JPS5913987A - 原子炉用コアキャッチャ−装置 - Google Patents

原子炉用コアキャッチャ−装置

Info

Publication number
JPS5913987A
JPS5913987A JP57112635A JP11263582A JPS5913987A JP S5913987 A JPS5913987 A JP S5913987A JP 57112635 A JP57112635 A JP 57112635A JP 11263582 A JP11263582 A JP 11263582A JP S5913987 A JPS5913987 A JP S5913987A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
heat exchanger
reactor
insulating tube
providing
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.)
Granted
Application number
JP57112635A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6161638B2 (ja
Inventor
アルバ−ド・エル・ラタ−
ア−ル・フイリツプ・ハモンド
ジエ−ムス・エル・ド−リ−
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
AARU ANDO DEE ASOSHIEITSU Inc
Original Assignee
AARU ANDO DEE ASOSHIEITSU Inc
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by AARU ANDO DEE ASOSHIEITSU Inc filed Critical AARU ANDO DEE ASOSHIEITSU Inc
Priority to JP57112635A priority Critical patent/JPS5913987A/ja
Publication of JPS5913987A publication Critical patent/JPS5913987A/ja
Publication of JPS6161638B2 publication Critical patent/JPS6161638B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • 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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明の分野 本発明は、原子炉用コアキャッチャ−装置及びそれを設
置する方法に関する。ここで、「コアキャッチャ−」装
置とは、原子炉の炉心が溶落するような偶発的な事故に
より、大気圏に放射能が漏出するのを防止するだめの装
置を云う。
生ヌ泗ヱ」」シ 原子炉容器の通常の緊急の冷却装置が損傷すると、核分
裂生成物が崩壊して、発熱が連続的に生ずる結果、燃料
の融解が生じる。一定の条件下で融解した燃料は、−次
原子炉容器を貫通して、その容器が収容されている建物
の床に落下してし1う。
既存の原子炉プラントのほとんどは、このような偶発的
な事故に対処するべく股引されていない。
そこで、何方トンという多量の、酸化アルミニウム及び
核分裂生成物のような発熱性の重い燃料は、臨界圧を越
えるガスを発生して、建物の床を破壊したり、建物の基
盤を融解してし捷う。このどちらの損傷によっても、放
射性物質は生物圏へ逃げ出してしまう。
確かな実験によれば、炉心の溶落の可能性は、それ程高
くない。しかし、最近の損傷実験によると、分析の結果
には、多くの不確定性があり、また溶落により生じる災
害の可能性を防止するには、信頼度が高く、かつか々り
低コス)・の構造物が必要であることがわかった。
1だ、このような最終的に安全な構造によれば、建造さ
れる原子炉プラントの数を減少させることが可能であり
、反核グループによる反対運動を抑制することも出来る
従来、原子炉燃料の溶落を防止し、かつ建造物の破壊を
防止しうる種々の炉心捕獲用装置が提案されている。
このような装置としては、例えば、1971年9月21
日登録の米国特許第5,607,630号明細書、及び
1977年7月19日登録の米国特許第4.056,6
88号明細書に開示されているものがある。
これらの明細書には、同様の目的を有するいくつかの他
の先行例も、引例として挙げられている。
しかし、これらの従来技術は、いずれも、問題を完全に
解決しうるものではなく、次に述べる欠点のうち、少く
とも1個を持っている。
(1)建物の外部に炉心材が漏出するのを防止するので
