WO2010134280A1 - 原子炉格納構造 - Google Patents

原子炉格納構造 Download PDF

Info

Publication number
WO2010134280A1
WO2010134280A1 PCT/JP2010/003171 JP2010003171W WO2010134280A1 WO 2010134280 A1 WO2010134280 A1 WO 2010134280A1 JP 2010003171 W JP2010003171 W JP 2010003171W WO 2010134280 A1 WO2010134280 A1 WO 2010134280A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
reactor containment
sump
opening
pool
weir
Prior art date
Application number
PCT/JP2010/003171
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
宇多信喜
福田秀朗
松岡寛
Original Assignee
三菱重工業株式会社
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 三菱重工業株式会社 filed Critical 三菱重工業株式会社
Priority to US13/319,155 priority Critical patent/US20120051486A1/en
Priority to KR1020117027411A priority patent/KR20120012472A/ko
Priority to CA2761517A priority patent/CA2761517A1/en
Priority to EP10777520A priority patent/EP2434495A1/en
Publication of WO2010134280A1 publication Critical patent/WO2010134280A1/ja

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • 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
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a reactor containment structure used for a pressurized water reactor.
  • This application claims priority on May 20, 2009 based on Japanese Patent Application No. 2009-12296 for which it applied to Japan, and uses the content here.
  • the primary coolant (light water) is pressurized so as not to boil.
  • the primary coolant is heated with the thermal energy generated by the nuclear fission reaction, and the primary coolant that has reached a high temperature is sent to the steam generator.
  • the secondary coolant (light water) is boiled and the turbine generator is rotated by high-temperature and high-pressure steam to generate electricity.
  • This security structure mainly includes a reactor containment vessel and a pump device.
  • the reactor containment vessel mainly includes a reactor containment chamber, a pool, and a sump.
  • the reactor is stored in the reactor containment chamber.
  • the pool is provided inside the reactor containment vessel and adjacent to the lower part of the reactor containment chamber, and stores the emergency coolant.
  • the sump is located at the bottom of the pool.
  • an opening for allowing the emergency coolant in the reactor containment chamber to flow into the pool is provided in the lower part of the reactor containment chamber.
  • the pump device draws in the emergency coolant from the sump and discharges it from the upper part of the reactor containment chamber.
  • the emergency coolant is sucked from the sump at the bottom of the pool by the pump device and discharged from the top of the reactor containment chamber.
  • the discharged emergency coolant flows into the pool from the opening of the reactor containment chamber, is sucked again by the pump device, and circulates in the safety structure.
  • the reactor containment structure disclosed in Patent Document 1 below includes a second sump that functions as a temporary storage tank for emergency cooling water at the opening of the floor of the reactor containment chamber.
  • the 2nd screen is provided in the water outflow part from a 2nd sump to a pool.
  • the debris is captured by the second screen so as not to flow into the pool, thereby suppressing the debris from adhering to the sump screen.
  • the pressurized water reactor as described above has a problem that the second sump cannot be provided in all of the openings. That is, for example, the second sump as described above cannot be provided in the opening of the ascending / descending steps provided between the pool and the reactor containment chamber. It is also conceivable that this opening can be opened and closed. However, if the opening of the elevating staircase can be opened and closed, there is a problem that maintainability is lowered and the circulation efficiency of emergency cooling water is lowered.
  • the present invention provides a reactor containment structure that can suppress the attachment of debris to a debris filter and can simplify the configuration of an opening.
  • a reactor containment structure of the present invention comprises the following.
  • a reactor containment chamber having a plurality of openings communicating with the lower floor in the lower part of the room where the nuclear reactor is stored, a sump pool in which the emergency coolant is stored, and a lower part of the sump pool.
  • a reactor containment vessel with an integrated sump.
  • a debris filter provided in the sump.
  • a pump body that sucks the emergency coolant from the sump and discharges it from the upper part of the reactor containment chamber.
  • the emergency coolant discharged from the upper part of the reactor containment chamber reflows into the sump pool from the opening of the reactor containment chamber, and the emergency containment Coolant circulates.
