがを支持するために役立つ適当
な支持枠を使用しながら常法に従って製造することがで
きる。かかるれんがは通常のマグネサイト製耐火れんが
であってもよいし、あるいは通常のアルミナから成って
いてもよい。更にまた、かかるれんがはコンクリートか
ら成っていてもよいし、あるいは液状のコリウム40に
対して有効な遮蔽をもたらしかつ流路48内におけるそ
れの凝固を可能にする能力を持った適当な金属から成っ
ていてもよい。
【0018】好適な実施の態様に従えば、上部壁体44
および下部壁体46は液状のコリウム40とそれが最初
に接触する壁体44および46との間における所定の界
面温度よりも高い融解温度を有する材料で作製される。
かかる接触部においては、壁体44および46への熱放
散によって液状のコリウム40の温度が低下するから、
れんがの融解温度は従来要求されていた値よりも適当に
低いものであればよい。かかる材料の実例としては、マ
グネサイトおよびアルミナが挙げられる。
【0019】図4に示されるごとく、上部壁体44は水
平方向の幅Wを有しているが、これは同じ広がりを持
った下部壁体46の水平方向の幅Wに等しい。また、
各々の流路48は水平方向の幅Wを有している。上部
壁体44および下部壁体46の幅は、内部に水溜め36
を閉込めるための必要を満たすものであれば、任意適宜
の値を有し得る。流路48の幅Wもまた、たとえばそ
れを通って流れる水に対して適当な流路面積を与えるた
めの必要に応じて選定することができる。なお、流路4
8の幅Wは流路48内における液状のコリウム40の
凝固を達成するための重要な因子ではない。なぜなら、
液状のコリウム40から上部壁体44および下部壁体4
6への熱伝達は主として一次元的な(すなわち、鉛直方
向に沿った)効果であって、幅方向の寸法Wは重要と
は言えない因子だからである。コリウム遮蔽体42がマ
グネサイト製の耐火れんがから成るような実施の一態様
について解析を行ったところ、流路48の高さHは約
1cm、上部壁体44の高さHおよび下部壁体46の
深さDは約0.4m、上部壁体44の厚さTおよび
下部壁体46の厚さTは約1m、そして流路48の長
さLも約1mどあればよいことがわかった。なお、流
路48の幅Wは任意適宜の値を有すればよい。 次の
図5には、初期における液状のコリウム40との直接接
触を防止するために流路48の4つの内面を覆うライナ
52をも含む流路48の別の実施の態様が示されてい
る。かかるライナ52は、液状のコリウム40と共晶ま
たは合金を生成するために有効である適当な材料で形成
されている。かかる共晶または合金は液状のコリウム4
0自体よりも低い融点を有するから、壁体44および4
6を構成する材料に対して要求される融解温度を低下さ
せることができる。ライナ52用として適した材料の実
例は酸化鉛ガラスである。
【0020】図5にはまた、流路48の入口に隣接して
床面38上に互い違いに配置されたブロックから成る複
数の流れ抑制体54が示されている。かかる流れ抑制体
54は液状のコリウム40が流路48内に直行するのを
阻止し、それによって流路48内に流入する液状のコリ
ウム40の流速を低下させるために役立つ。すなわち、
実線の矢印によって表わされる液状のコリウム40が流
れ抑制体54に出会うと、それは流れ抑制体54の周囲
または間隙を迂回して流路48内に流入するために流速
が低下するのである。それに対し、破線の矢印で表わさ
れる水は流れ抑制体54の間隙または周囲を容易に通過
して水溜め36内に集まる。液状のコリウム40の流速
を低下させれば、液状のコリウム40を凝固させるため
に必要な時間は短縮するから、壁体44および46をよ
り薄くすることが可能になる。
【0021】上記に開示された幾つかの実施の態様にお
いては、流路48は真直ぐに延びており、そして長方形
の横断面を有している。しかるに、更に別の実施の態様
に従えば、流路48はたとえば円形をはじめとする任意
適宜の横断面形状を有していてもよく、また上部壁体4
4内において真直ぐに延びる代りに曲りくねった経路を
有していてもよい。たとえば、図6に示されるごとく、
上部壁体44内において蛇行する流路48Aを設けるこ
ともできる。このような真直ぐでない流路48Aを使用
すれば、液状のコリウム40の前進速度を低下させてそ
れの凝固を促進し、それによって壁体44および46の
厚さをなお一層減少させることが可能になる。
【0022】以上、本発明の好適な実施の態様を記載し
たが、上記の説明に基づけばその他の変更態様も可能で
あることは当業者にとって自明であろう。それ故、本発
明の精神および範囲から逸脱しない限り、前記特許請求
の範囲はかかる変更態様の全てをも包括するものと解す
べきである。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の実施の一態様に従って原子炉圧力容器
の下方に位置する下部ドライウェルの内部に配置された
コリウム遮蔽体を含む典型的な原子炉プラントの部分断
面概略立面図である。
【図2】水溜めを覆う図1のコリウム遮蔽体の拡大部分
断面立面図である。
【図3】線3−3に沿って切断して見た、図2のコリウ
ム遮蔽体の部分切欠き上面図である。
【図4】線4−4に沿って切断して見た、図3のコリウ
ム遮蔽体の部分断面立面図である。
【図5】図1〜4に示されたコリウム遮蔽体の部分断面
斜視図であって、遮蔽体を貫通して延びる典型的な流路
を示している。
【図6】本発明の別の実施の態様に従って作製されたコ
リウム遮蔽体を貫通する蛇行流路の部分断面上面図であ
る。
【符号の説明】
10 原子炉プラント 12 格納容器 14 原子炉圧力容器 16 べた基礎 22 下部ドライウェル 24 ペデスタル壁体 26 炉心 36 水溜め 38 床面 40 コリウム 42 コリウム遮蔽体 44 上部壁体 46 下部壁体 48 流路 48a 底面 48A 蛇行流路 50 屋根 52 ライナ 54 流れ抑制体

