JPH10300883A - 原子炉容器の冷却装置及び冷却方法 - Google Patents
原子炉容器の冷却装置及び冷却方法Info
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- JPH10300883A JPH10300883A JP9112700A JP11270097A JPH10300883A JP H10300883 A JPH10300883 A JP H10300883A JP 9112700 A JP9112700 A JP 9112700A JP 11270097 A JP11270097 A JP 11270097A JP H10300883 A JPH10300883 A JP H10300883A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 万一炉心溶融事故が発生した場合でも、原子
炉容器の底部の損傷を防止できるようにする。 【解決手段】 冷却装置は、原子炉圧力容器１の下鏡５
の外壁面に対して冷却水を散水するための散水手段１０
を備えている。この散水手段１０は、下鏡５の上部外周
に対応して設けられた散水ノズル部１６と、この散水ノ
ズル部１６に注水配管１７を介して連結された注水ポン
プ１５とを有している。また、原子炉容器の冷却装置
は、下鏡５の温度を検出する温度検出器１１と、この温
度検出器１１からの温度信号が入力される制御装置１２
とを備えている。制御装置１２は、温度検出器１１から
の温度信号に基づいて、下鏡５の温度が所定の設定温度
を超えた場合、注水ポンプ１５に対して起動信号を送
り、注水ポンプ１５の作動による散水ノズル１６からの
散水を自動的に開始させるようになっている。
炉容器の底部の損傷を防止できるようにする。 【解決手段】 冷却装置は、原子炉圧力容器１の下鏡５
の外壁面に対して冷却水を散水するための散水手段１０
を備えている。この散水手段１０は、下鏡５の上部外周
に対応して設けられた散水ノズル部１６と、この散水ノ
ズル部１６に注水配管１７を介して連結された注水ポン
プ１５とを有している。また、原子炉容器の冷却装置
は、下鏡５の温度を検出する温度検出器１１と、この温
度検出器１１からの温度信号が入力される制御装置１２
とを備えている。制御装置１２は、温度検出器１１から
の温度信号に基づいて、下鏡５の温度が所定の設定温度
を超えた場合、注水ポンプ１５に対して起動信号を送
り、注水ポンプ１５の作動による散水ノズル１６からの
散水を自動的に開始させるようになっている。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、炉心を内蔵する原
子炉容器において、万一の炉心溶融事故の際にその底部
を冷却するための原子炉容器の冷却装置及び冷却方法に
関する。
子炉容器において、万一の炉心溶融事故の際にその底部
を冷却するための原子炉容器の冷却装置及び冷却方法に
関する。
【０００２】
【従来の技術】図４には、従来の原子炉容器の一例とし
て、一般的な沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容
器が示されている。図４において、原子炉圧力容器１
は、多数の燃料棒６が配設され制御棒７が挿入される炉
心２を内蔵している。この炉心２は、原子炉圧力容器１
内において冷却材によって冠水されるようになってい
る。また、原子炉圧力容器１の底部には半球面形状を有
する下鏡５が形成され、この下鏡５を多数の制御棒駆動
機構ハウジング８と、炉内核計装ハウジング９とが上下
方向に貫通している。
て、一般的な沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容
器が示されている。図４において、原子炉圧力容器１
は、多数の燃料棒６が配設され制御棒７が挿入される炉
心２を内蔵している。この炉心２は、原子炉圧力容器１
内において冷却材によって冠水されるようになってい
る。また、原子炉圧力容器１の底部には半球面形状を有
する下鏡５が形成され、この下鏡５を多数の制御棒駆動
機構ハウジング８と、炉内核計装ハウジング９とが上下
方向に貫通している。
【０００３】ここで、原子炉圧力容器１に接続された配
管の破断等のために冷却材の流出が起きた場合、原子炉