  • the reactor containment structure of the present invention includes a weir for restricting a flow rate of the emergency coolant re-flowing from the opening into the sump pool at an opening closest to the sump among the plurality of openings. It is characterized by that. That is, in order to solve the above problems, the reactor containment structure of the present invention includes the following. Reactor containment vessel. A reactor containment chamber provided inside the reactor containment vessel and housing the reactor. A pool that is provided inside the reactor containment vessel and adjacent to the lower part of the reactor containment chamber and stores an emergency coolant. A plurality of openings through which the emergency coolant flows from the reactor containment chamber into the pool. A sump provided below the pool. A debris filter provided in the sump for filtering debris contained in the emergency coolant.
  • a pump device that sucks the emergency coolant from the sump and discharges it into the reactor containment chamber.
  • a weir that is provided at least in the opening closest to the sump among the plurality of openings and restricts the flow rate of the emergency coolant flowing into the pool from the reactor containment chamber.
  • the flow rate of the emergency coolant flowing into the pool through the opening having the weir among the plurality of openings is limited. Therefore, the flow rate of the emergency coolant flowing into the pool from the opening having no weir increases.
  • the opening without the weir is farther from the sump than the opening with the weir. Therefore, most of the emergency coolant discharged into the reactor containment chamber flows into the pool from a position farther away from the sump than before through an opening having no weir.
  • route for which the emergency coolant which flowed into the pool moves to a sump is extended rather than before. Therefore, the debris contained in the emergency coolant that has flowed into the pool is more likely to settle than before in the middle of the sump.
  • the debris contained in the emergency coolant is difficult to reach the debris filter. That is, by providing the weir, the flow rate of the emergency coolant in the opening through which the emergency coolant flows into a position where the debris easily reaches the debris filter body is limited. At the same time, the flow rate of the emergency cooling liquid at the opening through which the emergency cooling liquid flows into a position where the debris hardly reaches the debris filter is increased. Thereby, it becomes difficult for debris to reach the debris filter body than before, and debris reaching the debris filter body can be reduced. In addition, the weir captures debris at the opening closest to the sump. Therefore, it becomes difficult for debris to flow into the pool from the opening closest to the sump.
  • the debris flowing into the pool is reduced, and it becomes difficult for the debris to reach the debris filter. Therefore, according to the containment structure of the present invention, the debris reaching the debris filter body can be suppressed, and the debris adhesion to the debris filter body can be suppressed. Further, the configuration can be simplified as compared with the case where a sump structure is provided in the opening or a sealing mechanism is provided. Therefore, debris can be prevented from adhering to the debris filter and the configuration of the opening can be simplified.
  • the weir of one opening part near the said sump among arbitrary two openings may be higher than the weir of the other opening part away from the said sump. That is, among the plurality of openings having the weir, the height of the weir in the opening close to the sump may be higher than the height of the weir in the opening far from the sump. According to this configuration, the inflow amount distribution of the emergency coolant to the pool can be finely adjusted.
  • the weir may gradually increase in thickness from the upper end toward the lower end. That is, the thickness of the weir may be gradually increased so that the lower portion is thicker than the upper portion.
  • the weir may be configured integrally with the reactor containment vessel. That is, the weir may be provided integrally with the reactor containment vessel. According to these configurations, the strength of the weir can be increased. This prevents damage to the weir even when large debris collides or when a large fluid force acts from the emergency coolant. Therefore, even in such a case, adhesion of debris to the debris filter can be continuously suppressed.
  • the nuclear reactor containment structure according to the present invention can suppress the adhesion of debris to the debris filter and can simplify the configuration of the opening.
  • FIG. 2 is a cross-sectional view of a main part of the reactor containment structure 1 according to the first embodiment of the present invention, taken along the line II in FIG.
  • FIG. 2 is a cross-sectional view of a main part of the reactor containment structure 1 according to the first embodiment of the present invention, taken along the line II-II in FIG.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a reactor containment structure 1 according to a first embodiment of the present invention.
  • 2 is a cross-sectional view taken along the line II in FIG. 3 is a cross-sectional view taken along line II-II in FIG.
  • the reactor containment structure 1 includes a reactor containment vessel 10 that houses a nuclear reactor 5, and a circulation pump (pump body, pump device) 20.
