JPH0827372B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH0827372B2 JPH0827372B2 JP62008115A JP811587A JPH0827372B2 JP H0827372 B2 JPH0827372 B2 JP H0827372B2 JP 62008115 A JP62008115 A JP 62008115A JP 811587 A JP811587 A JP 811587A JP H0827372 B2 JPH0827372 B2 JP H0827372B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor
- reactor pressure
- pedestal
- containment vessel
- Prior art date
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- 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)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子炉の原子炉格納容器に係り、特
にドライウェル内部構造を改良した原子炉格納容器に関
する。
にドライウェル内部構造を改良した原子炉格納容器に関
する。
（従来の技術） 原子炉設備においては炉心溶融を伴う苛酷事故を想定
し、その対策を施していることはよく知られている。想
定される事故としては、非常用炉心冷却装置の不作動、
外部電源の喪失、非常用ディーゼル発電機の起動失敗等
がある。これらのたび重なる事故が発生した場合に燃料
の以上な核反応が起こり、炉心溶融を伴う苛酷事故に至
る可能性が考えられる。
し、その対策を施していることはよく知られている。想
定される事故としては、非常用炉心冷却装置の不作動、
外部電源の喪失、非常用ディーゼル発電機の起動失敗等
がある。これらのたび重なる事故が発生した場合に燃料
の以上な核反応が起こり、炉心溶融を伴う苛酷事故に至
る可能性が考えられる。
このような炉心溶融に対する対策を施した従来の原子
炉格納容器の構成例を第３図および第４図によって説明
する。
炉格納容器の構成例を第３図および第４図によって説明
する。
第３図に全体構成を示すように、原子炉格納容器１は
上部円筒、下部球殻形のドライウェル２を有し、そのド
ライウェル床３上に立設した円筒状の原子炉圧力容器ペ
デスタル４によって原子炉本体しての原子炉圧力容器５
が支持されている。なお、ドライウェル２の下方周囲部
には円環状のサプレッションチャンバ６が設けられ、こ
のサプレッションチャンバ６とドライウェル２とはベン
ト管７によって連通している。
上部円筒、下部球殻形のドライウェル２を有し、そのド
ライウェル床３上に立設した円筒状の原子炉圧力容器ペ
デスタル４によって原子炉本体しての原子炉圧力容器５
が支持されている。なお、ドライウェル２の下方周囲部
には円環状のサプレッションチャンバ６が設けられ、こ
のサプレッションチャンバ６とドライウェル２とはベン
ト管７によって連通している。
第３図に示す原子炉格納容器１内で仮に炉心溶融事故
が発生した場合には、同図に仮想線で示す如く炉心溶融
物８が原子炉圧力容器５の下方、即ちドライウェル床３
上の原子炉圧力容器ペデスタル４内側部分に溜ると想定
される。
が発生した場合には、同図に仮想線で示す如く炉心溶融
物８が原子炉圧力容器５の下方、即ちドライウェル床３
上の原子炉圧力容器ペデスタル４内側部分に溜ると想定
される。
ところで、従来の原子炉格納容器では、第４図に示す
ように、ドライウェル床３の原子炉圧力容器ペデスタル
４内側部分に各種機器からのドレンを受けるドレンサン
プ９が設けられ、このドレンサンプ９内に炉心溶融物が
収容し得るようになっているもの、そのドレンサンプ９
の容積は小さく設定されている。
ように、ドライウェル床３の原子炉圧力容器ペデスタル
４内側部分に各種機器からのドレンを受けるドレンサン
プ９が設けられ、このドレンサンプ９内に炉心溶融物が
収容し得るようになっているもの、そのドレンサンプ９
の容積は小さく設定されている。
なお、原子炉圧力容器ペデスタル４には通常時の人員
通路となる開口部10が１個所あけられている。この開口