は非常停止され、非常用炉心冷却系による冷却材の注入
で炉心２を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防
ぐようになっている。
管の破断等のために冷却材の流出が起きた場合、原子炉
は非常停止され、非常用炉心冷却系による冷却材の注入
で炉心２を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防
ぐようになっている。
【０００４】しかし、極めて低い確率ではあるが、上記
非常用炉心冷却系が作動せず、その他の原子炉圧力容器
１内への注水設備も利用できないような事態も想定され
得る。そのような場合、炉心２の燃料棒６は露出した状
態となり、冷却材による冷却が行われないため、原子炉
の非常停止後も発生する崩壊熱によって燃料棒６の温度
が上昇し、最終的には炉心溶融に至る。
非常用炉心冷却系が作動せず、その他の原子炉圧力容器
１内への注水設備も利用できないような事態も想定され
得る。そのような場合、炉心２の燃料棒６は露出した状
態となり、冷却材による冷却が行われないため、原子炉
の非常停止後も発生する崩壊熱によって燃料棒６の温度
が上昇し、最終的には炉心溶融に至る。
【０００５】この炉心溶融に至った場合、高温の炉心溶
融物が下方に移動して炉心支持板３上に堆積し、その熱
で炉心支持板３が破損すると、更に炉心支持板３と下鏡
５との間の下部プレナム４内に落下する。そして、下部
プレナム４内に落下した炉心溶融物によって下鏡５の温
度が上昇し、その温度が原子炉圧力容器１の破損限界温
度を超えると、下鏡５が破損し、炉心溶融物が原子炉圧
力容器１の下方へ落下する。落下した炉心溶融物は、原
子炉圧力容器１の下に設けられたコンクリート製の格納
容器床面（図示せず）上に堆積する。そして、格納容器
床面が炉心溶融物による浸食で破損すると、炉心に含ま
れていた放射性物質が外部環境へ放出される可能性があ
る。
融物が下方に移動して炉心支持板３上に堆積し、その熱
で炉心支持板３が破損すると、更に炉心支持板３と下鏡
５との間の下部プレナム４内に落下する。そして、下部
プレナム４内に落下した炉心溶融物によって下鏡５の温
度が上昇し、その温度が原子炉圧力容器１の破損限界温
度を超えると、下鏡５が破損し、炉心溶融物が原子炉圧
力容器１の下方へ落下する。落下した炉心溶融物は、原
子炉圧力容器１の下に設けられたコンクリート製の格納
容器床面（図示せず）上に堆積する。そして、格納容器
床面が炉心溶融物による浸食で破損すると、炉心に含ま
れていた放射性物質が外部環境へ放出される可能性があ
る。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】上述したように、従来
は、万一非常用炉心冷却系が作動せず、その他の原子炉
圧力容器１内への注水設備も利用できないような事態が
起こり、炉心溶融物が原子炉圧力容器１底部の下鏡５ま
で落下した場合、原子炉圧力容器１の表面温度上昇を効
率よく抑制するための手段がない。
は、万一非常用炉心冷却系が作動せず、その他の原子炉
圧力容器１内への注水設備も利用できないような事態が
起こり、炉心溶融物が原子炉圧力容器１底部の下鏡５ま
で落下した場合、原子炉圧力容器１の表面温度上昇を効
率よく抑制するための手段がない。
【０００７】本発明は、このような点を考慮してなされ
たものであり、万一炉心溶融事故が発生した場合でも、
原子炉容器の底部の損傷を防止できるような原子炉容器
の冷却装置及び冷却方法を提供することを目的とする。
たものであり、万一炉心溶融事故が発生した場合でも、
原子炉容器の底部の損傷を防止できるような原子炉容器
の冷却装置及び冷却方法を提供することを目的とする。
【０００８】
【課題を解決するための手段】第１の手段は、炉心を内
蔵する原子炉容器の冷却装置において、前記原子炉容器
の底部の外壁面に対して冷却水を散水するための散水手
段と、前記原子炉容器の底部の温度を検出する温度検出
器と、この温度検出器の検出した底部の温度が所定の設
定温度を超えた場合、前記散水手段に散水を開始させる
ための制御手段とを備えたことを特徴とする原子炉容器
の冷却装置である。
蔵する原子炉容器の冷却装置において、前記原子炉容器
の底部の外壁面に対して冷却水を散水するための散水手