  • the nuclear reactor containment vessel 10 includes a nuclear reactor containment chamber 11 for storing the nuclear reactor 5 and a pool (sump pool) 12 in which emergency cooling water (emergency cooling liquid) W is stored.
  • the reactor containment chamber 11 is provided inside the reactor containment vessel 10.
  • the reactor containment chamber 11 stores a steam generator and a pressurizer (not shown) together with the reactor 5.
  • rectangular openings 11 b and 11 c communicating with the lower floor are provided in the floor 11 a of the reactor containment chamber 11.
  • the weir 30 provided in the opening 11b will be described later.
  • the pool 12 is provided inside the nuclear reactor containment vessel 10 adjacent to the lower part of the nuclear reactor containment chamber 11, and stores the emergency cooling water W. That is, the pool 12 is provided on the lower floor of the reactor containment vessel 10, specifically, on the basement floor of the reactor containment vessel 10.
  • a circulation sump (sump, suction part) 13 is provided below the bottom 12 a of the pool 12.
  • the circulation sump 13 is provided one step lower than the bottom 12 a of the pool 12.
  • the circulation sump 13 is provided with a sump screen (debris filter body) 14 for filtering debris such as damaged matters contained in the emergency cooling water W.
  • the sump screen 14 is provided so as to cover the opening of the circulation sump 13.
  • the sump screen 14 is formed in a box shape with one surface open.
  • the sump screen 14 is installed so that the opened side is overlaid on the opening of the circulation sump 13. That is, the sub-screen 14 covers the opening of the circulation sump 13 with the bottom facing upward and the opening facing downward. Further, as shown in FIG. 1, the sump screen 14 is entirely submerged in order to effectively use the entire area for capturing the damaged object.
  • a debris filter body in which plate members having through holes are stacked in multiple stages may be used.
  • the circulation pump 20 is connected to one end of the suction side pipe 20a.
  • the other end of the suction side pipe 20 a is connected to the circulation sump 13 and opens to the circulation sump 13.
  • the circulation pump 20 is connected to the discharge side pipe 20b.
  • the discharge side pipe 20 b is connected to a spray nozzle 20 c disposed in the upper part 11 f of the reactor containment chamber 11.
  • the reactor containment structure 1 operates the circulation pump 20 when a primary coolant loss accident such as a breakage of the piping portion 5a of the reactor 5 occurs.
  • the circulation pump 20 sucks the emergency cooling water W stored in the pool 12 from the circulation sump 13.
  • the circulation pump 20 discharges the sucked emergency cooling water W from a spray nozzle 20 c provided in the upper part 11 f of the reactor containment chamber 11.
  • the circulation pump 20 discharges the emergency cooling water W from the spray nozzle 20 c and supplies it to the nuclear reactor 5 to cool the nuclear reactor 5.
  • the emergency cooling water W that has cooled the nuclear reactor 5 and has flowed down to the floor portion 11a flows into the pool 12 through the openings 11b and 11c.
  • the reactor containment structure 1 circulates the emergency cooling water W in the pool 12.
  • FIG. 4 is an enlarged cross-sectional view of a main part of the reactor containment structure 1.
  • the reactor containment structure 1 includes a weir 30 as shown in FIG.
  • the weir 30 is provided so as to protrude upward from the floor portion 11a.
  • the weir 30 restricts the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the pool 12 from the opening 11b.
  • the weir 30 is provided at the edge of the opening 11b closest to the circulation sump 13 among the plurality of openings 11b and 11c.
  • the weir 30 is not provided in the opening 11c that is further away from the circulation sump 13 than the opening 11b.
  • the weir 30 is formed in a rectangular shape along the edge of the opening 11 b.
  • the weir 30 is provided around the opening 11b and surrounds the opening 11b.
  • the vertical cross-sectional shape of the weir 30 is a rectangle.
  • the weir 30 has substantially the same horizontal thickness in the vertical direction from the upper end 30a to the lower end 30b.
  • the circulation pump 20 shown in FIG. 1 operates and sucks the emergency cooling water W from the circulation sump 13.