部10の底辺部10aはドライウェル床３と同一高さを有し
ている。
通路となる開口部10が１個所あけられている。この開口
部10の底辺部10aはドライウェル床３と同一高さを有し
ている。
（発明が解決しようとする問題点） 従来の原子炉格納容器ではドレンサンプ９の容積が一
定値に制限されており、苛酷事故時に落下する炉心溶融
物８がドレンサンプ９に収容しきれず、原子炉圧力容器
ペデスタル４内から開口部10を介して原子炉圧力容器ペ
デスタル４の外部に流出する可能性がある。また、開口
部10の底辺部10aはドライウェル床３と同一高さである
ことから、この開口部10を介して外方に流出する炉心溶
融物８の量が多くなり、原子炉格納容器１を損傷し、放
射性物質を封じ込めるという原子炉格納容器の機能が損
われる可能性がある。
定値に制限されており、苛酷事故時に落下する炉心溶融
物８がドレンサンプ９に収容しきれず、原子炉圧力容器
ペデスタル４内から開口部10を介して原子炉圧力容器ペ
デスタル４の外部に流出する可能性がある。また、開口
部10の底辺部10aはドライウェル床３と同一高さである
ことから、この開口部10を介して外方に流出する炉心溶
融物８の量が多くなり、原子炉格納容器１を損傷し、放
射性物質を封じ込めるという原子炉格納容器の機能が損
われる可能性がある。
本発明はこのような事情に鑑みてされたもので、苛酷
事故時に炉心溶融物が原子炉圧力容器ペデスタルの外部
に流出する可能性を極力減少することができ、損傷によ
る放射性物質の封じ込め機能の損失防止を図った原子炉
格納容器を提供することを目的とする。
事故時に炉心溶融物が原子炉圧力容器ペデスタルの外部
に流出する可能性を極力減少することができ、損傷によ
る放射性物質の封じ込め機能の損失防止を図った原子炉
格納容器を提供することを目的とする。
〔発明の構成〕 （問題点を解決するための手段） 本発明は、上部円筒、下部球殻形のドライウェルを有
し、そのドライウェル床の原子炉圧力容器ペデスタル内
側部分にドレンサンプを設けた原子炉格納容器におい
て、前記ドレンサンプはドライウェル床の原子炉圧容器
ペデスタル内側部分全体に亘る大きさを有し、そのドレ
ンサンプ表面は耐熱性のライナで被覆してなることを特
徴とする。
し、そのドライウェル床の原子炉圧力容器ペデスタル内
側部分にドレンサンプを設けた原子炉格納容器におい
て、前記ドレンサンプはドライウェル床の原子炉圧容器
ペデスタル内側部分全体に亘る大きさを有し、そのドレ
ンサンプ表面は耐熱性のライナで被覆してなることを特
徴とする。
（作用） ドレンサンプがドライウェル床の原子炉圧力容器ペデ
スタル内側部分全体に亘って広く設けられているため、
炉心溶融物のドレンサンプ内への収容能力が大きくな
り、原子炉圧力容器ペデスタル外部への炉心溶融物の流
出抑止能力が向上する。
スタル内側部分全体に亘って広く設けられているため、
炉心溶融物のドレンサンプ内への収容能力が大きくな
り、原子炉圧力容器ペデスタル外部への炉心溶融物の流
出抑止能力が向上する。
また、ドレンサンプの表面が耐熱性のライナで被覆さ
れているので、高温の炉心溶融物がドライウェル床を溶
融して貫通するおそれがない。
れているので、高温の炉心溶融物がドライウェル床を溶
融して貫通するおそれがない。
（実施例） 以下、本発明の一実施例を第１図および第２図を参照
している説明する。
している説明する。
この実施例の原子炉格納容器11は、全体構成について
第３図のものと同様に、上部円筒、下部球殻形のドライ
ウェルを有するもので、そのドライウェルは円環状のサ
プレッションチャンバにベント管を介して接続される。
第３図のものと同様に、上部円筒、下部球殻形のドライ
ウェルを有するもので、そのドライウェルは円環状のサ
プレッションチャンバにベント管を介して接続される。
そして、第１図に示すように、ドライウェル床12に原
子炉圧力容器ペデスタル13内側部分全体に亘る大きさの
ドレンサンプ14を設けている。このドレンサンプ14の表
面には耐熱性のライナ15を施している。ライナ15は、セ
ラミック製ライナ15aと、その外側を被覆する鋼製ライ
ナ15bとの重合ライナ構造とし、コンクリート製ドライ
ウェル床12を溶かす可能性のある高温の炉心溶融物でも
ドレンサンプ14内に保持できるようにしている。
子炉圧力容器ペデスタル13内側部分全体に亘る大きさの