はなく、単にそれをおくらせるに過ぎない。
(2)崩壊熱を防止するだめに、ポンプ、モーター、及
び動力源のような各種の装置を必要とする。
(3)大きさ、形並びに位置を考慮に入れて、原子炉及
び建造物のいずれか、又は両者ともを、完全に再設計す
る必要がある。
(4)  コストがきわめて高くなる。
原子炉のすべての冷却装置を損傷するような破壊的事故
により、同時にコアギャツチャー冷却装置、まだはその
動力源が損傷されるようなことはないと考えることは、
非合理的であるので、上記のような装置は明らかに不適
当である。遅れ自体は、最終的な格納のだめの別の装置
を備えていない場合には、無意味である。
既存のプラントにう捷〈適合することの出来ない装置で
あると、すでに完成しているか、あるいは建造中の15
0個以コニの原子炉を有するものに対しては、不適当で
ある。
また、これらの必要な原子炉を建設するには、大衆の大
きな支持が必要である。
本発明の目的 従って、本発明は、次のことを目的とする原子炉格納装
置を提供することにある。
(1)原子炉自体を破壊するような極度に激しい事故に
容易に耐えうろこと。
(2)原子炉燃料核爆発細片の散乱を的確に防止して、
これを無期限に貯蔵すること。
(3)貯蔵された核分裂生成物の崩壊熱を、放射性物質
を漏出することなく、格納装置の外部に放出すること。
(4)貯蔵の期間を延長するために、動力源や人間の労
力を必要とすることなく操作しうること。
(5)運転中止のために費用損失を含めて、従来の装置
に比べ、はるかに安価なコストで、既存のプラントに適
宜設置しうろこと。
本発明の要約 本発明は、−次原子炉容器と格納容器とを備える通常の
原子炉プラントに使用されるものであって、次のような
ものを備えている。
(1)炉心直下の原子炉プラントの主床から下向きに延
びている爆風 絶縁管であって、この管の上端面に比較
的薄いシール層を備えているもの。
(2)溶融金属の降下を緩慢にしたり、溶落に伴う分裂
事故による機械的力や衝撃を吸収したり、炉心材が到達
する前に、水の蓄積と水蒸気爆発を防止したりするため
に、絶縁管内に設けた装置。
(3)融解した金属を受は取り、臨界以下の幾何学的構
造の中にこれを保存するために、絶縁管と連結されたコ
アキャッチャ−熱交換器。
(4)  コアキャッチャ−熱交換器と格納容器の両方
からの熱を集め、かつこの熱を、放射能を漏出させずに
、外界に発散するだめの別の熱交換器。
これらの基本的な装置の外に、本発明による装置は、次
のような特徴、あるいは追加の装置を備えているとよい
(A)爆風絶縁管とコアキャッチャ−熱交換器が、既存
の原子炉への取り付けを容易にするべく、かなり小さな
断面積を有しているとともに、垂直方向に長く延びた1
個の管として形成されていること。
(B)  水冷却塔が、冷却水循環装置を介して、コア
キャッチャ−熱交換器と連結されているとともに、ノ・
ウジングから突出l〜だもう一つの熱交換器と直接連結
されていること。
(C)  絶縁管とコアキャッチャ−熱交換器が、融解
炉心材の降下を制御するべく、砂及び薄い支持板のよう
なエネルギー吸収材の層を備えているこ(1))絶縁管
及びコアキャッチャ−熱交換器が、ハウジングと結合さ
れた堅固な強化コンクリートシェルで包捷れていること
(E)絶縁管が、炭素のような耐火材層をおおう、鋼鉄
製の内部ライナを備えていること。
(F)  コアキャッチャ−熱交換器d2、溶融金属の
主要部が除々に冷却するにつれて、酸化ウラニウム又は
他の炉心材の凍結した固体層を、壁面に形成するために
、鋼鉄製内部ライナと水ジャケットを備えていること。
((1)  コアキャッチャ−熱交換器は、炉心材が連
鎖反応を維持し、臨界状態にならぬように、十分に長く
、かつ薄く作られており、また場合によっては、分岐l
−だ管を備えていてもよいこと。
(11)装備を容易にするために、各部の大きさは、原
子炉ノ・ウジングの通常の直径は、30m又は40m以
上(約100フイート以」−)であるのに対し、絶縁管
及びコアキャッチャ−熱交換器の直径は、送風防止、即
ち爆発防止を確保するとともに、下方向に削ることなく
、原子炉の下の垂直軸の掘削を容易にするべく、2m又
は3ffl(6フイート又は10フイート)であるのが
よい。高速増殖炉においては、コアギャツチャー熱交換
器の直径は、臨界状態になるのを防止するために、約6
[]cm優J1フィート)で、下向きに狭くなっている
か、あるいは枝管を有しているのがよい。
所望の目的を満たして、従来技術の欠陥を克服するため
に、本発明による装置は、次に記載するような種々の利
点を有している。
(1)格納建造物と基盤に対する第三者からの攻撃を防
いで、所望の位置へ炉心の核爆発の細片を、集めたり導
いたりすること。
(2)所望の配置へ最終的に到達させつつ、最大温度と
核細片の降下速度とを制御すること。
(3)炉心の融解を防止するために従来は必要であった
多量の水を不要にしうろこと。