  • the circulation pump 20 discharges the sucked emergency cooling water W from the spray nozzle 20 c provided in the upper part 11 f of the reactor containment chamber 11 and supplies it to the reactor 5.
  • the emergency cooling water W supplied to the nuclear reactor 5 flows down to the floor 12a after cooling the nuclear reactor 5.
  • the emergency cooling water W that has flowed down to the floor 12a flows into the pool 12 from the opening 11c (arrow A).
  • the debris D scattered on the floor portion 12 a is flowed by the emergency cooling water W and flows into the pool 12 together with the emergency cooling water W.
  • the emergency cooling water W is blocked by the weir 30. Thereby, inflow of the emergency cooling water W from the opening 11b to the pool 12 is temporarily inhibited.
  • the emergency cooling water W is stored on the floor 11a. It will be done. Thereby, the water level of the emergency cooling water W from the floor part 11a rises. Eventually, the level of the emergency cooling water W from the floor portion 11a becomes higher than the height from the lower end 30b to the upper end 30a of the weir 30. Then, as shown in FIG. 6, the emergency cooling water W flows over the weir 30. The emergency cooling water W over the weir 30 flows into the pool 12 from the opening 11b (arrow B). At this time, the dam 30 continues to dam the debris D (FIG.
  • the reactor containment structure 1 has the weir that restricts the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the pool 12 into the opening 11b closest to the circulation sump 13 out of the two openings 11b and 11c. 30. Therefore, the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the pool 12 from the opening 11c where the weir 30 is not provided increases.
  • the opening 11c where the weir 30 is not provided is further away from the circulation sump 13 than the opening 11b where the weir 30 is provided. Therefore, the debris D that has flowed into the opening 11 c where the weir 30 is not provided flows into a position away from the circulation sump 13 of the pool 12.
  • the debris D that has flowed into the pool 12 from the opening portion 11 c where the weir 30 is not provided is likely to sink to the floor portion 12 b of the pool 12 on the way to the circulation sump 13 from the flow-in position. Therefore, the debris D that has flowed into the pool 12 from the opening 11 c where the weir 30 is not provided does not easily reach the screen 14.
  • the debris D when the debris D flows into the pool 12 from the opening 11b close to the circulation sump 13, the debris D often reaches the screen 14 before settling on the floor 12a of the pool 12. Therefore, the debris D that has flowed into the pool 12 from the opening 11 b close to the circulation sump 13 tends to adhere to the screen 14.
  • the weir 30 restricts the flow rate of the emergency cooling water W that flows into the opening 11 b that allows the passed debris D to easily reach the screen 14. At the same time, the weir 30 increases the flow rate of the emergency cooling water W that flows into the opening 11 c where it is difficult for the passed debris D to reach the screen 14. Therefore, most of the debris D flowing into the pool 12 can be settled, and the debris D reaching the screen 14 can be reduced.
  • the weir 30 captures the debris D at the opening 11b closest to the circulation sump 13. Therefore, it becomes difficult for the debris D to flow in from the opening 11b, and it becomes difficult for the debris D to reach the screen 14. Therefore, according to the reactor containment structure 1, the debris D that reaches the screen 14 can be reduced, and adhesion of the debris D to the screen 14 can be suppressed.
  • the configuration can be simplified without providing a sump structure or a sealing mechanism in the openings 11b and 11c. Therefore, according to the reactor containment structure 1, it is possible to suppress the adhesion of the debris D to the screen 14 and to simplify the configuration of the openings 11b and 11c.
  • FIG. 7 is an enlarged cross-sectional view of a dam 31 that is a modification of the dam 30 described above.
  • the weir 31 is different from the weir 30 described above in that the thickness in the horizontal direction gradually increases from the upper end 31 a toward the lower end 31 b. Since the weir 31 of the modified example becomes thicker in the horizontal direction as it approaches the lower end 31b, the stress generated with respect to the load in the horizontal direction along the floor portion 11a becomes smaller as it approaches the lower end 31b. A large debris D may collide with the weir 31, or a large fluid force may act on the weir 31 from the emergency coolant W. According to the present modification, even in such a case, damage to the weir 31 can be prevented and adhesion of debris D to the sump screen 14 can be continuously suppressed.