ドレンサンプ14を設けている。このドレンサンプ14の表
面には耐熱性のライナ15を施している。ライナ15は、セ
ラミック製ライナ15aと、その外側を被覆する鋼製ライ
ナ15bとの重合ライナ構造とし、コンクリート製ドライ
ウェル床12を溶かす可能性のある高温の炉心溶融物でも
ドレンサンプ14内に保持できるようにしている。
なお、ドレンサンプ14には、支柱16を介してグレーチ
ング床17を設け、このグレーチング床17はドライウェル
床12と同高さにすることにより原子炉圧力容器ペデスタ
ル13内での通常の作業性を確保できるようにするととも
に、そのグレーチング床17の格子間孔部によりドレンサ
ンプ機能を確保できるようにしている。
ング床17を設け、このグレーチング床17はドライウェル
床12と同高さにすることにより原子炉圧力容器ペデスタ
ル13内での通常の作業性を確保できるようにするととも
に、そのグレーチング床17の格子間孔部によりドレンサ
ンプ機能を確保できるようにしている。
また、原子炉圧力容器ペデスタル13にはその内外を貫
通する人員通路となる開口部18を１個所設け、この開口
部18の底辺部にドライウェル床12よりも高い堰19を形成
している。この堰19は例えばドライウェル床12よりも15
〜60cm高くしている。この堰19により、ドレンサンプ13
から開口部18を介して炉心溶融物が溢出する可能性を低
下させている。なお、堰19には人員の通行を容易にする
ため必要に応じで階段1aを形成する。
通する人員通路となる開口部18を１個所設け、この開口
部18の底辺部にドライウェル床12よりも高い堰19を形成
している。この堰19は例えばドライウェル床12よりも15
〜60cm高くしている。この堰19により、ドレンサンプ13
から開口部18を介して炉心溶融物が溢出する可能性を低
下させている。なお、堰19には人員の通行を容易にする
ため必要に応じで階段1aを形成する。
さらに、原子炉圧力容器ペデシタル13には補助開口部
20を設け、炉心溶融物の原子炉圧力容器ペデスタル13外
方への流出が分散して行われるようにしている。この補
助開口部20の開口面積は人員通路となる開口部20よりも
小さく、またその底辺部20aの高さは開口部20の堰19の
高さと略同一としている。そして、補助開口部20は原子
炉圧力容器ペデスタル13の周方向に間隔的に３個所形成
し、これらと開口部19とが例えば90度間隔で等配される
配置とすることにより、炉心溶融物が均一に分散するよ
うにして原子炉格納容器11外壁側への到達をそれだけ遅
れさせるとともに、図示しないドライウェルスプレイに
よる冷却作用も効果的に行なえるようにしている。
20を設け、炉心溶融物の原子炉圧力容器ペデスタル13外
方への流出が分散して行われるようにしている。この補
助開口部20の開口面積は人員通路となる開口部20よりも
小さく、またその底辺部20aの高さは開口部20の堰19の
高さと略同一としている。そして、補助開口部20は原子
炉圧力容器ペデスタル13の周方向に間隔的に３個所形成
し、これらと開口部19とが例えば90度間隔で等配される
配置とすることにより、炉心溶融物が均一に分散するよ
うにして原子炉格納容器11外壁側への到達をそれだけ遅
れさせるとともに、図示しないドライウェルスプレイに
よる冷却作用も効果的に行なえるようにしている。
さらにまたドライウェル床12の原子炉圧力容器ペデス
タル13外周側には例えば高さ約30cmの堰21を設けてい
る。これにより、原子炉圧力容器ペデスタル13外周側に
流出する炉心溶融物が原子炉格納容器11の外壁に直接接
触することを防止している。
タル13外周側には例えば高さ約30cmの堰21を設けてい
る。これにより、原子炉圧力容器ペデスタル13外周側に
流出する炉心溶融物が原子炉格納容器11の外壁に直接接
触することを防止している。
このような実施例の構成によれば、苛酷事故により、
万一炉心溶融物が原子炉圧力容器ペデスタル13内に落下
した場合、ドレンサンプ14が原子路圧力容器ペデスタル
13内全域に亘る大きい面積で設けてあるため収容能力が
大きく、原子炉圧力容器ペデスタル13外方への流出防止
効果が従来に比べて向上できる。また、ドレンサンプ14
の表面が耐熱性のライナ15で被覆してあるため、高温の
炉心溶融物がドライウェル床12を貫通するおそれもな