(4)除熱するために好適な配置を確保するとともに、
臨界に達する固まりが形成しないように、最終位置での
炉心材の型と位置を制御しうろこと。
(5)溶融金属や部材片などのような炉心材から生じる
他の残留物の存在を制御し7うること。
(6)熱交換器の炉心材に生成した崩壊熱を絶えず伝達
するべく、十分な表面積と適当な厚さを有する、凍結し
た固体燃料層を得るために好適な、型、大きさ及び位置
を有するコアキャッチャ−熱交換器を備えているとと。
(力 建造物内で、炉心材により生じた熱を集め、この
熱を大気中に放出するのに好適な場所に伝達する装置を
備えていること。これは、例えば水や空気の循環流を利
用した熱伝達装置である。
(8)最終的な冷却用装置を確保するだめの、防護遮蔽
装置と除熱装置を備えていること。ハウジング内の水や
蒸気の除熱装置は、原子炉と炉心の破壊や溶落のような
激しい爆発事故により、損傷することはない。
(9)放射性物質を排出することなく、2個の熱伝達装
置から自動的に除熱し、かつ気圧を逃がす装置を備えて
いること。
(10)格納容器の中の水の存在と、炉心材の相互作用
の度合にかかわりム<、放射性物質の崩壊により発生し
た熱を除去する装置を備えていること。
本発明の他の目的、特徴並びに利点は、図面とそれに基
づく以下の説明より、明らかになると思う。
呈議り駐i更 第1図には、通常の方法で地面(16)に据え付けられ
たハウジング(12)と、中央に炉心を有する一次原子
炉容器(14)とを備える原子炉プラントが示されてい
る。
本発明により改良された原子炉プラントは、絶縁管08
)とコアギャツチャー熱交換器(20)を備えていると
とを特徴としている。ハウジング(12)の底部には、
薄い床板(22)が形成されている。
−次原子炉容器04)が偶発的に融解した場合、この融
解した物質は、床板(22)を貫通して、絶縁管(18
)内に降下し、最終的に、コアキャッチャ−熱交換器(
20) tで到達する。
絶縁管(18)は、鋼製の薄板よりなる支持板(24)
と、支持板(24)により支持された、砂のようなかな
り軽量の衝撃吸収層(26)とを備えている。
熱交換器(20)の中央部にも、絶縁管(I8)と類似
の部材が設けられていて、融解した炉心や曲の部材の降
下速度を遅らせる。このようにして、降下速度が緩慢に
なるように制御されるので、壁面に対する衝撃は和らげ
られ、熱交換器の破壊は防止される。
第2図のように、絶縁管(18)は、鋼鉄製の内部ライ
ナ(28)と、例えば炭素でつくられた耐火材層(ろ0
)と、鋼鉄製外部被覆(32)とを備えている。絶縁管
(18)とコアキャッチャ−熱交換器(20)は、強化
コンクリートシェル(ろ4)で覆われている。
第2図に明瞭に示されているように、コアギャツテヤー
熱交換器(2(1)は、内壁(36)と外壁(38)と
を備えている。内壁(36)と外壁(68)は、それぞ
れ内部ライナ(28)と外部被覆(62)とに連結され
ている。
第2図において、絶縁管(18)と熱交換器(20)の
間に概略的に示された割れ目(40)は、矢印(42X
44X46)により示された循環流の動きが、支持板(
24)と、衝撃緩和層(26)たる砂(26)について
は発生しないことを表わしている。
第2図は、第1図に示しだ熱交換器(20)を拡大して
示したものである。溶融材料が熱交換器(20)のとこ
ろへ降下する際に、衝撃吸収層(26)と支持板(24
)は、その速度をおそくするべく機能する。
第2図において、最下部の矢印(46)は、最も重い物
質、即ち酸化ウラニウムが、熱交換器の最下部に降りる
冷却運動を示している。
溶融鋼などのような、より軽量の物質は、矢印(44)
で示すように、その上の部分を循環し、砂、または絶縁
管08)と熱交換器(20)に生じる他の流体は、矢印
(42)で示すように、最高位の部分を循環する。
内壁(66)と外壁(38)の間に設けた冷却ジャケラ
1− (4B)は、水で満されている。水は、下部導入
管(50)と上部排出管(52)の間を循環する。上部
排出管(52)は、第1図のように、冷却塔(54)と
接続されている。
溶融酸化ウラニウムは、通常、2100℃から2200
 ’Ctでの間の融点を有している。従って、この融点
は、溶融酸化ウラニウムと対向する内壁(ろ6)の融点
、即ち約1400℃から1500’Cよりも高い。しか
し、酸化アルミニウムと比べて、内壁(66)の高い熱
伝導度のだめに、内壁(36)は、接触する冷却水に近
い温度に保持されている。
実際に、熱交換器の鋼鉄壁に接触する酸化ウラニウムは
、鋼鉄壁と接して、凍結した「固体層−1を形成する。
そのため、酸化ウラニウム自体が冷却を促進させる容器
となる。
勿論、冷却ジャケラ) (48)内の水が急速に加熱さ
れ、低部排出管(50)と上部導入管(52)を介して
水冷却塔(54)に循環し、この水冷却塔(54)で、
溶融した炉心及び他の溶融岩屑が冷却されるので、1.