  • FIG. 8 is an enlarged cross-sectional view of the main part of the reactor containment structure 2 according to the second embodiment of the present invention.
  • the same components as those in FIGS. 1 to 7 are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted.
  • the reactor containment structure 2 includes a weir 30 provided in the opening 11b closest to the circulation sump 13, and a weir 32 provided in the opening 11c that is further away from the circulation sump 13 than the opening 11b. .
  • the weir 32 is formed in a rectangular shape along the edge of the opening 11c.
  • the weir 32 is provided around the opening 11c and surrounds the opening 11c.
  • the vertical cross-sectional shape of the weir 32 is rectangular as shown in FIG.
  • the weir 32 has substantially the same horizontal thickness from the upper end 32a to the lower end 32b.
  • the height from the lower end 32b of the weir 32 provided at the opening 11c spaced from the circulation sump 13 to the upper end 32a is the height from the lower end 30b of the weir 30 provided at the opening 11b close to the circulation sump 13 to the upper end 30a. Lower than that. Further, when the circulation of the emergency cooling water W becomes stable and steady, the water level from the floor portion 11a to the water surface of the emergency cooling water W becomes substantially constant.
  • the weirs 30 and 32 are set so that the distances h1 and h2 from the upper ends 30a and 32a to the water surface of the emergency cooling water W in the steady state have predetermined values.
  • the emergency cooling water W flows over the weirs 30 and 31 into the openings 11 b and 11 c and into the pool 12.
  • the weirs 30 and 32 keep damming the debris D (FIG. 6) located below the upper ends 30a and 32a of the weirs 30 and 32, respectively. Therefore, the debris D is prevented from flowing into the pool 12 from the openings 11b and 11c, and the adhesion of the debris D to the screen 14 is suppressed.
  • the flow rate of the emergency coolant W flowing into the opening 11c is larger than the flow rate of the emergency coolant W flowing into the opening 11b.
  • the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the openings 11b and 11c is proportional to the 1.5th power of the distances h1 and h2. That is, the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the opening portion 11c is proportional to the 1.5th power of the difference between the distance h1 and the distance h2, rather than the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the opening portion 11b.
  • the flow rate of the emergency cooling water W that flows into the opening portion 11b in which the debris D contained in the emergency cooling water W easily reaches the screen 14 is reduced as compared with the conventional case. Therefore, the amount of debris D that flows into the pool 12 through the opening 11b is reduced.
  • the flow rate of the emergency cooling water W that flows into the opening 11c in which the debris D contained in the emergency cooling water W is difficult to reach the screen 14 is increased as compared with the conventional case. Therefore, the debris D flowing into the pool 12 from the opening 11c increases. Most of the debris D that has flowed into the pool 12 from the opening 11 c sinks on the way to the circulation sump 13.
  • the debris D hardly reaches the sump screen 14 and hardly adheres to the sump screen 14. Therefore, an increase in the load of the circulation pump 20 is suppressed, and a decrease in the circulation efficiency of the emergency cooling water W is suppressed. Thereby, the emergency cooling water W is circulated efficiently, and the safety of the nuclear reactor 5 is maintained well.
  • the height of the weir 30 of the opening 11 b close to the circulation sump 13 out of the two openings 11 b and 11 c is the opening 11 c away from the circulation sump 13.
  • the height of the weir 32 is higher. Therefore, as in the first embodiment, the flow rate of the emergency cooling water W flowing into the opening 11c away from the circulation sump 13 increases, and the emergency cooling liquid W flowing into the opening 11b near the circulation sump 13 increases. The flow rate decreases. Therefore, according to the reactor containment structure 2 of this embodiment, the same effect as the reactor containment structure 1 in the first embodiment described above can be obtained.
  • the heights of the weirs 30 and 32 are different. Therefore, the flow rate of the emergency coolant W flowing into the openings 11b and 11c is adjusted by the weirs 30 and 32. Therefore, the distribution of the inflow amount of the emergency cooling water W to the pool 12 can be adjusted.
  • the reactor containment chamber 11 having two openings 11b and 11c has been described, but three or more openings may be provided. At this time, there may be an opening without a weir. Moreover, if the height of the weir of one opening part close
  • the weir 30 surrounds the opening 11b.