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 格納容器(12)の内部に位置する原子
    炉圧力容器(14)内に配置された炉心(26)から放
    出されることのある液状のコリウム(40)が前記圧力
    容器(14)の下方において前記格納容器(12)の床
    面(38)に設けられた水溜め(36)内に流入するの
    を防止するためのコリウム遮蔽体(42)において、
    (a) 鉛直方向に沿って前記床面(38)から上方に延
    び、かつ前記水溜め(36)に対して横方向に境界を設
    定して、前記床面(38)から前記水溜め(36)内へ
    の流体の流れを阻止するために役立つ上部壁体(4
    4)、(b) 前記上部壁体(44)と同じ横断面寸法を有
    しながら鉛直方向に沿って前記床面(38)から下方に
    延び、かつ前記水溜め(36)に対して横方向に境界を
    設定している下部壁体(46)、および(c) 前記上部壁
    体(44)を貫通して水平に延びかつ横方向に沿って互
    いに離隔した複数の流路(48)を含み、各々の前記流
    路(48)は、前記床面(38)から前記上部壁体(4
    4)を通して前記水溜め(36)内に水を導くために前
    記床面(38)と同一平面内に位置する底面(48a)
    を有しており、また各々の前記流路(48)の高さおよ
    び長さは、該流路に流れ込む前記液状のコリウム(4
    0)からの熱を前記上部壁体(44)および前記下部壁
    体(46)を通して放散させて前記液状のコリウム(4
    0)を前記流路(48)内で凝固させるように予め選定
    されていることを特徴とするコリウム遮蔽体。
  2. 【請求項2】 前記上部壁体(44)の前記床面(3
    8)からの高さおよび厚さは、前記流路(48)の上方
    における断熱を制限して前記流路(48)内で凝固した
    前記コリウムの再液化を防止するように予め選定された
    最大値をそれぞれに有している請求項1記載のコリウム
    遮蔽体。
  3. 【請求項3】 前記下部壁体(46)の前記床面(3
    8)からの深さおよび厚さは、前記流路(48)の下方
    における断熱を制限して前記流路(48)内で凝固した
    前記コリウムの再液化を防止するように予め選定された
    最大値をそれぞれに有している請求項2記載のコリウム
    遮蔽体。
  4. 【請求項4】 前記上部壁体(44)および前記下部壁
    体(46)が、前記液状のコリウム(40)と前記壁体
    (44、46)との間における所定の界面温度よりも高
    い融解温度を有する材料で形成されている請求項3記載
    のコリウム遮蔽体。
  5. 【請求項5】 前記上部壁体(44)および前記下部壁
    体(46)が、互い違いに積み重ねられたれんがから構
    成されている請求項3記載のコリウム遮蔽体。
  6. 【請求項6】 前記液状のコリウム(40)が上方から
    前記水溜め(36)内に流入するのを防止するため、前
    記上部壁体(44)の上部および前記水溜め(36)の
    上方に屋根(50)が配置されている請求項3記載のコ
    リウム遮蔽体。
  7. 【請求項7】 前記液状のコリウム(40)との直接接
    触を防止するために、各々の前記流路(48)の内面が
    ライナ(52)で被覆されており、前記ライナ(52)
    は前記液状のコリウム(40)と共晶を生成するために
    有効な材料で形成されている請求項3記載のコリウム遮
    蔽体。
  8. 【請求項8】 前記流路(48)内に流れ込む前記液状
    のコリウム(40)の流速を低下させるため、前記流路
    (48)の入口に隣接して前記床面(38)上に複数の
    流れ抑制体(54)が配置されている請求項3記載のコ
    リウム遮蔽体。
  9. 【請求項9】 前記流路(48)が前記上部壁体(4
    4)を真直ぐに貫通している請求項3記載のコリウム遮
    蔽体。
  10. 【請求項10】 前記流路(48)を通過する前記液状
    のコリウム(40)の流速を低下させるため、前記流路
    (48)が前記上部壁体(44)内において蛇行してい
    る請求項3記載のコリウム遮蔽体。
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Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011007613A (ja) * 2009-06-25 2011-01-13 Toshiba Corp 原子炉格納容器ドレンサンプ
WO2015146218A1 (ja) * 2014-03-26 2015-10-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器内ドレンサンプ
JP2015190876A (ja) * 2014-03-28 2015-11-02 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 コリウムシールド
JP2016142687A (ja) * 2015-02-04 2016-08-08 三菱重工業株式会社 原子炉格納構造
JP2016166772A (ja) * 2015-03-09 2016-09-15 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器
JP2017003267A (ja) * 2015-06-04 2017-01-05 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 耐熱材
JP2017146195A (ja) * 2016-02-17 2017-08-24 株式会社東芝 原子炉格納容器及びそのドレンサンプ機構
JP2020159899A (ja) * 2019-03-27 2020-10-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 コリウムシールド