2力月の間に、多量の水が蒸発する。
水冷却塔(54)の代わりに、近くの湖、川、海のよう
な多量の水を有する場所から、水を導いたり、戻したり
してもよい。勿論、前記のような鋼鉄壁の厚い構造によ
り、水が放射能を帯びるという恐れはないので、水冷却
塔(54)から蒸発する水蒸気は汚染されない。
熱交換器(20)の内壁(66)は、融解した炉心材を
支持するべく、支持材(56)により補強されている。
第1図に示しだ昇降機(62)、垂直シャフト(<S4
)並びに2本の水平シャフト(66)(68)は、1回
の建設で設置することが出来る。従って、本発明による
コアキャッチャ−熱交換器は、既存の原子炉に配置する
ことが可能である。
垂直シャフトは、原子炉容器04)により直接に示され
た点により、2本のアクセストンネル(66X6B)と
共に、普通の建築技術により製造することが出来る。絶
縁管(国とコアキャッチャ−熱交換器(20)の直径は
非常に小さいので、原子炉を普通に作動させながら、大
部分の建設を行うことが可能である。
原子炉を止めると、1日に付き、数十万ドルの損失と々
るので、このことは重要である。しかし、絶縁管(18
1の」一端部に設けた床板(22)は薄いので、原子炉
を数日間という短期間だけ、停止しておくことが必要で
ある。
アクセストンネル(66’)(6B)の内部に、概ね水
平方向をなす給水管(50)と排水管(52)とが、そ
れぞれ設けられている。これらの管(50X52)の垂
直部分は、普通のドリルにより穿孔されている。
上記の説明において、地面下の構造に注目するべきであ
る。融解が生じると、ハウジング(12)に生じた高い
発熱により、炉心がハウジング(12)の内部に垂れ下
がる。これを防止するべく、ハウジング(12)の内部
へ突出する下端部(74)から吸収した熱は、熱交換器
(72)を経て、その上端部(76)から水冷却塔(5
4)へ送られ、そこで、冷却水(78)中に発散される
原子炉容器04)の融解による激しい事故から、熱交換
器(74)を防護するべく、遮蔽板(80)を設けるの
がよい。
1個の水冷却塔(54)と連結されている熱交換器(7
2)と、コアキャッチャ−熱交換器(20)の両者によ
り、ハウジング(12)内に発生した熱のほとんどは吸
収され、寸だ原子炉容器Ozがコアキャッチャ−熱交換
器(20)内に降下した場合にも、炉を破壊させるよう
万態を吸収することが出来る。
遅い中性子と、中性子の速度を遅めるだめの水を使用す
る通常の原子炉の場合、コアキャッチャ−熱交換器に関
して、それが臨界に達して、発熱することについて、特
別の注意を払う必要はない。
しかし、高速増殖炉の場合には、物質の量が多いので、
臨界に達してしまう可能性が高い。従って、このような
原子炉のために、垂直方向に延びる長くて薄い熱交換器
を使用したり、あるいは、第6図のような、分岐した管
よりなる構造のものとするのがよい。
第6図における高速増殖炉における本発明の装置の実施
例では、内壁(36)、外壁(38)、強化コンクリー
トシェル(34) 、並びに冷却ジャケラ) (48)
は、第2図示のものと概ね同じである。しかし、重量の
ある高速増殖材を支持するべく、熱交換器の最下端に、
複数の枝管(92)が設けられている。
給水管(50)が、適当なマニホルド管(94)により
、各枝管(92)を包む水ジャケットの最下端と連結さ
れている之よい。また、強化コンクリートシェル(34
)は、最下端(96)で拡径して、枝管(92)の最下
端部を完全に包むようにつくられている。枝管(92)
の端部は卵形であり、断面の最短部が1フイート、即ち
約30σ以下となっているので、高速増殖原子炉が臨界
に達するという危険性はなくなる。
原子炉ハウジングの直径は、普通、約3[1m(100
フイート)乃至約38m(125フイート)である。ま
た、絶縁管とコアキャッチャ−熱交換器の直径は、約2
〜3mであるのが好ましい。
原子炉ハウジングの基部の面積は、10,000平方フ
イート、即ち1000m2以上である。一方、絶縁管及
びコアキャッチャ−熱交換器の断面積は、通常約100
平方フイート、即ち約10m2である。
これらの形状を百分率で示せば、絶縁管とコアキャッチ
ャ−の直径は、通常、ハウジング基部の直径の1B%又
は20%以下である。絶縁管及びコアキャッチャ−の断
面積は、通常、ハウジング基部の5係以下である。
参考迄に、本発明に関連あると思われる米国特許番号を
、次に挙げる。しかも、これらはいずれも、上記のよう
な欠点を有している。
1972年3月14日登録の米国特許第5.640,4
51号 1972年11月14日登録の米国特許第5,702,
802号 1976年6月6日登録の米国特許第 3.719,556号 1976年6月22日登録の米国特許第3.964,9
66号 1977年1月18日登録の米国特許第4003.78