段と、前記原子炉容器の底部の温度を検出する温度検出
器と、この温度検出器の検出した底部の温度が所定の設
定温度を超えた場合、前記散水手段に散水を開始させる
ための制御手段とを備えたことを特徴とする原子炉容器
の冷却装置である。
【０００９】この第１の手段によれば、原子炉容器の底
部の温度が所定の設定温度を超えた場合、自動的に制御
手段が散水手段に散水を開始させ、原子炉容器の底部の
外壁面に対する冷却水の散水による冷却効果で、原子炉
容器の底部の温度上昇が抑制される。
部の温度が所定の設定温度を超えた場合、自動的に制御
手段が散水手段に散水を開始させ、原子炉容器の底部の
外壁面に対する冷却水の散水による冷却効果で、原子炉
容器の底部の温度上昇が抑制される。
【００１０】第２の手段は、第１の手段において、前記
原子炉容器の底部の外壁面を間隔を置いて覆う底部カバ
ーを更に備え、前記散水手段は、前記原子炉容器の底部
の外壁面と前記底部カバーとの間の間隙内に散水を行う
ようにしたものである。
原子炉容器の底部の外壁面を間隔を置いて覆う底部カバ
ーを更に備え、前記散水手段は、前記原子炉容器の底部
の外壁面と前記底部カバーとの間の間隙内に散水を行う
ようにしたものである。
【００１１】この第２の手段によれば、第１の手段にお
いて、散水手段によって散水された冷却水を原子炉容器
の底部の外壁面全体に確実に行き渡らせ、原子炉容器の
底部全体を効果的に冷却することができる。
いて、散水手段によって散水された冷却水を原子炉容器
の底部の外壁面全体に確実に行き渡らせ、原子炉容器の
底部全体を効果的に冷却することができる。
【００１２】第３の手段は、第１又は第２の手段におい
て、前記制御手段に代えて、前記温度検出器の検出した
温度を監視するための監視手段と、前記散水手段を手動
で操作するための手動操作手段とを備えたものである。
て、前記制御手段に代えて、前記温度検出器の検出した
温度を監視するための監視手段と、前記散水手段を手動
で操作するための手動操作手段とを備えたものである。
【００１３】第４の手段は、第１又は第２の手段におい
て、前記温度検出器の検出した温度を監視するための監
視手段と、前記散水手段を手動で操作するための手動操
作手段とを更に備えたものである。
て、前記温度検出器の検出した温度を監視するための監
視手段と、前記散水手段を手動で操作するための手動操
作手段とを更に備えたものである。
【００１４】これらの第３又は第４の手段によれば、第
１又は第２の手段において、監視手段によって監視され
る温度に基づく判断で適宜、手動による散水原子炉容器
の底部の冷却を行うことができる。
１又は第２の手段において、監視手段によって監視され
る温度に基づく判断で適宜、手動による散水原子炉容器
の底部の冷却を行うことができる。
【００１５】第５の手段は、炉心を内蔵する原子炉容器
の冷却方法において、前記原子炉容器の底部の温度を検
出し、この原子炉容器の底部の温度が所定の設定温度を
超えた場合、前記原子炉容器の底部の外壁面に対して冷
却水の散水を行うことを特徴とする原子炉容器の冷却方
法である。
の冷却方法において、前記原子炉容器の底部の温度を検
出し、この原子炉容器の底部の温度が所定の設定温度を
超えた場合、前記原子炉容器の底部の外壁面に対して冷
却水の散水を行うことを特徴とする原子炉容器の冷却方
法である。
【００１６】この第５の手段によれば、原子炉容器の底
部の温度が所定の設定温度を超えた場合、原子炉容器の
底部の外壁面に対して散水を行うことにより、原子炉容
器の底部が冷却され、その温度上昇が抑制される。
部の温度が所定の設定温度を超えた場合、原子炉容器の
底部の外壁面に対して散水を行うことにより、原子炉容
器の底部が冷却され、その温度上昇が抑制される。
【００１７】
【発明の実施の形態】次に、図面を参照して本発明の実
施の形態について説明する。図１乃至図３は本発明によ
る原子炉容器の冷却装置の実施の形態を示す図である。
なお、図１乃至図３に示す本発明の実施の形態におい
て、図４に示す従来例と同一の構成部分には同一符号を
付して説明する。
施の形態について説明する。図１乃至図３は本発明によ
る原子炉容器の冷却装置の実施の形態を示す図である。
なお、図１乃至図３に示す本発明の実施の形態におい
て、図４に示す従来例と同一の構成部分には同一符号を