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5946366A (en) * 1995-06-28 1999-08-31 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear reactor with a collection chamber for core melt
FR2738662B1 (fr) * 1995-09-11 1997-12-05 Atea Dispositif de detection et de surveillance du percement du fond de la cuve d'un reacteur nucleaire comportant au moins un thermocouple
US7558360B1 (en) 2003-12-31 2009-07-07 General Electric Company Core catcher cooling
JP2012247216A (ja) 2011-05-25 2012-12-13 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置
JP2013007574A (ja) 2011-06-22 2013-01-10 Toshiba Corp 原子力プラント

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3899391A (en) * 1968-03-29 1975-08-12 Stone & Webster Eng Corp Containment vessel construction for nuclear power reactors
FR2435784A1 (fr) * 1978-07-20 1980-04-04 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus
IT1251760B (it) * 1991-11-05 1995-05-23 Ente Naz Energia Elettrica Metodo per la protezione dell'integrita' del fondo del contenitore di un reattore in centrali nucleari e dispositivo per l'attuazione del metodo
DE4211030C2 (de) * 1992-04-02 1994-03-10 Siemens Ag Kernreaktoranlage mit einem wassergekühlten Reaktor und Verfahren zum Betrieb derselben

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011007613A (ja) * 2009-06-25 2011-01-13 Toshiba Corp 原子炉格納容器ドレンサンプ
WO2015146218A1 (ja) * 2014-03-26 2015-10-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器内ドレンサンプ
JPWO2015146218A1 (ja) * 2014-03-26 2017-04-13 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器内ドレンサンプ
JP2015190876A (ja) * 2014-03-28 2015-11-02 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 コリウムシールド
JP2016142687A (ja) * 2015-02-04 2016-08-08 三菱重工業株式会社 原子炉格納構造
JP2016166772A (ja) * 2015-03-09 2016-09-15 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器
JP2017003267A (ja) * 2015-06-04 2017-01-05 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 耐熱材
JP2017146195A (ja) * 2016-02-17 2017-08-24 株式会社東芝 原子炉格納容器及びそのドレンサンプ機構
JP2020159899A (ja) * 2019-03-27 2020-10-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 コリウムシールド

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