5号 1977年6月7日登録の米国特許第 4.028,179号 1978年2月7日登録の米国特許第 4.072,561号 1978年2月14日登録の米国特許第4.076.6
82号 1978年9月12日登録の米国特許第4.113,5
60号 上記の説明及び図面は、本発明の1実施例を示したもの
であり、本発明の趣旨並びに目的を逸脱しない限り、種
々の変更例が可能である。
例えば、絶縁管と熱交換器を、鋼鉄で裏張りする代りに
、温度抵抗の良い利14や、高強度の材料も使用しうる
。同様に、絶縁管と熱交換器を、砂と鋼鉄製支持板を使
用する代わりに、原子炉の落下速度を緩慢にしたり、衝
撃を吸収したり、水蒸気爆発を防止するべく、例えばプ
ラスチック板や土類、または他の材料も使用しうる。
捷だ、水による冷却装置の代わりに、コアキャッチング
原子炉から熱をのがすだめの他の装置を使用することも
出来る。更に、水ジャケットの直径と、水ジャケットの
壁面同士の間に設けた支持部材の強度を、各原子炉の各
部材に必要とされる最大熱流と最大応力にそれぞれ比例
するように定められてもよい。
上記した各変形態様もまた、本発明の範囲内であること
は、云う壕でもない。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明によるコアキャッチャ−装置を備える
通常の原子炉と、この原子炉に対する装備の要領を概略
的に示すものである。 第2図は、絶縁管とコアキャッチャ−熱交換器の部分を
拡大して示す図中ある。 第3図は、高速増薄形原子炉用のコアキャッチャ−熱交
換器の概略図である。 (12)ハウジング   04)原子炉容器(16)地
面      08)絶縁管(20)  コアキャッチ
ャ−熱交換器(22)床       (24)支持板
(26)衝撃吸収層   (28)内部ライナ(ろ0)
耐火材層    (32)外部被覆(34)強化コンク
リートシェル (36)内壁      (68)外壁(40)割れ目
     (42X44X4(S)矢印(48)冷却ジ
ャケラ+−(50)給水管(52)排水管     (
54)水冷却塔(56)支持材     (62)昇降
機(64)垂直シャフト  (66)(68)アクセス
トンネル(72)熱交換器    (74)下端部(7
6)上端部     (78)冷却水(80)遮蔽板 
    (92)枝管(94)マニホルド   (96
)最下端ig−1

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 (1)炉心破壊事故により、原子炉が溶落して、原子炉
    プラントから生物圏へ放射性物質が漏出するのを防止す
    る装置であって、前記原子炉プラントの要部が地上に設
    けられた格納用建造物であるものにおいて、 溶落しだ炉心材を受は取るべく、前記原子炉プラントの
    床から、炉心の真下方向に延びている絶縁管と、 前記絶縁管を介して流れ込んだ融解した炉心材を受は取
    るべく、相当に太き々表面積を有し、かつ臨界集合体を
    含寸ないように、十分に小さな横断面積を有するコアキ
    ャッチャ−熱交換器と、前記絶縁管を介して、前記コア
    キャッチャ−熱交換器に溶落する前記炉心材の落下速度
    を遅めるべく、前記絶縁管に取り付けられた装置と、前
    記コアギヤ′ツチャー熱交換器から熱を逃すだめの装置
    とを備え、 まだ前記絶縁管が、炉心の断面積ど概ね対応する相当に
    小さい断面積を有し、かつ縦と横の長さが、概ね等しい
    ことを特徴とする原子炉用コアキャッチャ−装置。 (2)絶縁管が、外側に設けた強化コンクリートシェル
    と、このコンクリートシェルの内側に設けた耐火材層と
    、高強度で耐高温性の金属よりなる内部ライナとを備え
    ている特許請求の範囲第(1)項に記載の装置。 (3)絶縁管の上端上を延びる相当に薄い/−ル層と、
    溶落した炉心が、前記絶縁管を介して降下するのを遅ら
    せるべく、前記絶縁管内に取り付けられた装置とを更に
    備えている特許請求の範囲第(1)項に記載の装置。 (4)  コアキャッチャ−熱交換器が、好伝熱性材料
    でつくられた内部ライナと、−4二部管及び下部管を有
    する水ジャケットとを備え、かつまた水を煮沸除去すべ
    く大気と連通ずる原子炉プラントに取り付けられた水冷
    却塔と、前記コアキャッチャ−熱交換器と水冷却塔の間
    の熱伝達を容易にすべく、前記上部管及び前記下部管を
    水冷却塔に取り付ける装置とを備えている特許請求の範
    囲第(1)項に記載の装置。 (5)原子炉プラント・・ウジングの内部と水冷却塔の
    間に、もう1つの熱交換器を備えている特許請求の範囲
    第(1)項に記載の装置。 (6)絶縁管の断面積が、ノ・ウジングの底部面積の5
    %以下である特許請求の範囲第(1)項に記載の装置。 (力 絶縁管の断面積が、)・ウジングの底部面積の6