付して説明する。
【００１８】［第１の実施形態］まず、図１乃び図２に
より本発明の第１の実施形態について説明する。図１に
は、図４に示すのと同様の一般的な沸騰水型原子炉（Ｂ
ＷＲ）の原子炉圧力容器の要部が示されている。図１に
おいて、原子炉圧力容器（原子炉容器）１は、多数の燃
料棒６が配設され制御棒７が挿入される炉心２を内蔵し
ている。この炉心２は、原子炉圧力容器１内において冷
却材によって冠水されるようになっている。
より本発明の第１の実施形態について説明する。図１に
は、図４に示すのと同様の一般的な沸騰水型原子炉（Ｂ
ＷＲ）の原子炉圧力容器の要部が示されている。図１に
おいて、原子炉圧力容器（原子炉容器）１は、多数の燃
料棒６が配設され制御棒７が挿入される炉心２を内蔵し
ている。この炉心２は、原子炉圧力容器１内において冷
却材によって冠水されるようになっている。
【００１９】また、原子炉圧力容器１の底部には半球面
形状を有する下鏡（原子炉容器の底部）５が形成され、
この下鏡５の中央部を多数の制御棒駆動機構ハウジング
８と、炉内核計装ハウジング９とが上下方向に貫通して
いる。なお、図１に符号３で示すのは炉心支持板３であ
り、符号４で示すのは、炉心支持板３と下鏡５との間に
形成された下部プレナムである。
形状を有する下鏡（原子炉容器の底部）５が形成され、
この下鏡５の中央部を多数の制御棒駆動機構ハウジング
８と、炉内核計装ハウジング９とが上下方向に貫通して
いる。なお、図１に符号３で示すのは炉心支持板３であ
り、符号４で示すのは、炉心支持板３と下鏡５との間に
形成された下部プレナムである。
【００２０】ここで、原子炉容器の冷却装置は、原子炉
圧力容器１の下鏡５の外壁面に対して冷却水を散水する
ための散水手段１０を備えている。この散水手段１０
は、下鏡５の上部外周に対応して設けられた散水ノズル
部１６と、この散水ノズル部１６に注水配管１７を介し
て連結された注水ポンプ１５とを有している。また、原
子炉容器の冷却装置は、下鏡５の温度を検出する温度検
出器１１と、この温度検出器１１からの温度信号が入力
される制御装置（制御手段）１２とを備えている。そし
て、制御装置１２には、監視装置１３と手動操作装置１
４とが接続されている。
圧力容器１の下鏡５の外壁面に対して冷却水を散水する
ための散水手段１０を備えている。この散水手段１０
は、下鏡５の上部外周に対応して設けられた散水ノズル
部１６と、この散水ノズル部１６に注水配管１７を介し
て連結された注水ポンプ１５とを有している。また、原
子炉容器の冷却装置は、下鏡５の温度を検出する温度検
出器１１と、この温度検出器１１からの温度信号が入力
される制御装置（制御手段）１２とを備えている。そし
て、制御装置１２には、監視装置１３と手動操作装置１
４とが接続されている。
【００２１】ここで、上記制御装置１２は、温度検出器
１１からの温度信号に基づいて、下鏡５の温度が所定の
設定温度を超えた場合、注水ポンプ１５に対して起動信
号を送り、注水ポンプ１５の作動による散水ノズル１６
からの散水を自動的に開始させるようになっている。上
記設定温度としては、原子炉圧力容器１の破損限界温度
（約１２００℃）より低く、且つ原子炉の通常運転時に
おける下鏡５の温度（約３００℃）より十分高い温度に
設定することが好ましい。また、散水ノズル１６からの
冷却水の散水方向は、ほぼ下鏡５の外壁面に沿うような
方向であることが好ましい。
１１からの温度信号に基づいて、下鏡５の温度が所定の
設定温度を超えた場合、注水ポンプ１５に対して起動信
号を送り、注水ポンプ１５の作動による散水ノズル１６
からの散水を自動的に開始させるようになっている。上
記設定温度としては、原子炉圧力容器１の破損限界温度
（約１２００℃）より低く、且つ原子炉の通常運転時に
おける下鏡５の温度（約３００℃）より十分高い温度に
設定することが好ましい。また、散水ノズル１６からの
冷却水の散水方向は、ほぼ下鏡５の外壁面に沿うような
方向であることが好ましい。
【００２２】また、上記監視装置１３は、温度検出器１
１からの温度信号に基づいて、下鏡５の温度を人が監視
できるようにするものであり、上記手動操作装置１４
は、手動で注水ポンプ１５の起動操作を行うためのもの
である。
１からの温度信号に基づいて、下鏡５の温度を人が監視