い。しかも、原子炉圧力容器ペデスタル13に設ける必要
のある人員通路となる開口部18の底辺部にドライウェル
床12よりも高い堰19を形成したことにより、炉心溶融物
の原子炉圧力容器ペデスタル13外方への流出を遅らせる
ことができる。さら補助開口部20により、炉心溶融物の
流出の均一な分散化が図れ、それにより炉心溶融物の原
子炉格納容器11外周側への到達を遅らせることができ
る。さらにまた、原子炉圧力容器ペデスタル13の外側に
も堰21を設け、炉心溶融物が原子炉格納容器11の手前で
流れを阻止されるようにしたので、炉心溶融物の原子炉
格納容器11外壁への直接接触が防止できる。
万一炉心溶融物が原子炉圧力容器ペデスタル13内に落下
した場合、ドレンサンプ14が原子路圧力容器ペデスタル
13内全域に亘る大きい面積で設けてあるため収容能力が
大きく、原子炉圧力容器ペデスタル13外方への流出防止
効果が従来に比べて向上できる。また、ドレンサンプ14
の表面が耐熱性のライナ15で被覆してあるため、高温の
炉心溶融物がドライウェル床12を貫通するおそれもな
い。しかも、原子炉圧力容器ペデスタル13に設ける必要
のある人員通路となる開口部18の底辺部にドライウェル
床12よりも高い堰19を形成したことにより、炉心溶融物
の原子炉圧力容器ペデスタル13外方への流出を遅らせる
ことができる。さら補助開口部20により、炉心溶融物の
流出の均一な分散化が図れ、それにより炉心溶融物の原
子炉格納容器11外周側への到達を遅らせることができ
る。さらにまた、原子炉圧力容器ペデスタル13の外側に
も堰21を設け、炉心溶融物が原子炉格納容器11の手前で
流れを阻止されるようにしたので、炉心溶融物の原子炉
格納容器11外壁への直接接触が防止できる。
したがって、炉心溶融物のペデスタル外方への流出抑
止、拡散速度減少、原子炉圧力容器への直接接触防止等
が図れ、苛酷事故時における原子炉格納容器の損傷防止
ひいては放射性物質の封じ込め機能維持に対する信頼性
がさらに向上できる。
止、拡散速度減少、原子炉圧力容器への直接接触防止等
が図れ、苛酷事故時における原子炉格納容器の損傷防止
ひいては放射性物質の封じ込め機能維持に対する信頼性
がさらに向上できる。
本発明によれば、ドライウェル床の原子炉圧力容器ペ
デスタル内側部分全体に亘り、耐熱性のライナで被覆さ
れたドレンサンプを設けたことにより、万一原子炉の苛
酷事故が発生し炉心溶融が起ったとしても、高温の炉心
溶融物の原子炉圧力容器ペデスタル内への保持能力が向
上し、原子炉格納容器の損傷防止、放射性物質の封じ込
め機能の維持等が有効に図れるようになり、想定される
苛酷事故対策としての信頼性が向上できる。
デスタル内側部分全体に亘り、耐熱性のライナで被覆さ
れたドレンサンプを設けたことにより、万一原子炉の苛
酷事故が発生し炉心溶融が起ったとしても、高温の炉心
溶融物の原子炉圧力容器ペデスタル内への保持能力が向
上し、原子炉格納容器の損傷防止、放射性物質の封じ込
め機能の維持等が有効に図れるようになり、想定される
苛酷事故対策としての信頼性が向上できる。
第１図は本発明に係る原子炉格納容器の一実施例を示す
要部縦断面図、第２図は第１図のII−II線断面図、第３
図は原子炉格納容器の全体構成を示す図、第４図は原子
炉格納容器の従来例を示す要部縦断面図である。 11……原子炉格納容器、12……ドライウェル床、13……
原子炉圧力容器ペデスタル、14……ドレンサンプ、15…
…ライナ、17……グレーチング床、18……開口部、19…
…堰、20……補助開口部、21……堰。
要部縦断面図、第２図は第１図のII−II線断面図、第３
図は原子炉格納容器の全体構成を示す図、第４図は原子
炉格納容器の従来例を示す要部縦断面図である。 11……原子炉格納容器、12……ドライウェル床、13……
原子炉圧力容器ペデスタル、14……ドレンサンプ、15…
…ライナ、17……グレーチング床、18……開口部、19…
…堰、20……補助開口部、21……堰。
Claims (5)
- 【請求項１】上部円筒、下部球殻形のドライウェルを有
し、そのドライウェル床の原子炉圧力容器ペデスタル内
側部分にドレンサンプを設けた原子炉格納容器におい
て、前記ドレンサンプはドライウェル床の原子炉圧力容
器ペデスタル内側部分全体に亘る大きさを有し、そのド
レンサンプ表面は耐熱性のライナで被覆してなることを