    係以下である特許請求の範囲第(1)項に記載の装置。 (8)絶縁管が、2mの直径を有する特許請求の範囲第
    (1)項に記載の装置。 (9)原子炉が高速増殖炉であり、かつコアキャッチャ
    −熱交換器の下部における少くとも1つの横方向の直径
    が、60crn以下である特許請求の範囲第(1)項に
    記載の装置。 (10)  コアキャッチャ−熱交換器が、臨界に達す
    るのを避けるべく、炉心材を分離するだめの枝管を備え
    ている特許請求の範囲第(1)項に記載の装置。 01)生物圏への放射性物質の漏出を防出するべく、コ
    アキャッチャ−装置を備える原子炉プラントを設置する
    方法であって、 前記原子炉プラントの炉心直下の2個の空間に対し水平
    方向に延びる2本のトンネルを設ける段階と、 前記原子炉ゾラント直下の床から垂直方向に下方へ向け
    、炉心と同一の直径を有して、この直径の数倍の深さま
    で伸びている相当に小さな直径の孔を掘り抜く段階と、 前記原子炉プラントの床置下、即ち炉心の下において、
    前記孔の」一部に絶縁管を設ける段階と、融解した炉心
    材の降下速度を遅らせるべく、前記絶縁管内に衝撃を吸
    収する部材を取り伺ける段階と、 前記絶縁管の下で、融解した炉心材を受けるために、前
    記孔の内部にコアキャッチャ−熱交換器を設ける段階と
    より寿る方法。 (]2)孔の」一端と下端に、それぞれ接続された入口
    と出口を有し、更に水ジャケットを備える熱交換器を前
    記孔の中に形成する段階と、 プラントのハウジングに隣接して、水冷却塔を垂直方向
    に設ける段階と、 この水冷却塔に入口と出口を設ける段階を更に含んでい
    ることを特徴とする特許請求の範囲第(11)項に記載
    の方法。 (13)  コアキャッチャ−熱交換器と・・ウジング
    のいずれか、又は両方から熱が消散するように、前記・
    ・ウジングの内部と水冷却塔の間に延びる別の熱交換器
    を設ける段階を、更に含んでいることを特徴とする特許
    請求の範囲第(12i項に記載の方法。 (14)  孔の上端と下端にそれぞれ連結された入口
    と出口を有し、水ジャケットを備える熱交換器を前記孔
    の中に設ける段階と、 水平方向に延びるl・ンネルの少くとも一部分を介して
    、前記入口と出口に給水するだめの管を設ける段階とを
    、更に含んでいることを特徴とする特許請求の範囲第(
    11)項に記載の方法。 (15)水平方向に延びるトンネルを設ける前に、垂直
    方向に延びるシャフトを設ける段階と、上記の方法を実
    施するに際し、地表面からの機械と人力による作業を容
    易にするべく、ホイスト、即ち昇降機を設ける段階とを
    、更に含んでいることを特徴とする特許請求の範囲第(
    11)項に記載の方法。
JP57112635A 1982-07-01 1982-07-01 原子炉用コアキャッチャ−装置 Granted JPS5913987A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57112635A JPS5913987A (ja) 1982-07-01 1982-07-01 原子炉用コアキャッチャ−装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57112635A JPS5913987A (ja) 1982-07-01 1982-07-01 原子炉用コアキャッチャ−装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5913987A true JPS5913987A (ja) 1984-01-24
JPS6161638B2 JPS6161638B2 (ja) 1986-12-26

Family

ID=14591655

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57112635A Granted JPS5913987A (ja) 1982-07-01 1982-07-01 原子炉用コアキャッチャ−装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5913987A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008522155A (ja) * 2004-11-24 2008-06-26 オイスター・インターナショナル・ナムローゼ・フエンノートシャップ 原子力発電施設およびその建設方法
JP2016048249A (ja) * 2013-05-01 2016-04-07 竹田 眞司 安全性が高い原子力発電