できるようにするものであり、上記手動操作装置１４
は、手動で注水ポンプ１５の起動操作を行うためのもの
である。
【００２３】次に、このような構成よりなる本実施形態
の作用について説明する。本実施形態によれば、万一の
炉心溶融事故の際、図１に符号Ａで示すように下部プレ
ナム４内に落下した高温の炉心溶融物によって、下鏡５
の温度が上昇して所定の設定温度を超えた場合、上述し
たような制御装置１２の動作によって、下鏡５の外壁面
に対して散水ノズル１６から自動的に冷却水の散水が行
われる。
の作用について説明する。本実施形態によれば、万一の
炉心溶融事故の際、図１に符号Ａで示すように下部プレ
ナム４内に落下した高温の炉心溶融物によって、下鏡５
の温度が上昇して所定の設定温度を超えた場合、上述し
たような制御装置１２の動作によって、下鏡５の外壁面
に対して散水ノズル１６から自動的に冷却水の散水が行
われる。
【００２４】そして、散水された冷却水は、半球面形状
の下鏡５の外壁面を伝わってその中央部に向かって流
れ、下鏡５の外壁面を冷却する。また、このような冷却
水による下鏡５表面の冷却効果（空気冷却の１０倍以上
の効果が期待される）に加え、下鏡５を貫通する多数の
制御棒駆動機構ハウジング８と炉内核計装ハウジング９
にも冷却水が掛かることにより、これらのハウジング
８，９が一種の放熱フィンとして作用し、一層冷却が促
進される。
の下鏡５の外壁面を伝わってその中央部に向かって流
れ、下鏡５の外壁面を冷却する。また、このような冷却
水による下鏡５表面の冷却効果（空気冷却の１０倍以上
の効果が期待される）に加え、下鏡５を貫通する多数の
制御棒駆動機構ハウジング８と炉内核計装ハウジング９
にも冷却水が掛かることにより、これらのハウジング
８，９が一種の放熱フィンとして作用し、一層冷却が促
進される。
【００２５】このように、冷却水の散水によって下鏡５
が効果的に冷却され、その温度上昇が抑制されるので、
図２に示すように、下鏡５の温度が原子炉圧力容器１の
破損限界温度まで上昇することを防ぎ、下鏡５の破損に
よる炉心溶融物の流出を防止することができる。
が効果的に冷却され、その温度上昇が抑制されるので、
図２に示すように、下鏡５の温度が原子炉圧力容器１の
破損限界温度まで上昇することを防ぎ、下鏡５の破損に
よる炉心溶融物の流出を防止することができる。
【００２６】また、以上のような制御装置１２による自
動的な散水の他、上記監視手段１３によって監視される
温度に基づく判断で適宜、手動操作手段１４で注水ポン
プの起動操作を行うことにより、手動で冷却水の散水を
散水して下鏡５の冷却を行うこともできる。
動的な散水の他、上記監視手段１３によって監視される
温度に基づく判断で適宜、手動操作手段１４で注水ポン
プの起動操作を行うことにより、手動で冷却水の散水を
散水して下鏡５の冷却を行うこともできる。
【００２７】［第２の実施形態］次に、図３により本発
明の第２の実施形態について説明する。本実施形態は、
図３に示すように、下鏡５の外壁面を間隔を置いて覆う
半球面形状の下鏡カバー（底部カバー）１８が設けら
れ、下鏡５の外壁面と下鏡カバー１８との間の間隙内に
散水ノズル１６からの散水を行うようになっている点で
上記第１の実施形態と異なり、その他の構成は図１に示
す上記第１の実施形態と同様である。
明の第２の実施形態について説明する。本実施形態は、
図３に示すように、下鏡５の外壁面を間隔を置いて覆う
半球面形状の下鏡カバー（底部カバー）１８が設けら
れ、下鏡５の外壁面と下鏡カバー１８との間の間隙内に
散水ノズル１６からの散水を行うようになっている点で
上記第１の実施形態と異なり、その他の構成は図１に示
す上記第１の実施形態と同様である。
【００２８】本実施形態によれば、下鏡５の外壁面と下
鏡カバー１８との間の間隙内に散水を行うことにより、
冷却水を下鏡５の外壁面全体に確実に行き渡らせ、下鏡
５の全体を効果的に冷却することができる。また、上記
第１の実施形態では、多数の制御棒駆動機構ハウジング
８や炉内核計装ハウジング９が邪魔になって冷却水が下
鏡５の中央部まで十分に行き渡らない場合であっても、
本実施形態によれば下鏡５の中央部まで確実に冷却水を
行き渡らせることができる。
鏡カバー１８との間の間隙内に散水を行うことにより、
冷却水を下鏡５の外壁面全体に確実に行き渡らせ、下鏡