特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項２】ドレンサンプのライナはセラミック製ライ
ナと鋼製ライナとの重合ライナ構造とされている特許請
求の範囲第１項記載の原子炉格納容器。 - 【請求項３】原子炉圧力容器ペデスタルは人員通路とな
る開口部を有し、この開口部の底辺部にドライウェル床
よりも高い堰が形成されている特許請求の範囲第１項記
載の原子炉格納容器。 - 【請求項４】原子炉圧力容器ペデスタルは人員通路とな
る開口部と、この開口部の底辺部の堰と略同高さの底辺
部を有する補助開口部とを有し、これら開口部および補
助開口部は原子炉圧力容器ペデスタルに等間隔で周配さ
れている特許請求の範囲第１項記載の原子炉格納容器。 - 【請求項５】ドライウェル床の原子炉圧力容器ペデスタ
ル外周側に堰が形成されている特許請求の範囲第１項記
載の原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62008115A JPH0827372B2 (ja) | 1987-01-19 | 1987-01-19 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62008115A JPH0827372B2 (ja) | 1987-01-19 | 1987-01-19 | 原子炉格納容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63177096A JPS63177096A (ja) | 1988-07-21 |
| JPH0827372B2 true JPH0827372B2 (ja) | 1996-03-21 |
Family
ID=11684288
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62008115A Expired - Lifetime JPH0827372B2 (ja) | 1987-01-19 | 1987-01-19 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0827372B2 (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1988551B1 (en) | 2006-02-22 | 2015-01-28 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Core catcher |
| JP4612558B2 (ja) * | 2006-02-22 | 2011-01-12 | 株式会社東芝 | コアキャッチャーおよび原子炉格納容器 |
| JP4987681B2 (ja) * | 2007-12-12 | 2012-07-25 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器及び漏水検知床 |
| JP5306074B2 (ja) * | 2009-06-25 | 2013-10-02 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器ドレンサンプ |
| JP5710240B2 (ja) * | 2010-12-27 | 2015-04-30 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物の保持装置 |
| JP6166208B2 (ja) * | 2014-03-28 | 2017-07-19 | 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 |
| 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 |
-
1987
- 1987-01-19 JP JP62008115A patent/JPH0827372B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63177096A (ja) | 1988-07-21 |
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