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05342708A (ja) * 1992-06-10 1993-12-24 Alps Electric Co Ltd テープガイドおよび磁気ヘッド装置

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008522155A (ja) * 2004-11-24 2008-06-26 オイスター・インターナショナル・ナムローゼ・フエンノートシャップ 原子力発電施設およびその建設方法
JP2016048249A (ja) * 2013-05-01 2016-04-07 竹田 眞司 安全性が高い原子力発電

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6161638B2 (ja) 1986-12-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4442065A (en) Retrofittable nuclear reactor core catcher
EP3236472B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor
US4036688A (en) Apparatus for controlling molten core debris
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
Varma et al. AHTR mechanical, structural, and neutronic preconceptual design
CN107251152B (zh) 核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统
US3702802A (en) Nuclear reactor incorporating means for preventing molten fuel from breaching the containment vessel thereof in the event of a core meltdown
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
JPH06503885A (ja) 原子炉設備、その炉心コンテインメントおよび原子炉設備における非常冷却方法
RU100327U1 (ru) Устройство локализации расплава
US4342621A (en) Molten core catcher and containment heat removal system
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
US5410577A (en) Core-melt source reduction system
JPS5913987A (ja) 原子炉用コアキャッチャ−装置
EP0153308B1 (en) Retrofittable nuclear reactor
RU2165108C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU100326U1 (ru) Устройство стенки корпуса теплообменника
Kiselev et al. Model of the destruction of the reactor in the no. 4 unit of the Chernobyl nuclear power plant
RU2175152C2 (ru) Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
Lee et al. A review of the core catcher design in LMR
RU2165652C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
Szabo et al. A multi-crucible core-catcher concept: Design considerations and basic results
Peterson FFTF DESIGN FLEXIBILITY FOR HYPOTHETICAL ACCIDENT MITIGATION.
Kolev External Cooling: The SWR 1000 Severe Accident Management Strategy
Cottrell et al. Aircraft Reactor Test Hazards Summary Report