５の全体を効果的に冷却することができる。また、上記
第１の実施形態では、多数の制御棒駆動機構ハウジング
８や炉内核計装ハウジング９が邪魔になって冷却水が下
鏡５の中央部まで十分に行き渡らない場合であっても、
本実施形態によれば下鏡５の中央部まで確実に冷却水を
行き渡らせることができる。
【００２９】なお、以上の実施の形態において、沸騰水
型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器の場合について説
明したが、本発明はこれに限られるものではなく、加圧
水型原子炉（ＰＷＲ）の原子炉容器や、その他の形式の
原子炉容器について適用してもよい。
型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器の場合について説
明したが、本発明はこれに限られるものではなく、加圧
水型原子炉（ＰＷＲ）の原子炉容器や、その他の形式の
原子炉容器について適用してもよい。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉容器の底部の温
度が所定の設定温度を超えた場合、自動的に制御手段が
散水手段に散水を開始させ、原子炉容器の底部の外壁面
に対する冷却水の散水による冷却効果で、原子炉容器の
底部の温度上昇が抑制される。このため、万一炉心溶融
事故が発し、炉心溶融物が原子炉容器の底部まで落下し
た場合でも、原子炉容器の底部の損傷を防止することが
できる。
度が所定の設定温度を超えた場合、自動的に制御手段が
散水手段に散水を開始させ、原子炉容器の底部の外壁面
に対する冷却水の散水による冷却効果で、原子炉容器の
底部の温度上昇が抑制される。このため、万一炉心溶融
事故が発し、炉心溶融物が原子炉容器の底部まで落下し
た場合でも、原子炉容器の底部の損傷を防止することが
できる。
【図１】本発明による原子炉容器の冷却装置の第１の実
施形態を、原子炉容器の要部縦断面とともに示すブロッ
ク図。
施形態を、原子炉容器の要部縦断面とともに示すブロッ
ク図。
【図２】図１に示す原子炉容器の冷却装置の作用効果を
示すグラフであって、原子炉圧力容器の下鏡温度の径時
変化を示すグラフ。
示すグラフであって、原子炉圧力容器の下鏡温度の径時
変化を示すグラフ。
【図３】本発明による原子炉容器の冷却装置の第２の実
施形態を、原子炉容器の要部縦断面とともに示すブロッ
ク図。
施形態を、原子炉容器の要部縦断面とともに示すブロッ
ク図。
【図４】従来の原子炉容器の一例を示す要部縦断面図。
１ 原子炉圧力容器（原子炉容器） ２ 炉心 ３ 炉心支持板 ５ 下鏡（原子炉容器の底部） ６ 燃料棒 ７ 制御棒 ８ 制御棒駆動機構ハウジング ９ 炉内核計装ハウジング １０ 散水手段 １１ 温度検出器 １２ 制御装置（制御手段） １３ 監視装置（監視手段） １４ 手動操作装置（手動操作手段） １６ 散水ノズル部 １８ 下鏡カバー（底部カバー）
Claims (5)
- 【請求項１】炉心を内蔵する原子炉容器の冷却装置にお
いて、 前記原子炉容器の底部の外壁面に対して冷却水を散水す
るための散水手段と、 前記原子炉容器の底部の温度を検出する温度検出器と、 この温度検出器の検出した底部の温度が所定の設定温度
を超えた場合、前記散水手段に散水を開始させるための
制御手段とを備えたことを特徴とする原子炉容器の冷却
装置。 - 【請求項２】前記原子炉容器の底部の外壁面を間隔を置
いて覆う底部カバーを更に備え、 前記散水手段は、前記原子炉容器の底部の外壁面と前記
底部カバーとの間の間隙内に散水を行うようになってい
ることを特徴とする請求項１記載の原子炉容器の冷却装
置。 - 【請求項３】前記制御手段に代えて、 前記温度検出器の検出した温度を監視するための監視手
段と、 前記散水手段を手動で操作するための手動操作手段とを
備えたことを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉容
器の冷却装置。 - 【請求項４】前記温度検出器の検出した温度を監視する
ための監視手段と、 前記散水手段を手動で操作するための手動操作手段とを
更に備えたことを特徴とする請求項１又は２記載の原子
炉容器の冷却装置。 - 【請求項５】炉心を内蔵する原子炉容器の冷却方法にお
いて、 前記原子炉容器の底部の温度を検出し、 この原子炉容器の底部の温度が所定の設定温度を超えた
場合、前記原子炉容器の底部の外壁面に対して冷却水の
散水を行うことを特徴とする原子炉容器の冷却方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9112700A JPH10300883A (ja) | 1997-04-30 | 1997-04-30 | 原子炉容器の冷却装置及び冷却方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9112700A JPH10300883A (ja) | 1997-04-30 | 1997-04-30 | 原子炉容器の冷却装置及び冷却方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10300883A true JPH10300883A (ja) | 1998-11-13 |
Family
ID=14593318
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9112700A Pending JPH10300883A (ja) | 1997-04-30 | 1997-04-30 | 原子炉容器の冷却装置及び冷却方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH10300883A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001016962A1 (fr) * | 1999-08-27 | 2001-03-08 | Hitachi, Ltd. | Equipement de securite pour reacteur |
| KR100873647B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-12-12 | 한국원자력연구원 | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 |
| JP2015040732A (ja) * | 2013-08-21 | 2015-03-02 | 株式会社東芝 | 原子炉圧力容器及び原子炉圧力容器の冷却方法 |
| JP2017090401A (ja) * | 2015-11-17 | 2017-05-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位推定装置 |
| CN112753078A (zh) * | 2018-09-25 | 2021-05-04 | 纽斯高动力有限责任公司 | 带有热管冷却的控制棒驱动机构 |
-
1997
- 1997-04-30 JP JP9112700A patent/JPH10300883A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001016962A1 (fr) * | 1999-08-27 | 2001-03-08 | Hitachi, Ltd. | Equipement de securite pour reacteur |
| KR100873647B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-12-12 | 한국원자력연구원 | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 |
| JP2015040732A (ja) * | 2013-08-21 | 2015-03-02 | 株式会社東芝 | 原子炉圧力容器及び原子炉圧力容器の冷却方法 |
| JP2017090401A (ja) * | 2015-11-17 | 2017-05-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位推定装置 |
| CN112753078A (zh) * | 2018-09-25 | 2021-05-04 | 纽斯高动力有限责任公司 | 带有热管冷却的控制棒驱动机构 |
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