  • the opening may be surrounded by the wall and the dam when the opening is formed in the vicinity of another structure such as a wall. That is, it is not always necessary to surround the opening with only the weir.
  • the present invention includes a nuclear reactor containment vessel, a nuclear reactor containment chamber that is provided inside the nuclear reactor containment vessel and stores the nuclear reactor, and is adjacent to the interior of the nuclear reactor containment vessel below the nuclear reactor containment chamber.
  • a debris filter that is provided in the sump and filters debris contained in the emergency coolant; a pump device that sucks the emergency coolant from the sump and discharges it into the reactor containment chamber;
  • a weir that is provided at least in the opening closest to the sump and restricts the flow rate of the emergency coolant flowing into the pool from the opening.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

　この原子炉格納構造は、原子炉格納容器(１０)と、原子炉格納容器(１０)の内部に設けられ、原子炉を格納する原子炉格納室(１１)と、原子炉格納容器(１０)の内部に、原子炉格納室(１１)の下方に隣接して設けられ、非常用冷却液(Ｗ)が貯留されるプール(１２)と、非常用冷却液(Ｗ)を原子炉格納室(１１)からプール(１２)へ流入させる複数の開口部(１１ｂ,１１ｃ)と、プール(１２)の下方に設けられたサンプ(１３)と、サンプ(１３)に設けられ、非常用冷却液(Ｗ)に含まれるデブリ(Ｄ)を濾過するデブリ濾過体(１４)と、非常用冷却液(Ｗ)をサンプ(１３)から吸い込んで原子炉格納室(１１)の内部に吐出するポンプ装置(２０)と、複数の開口部(１１ｂ,１１ｃ)のうちサンプ(１３)に最も近い開口部(１１ｂ)に設けられ、格納室(１１)からプール(１２)に流入する非常用冷却液(Ｗ)の流量を制限する堰(３０)とを備える。

Description

原子炉格納構造
　本発明は、加圧水型原子炉に用いる原子炉格納構造に関する。
　本願は、２００９年５月２０日に、日本に出願された特願２００９－１２２４９６号に基づき優先権を主張し、その内容をここに援用する。
　周知のように、加圧水型原子炉においては、一次冷却材（軽水）が沸騰しないように加圧されている。この一次冷却材を原子炉の核分裂反応によって生じた熱エネルギーで加熱し、高温となった一次冷却材を蒸気発生器に送る。これにより、二次冷却材（軽水）を沸騰させ、高温・高圧の蒸気によりタービン発電機を回して発電している。
　このような加圧水型原子炉においては、一次冷却材の喪失事故発生時に、原子炉が過熱状態になるのを防止するために、保安構造が採用されている。この保安構造は、主に、原子炉格納容器と、ポンプ装置とを備えている。
　原子炉格納容器は、主に、原子炉格納室と、プールと、サンプとを備えている。原子炉格納室には、原子炉が格納される。プールは、原子炉格納容器の内部に、原子炉格納室の下方に隣接して設けられ、非常用冷却液が貯留される。サンプは、プールの下部に設けられている。また、原子炉格納室の下部には、原子炉格納室内の非常用冷却液をプールに流入させる開口部が設けられている。
　ポンプ装置は、サンプから非常用冷却液を吸い込んで、原子炉格納室の上部から吐出する。
　上記の保安構造において、非常用冷却液は、ポンプ装置によってプールの下部のサンプから吸い込まれ、原子炉格納室の上部から吐出される。吐出された非常用冷却液は、原子炉格納室の開口部からプールに流入し、再びポンプ装置によって吸い込まれ、保安構造内で循環する。
　上記の保安構造においては、一次冷却材の喪失事故の発生時に、高圧の一次冷却材の噴出により、断熱材片や金属片のデブリが生じてプールに流入する。そのため、サンプにサンプスクリーン等のデブリ濾過体を設けて、デブリがポンプ装置に吸い込まれないようにしている。しかしながら、デブリ濾過体に多量のデブリが付着すると、ポンプ装置の負荷が増大したり、循環効率が低下したりする。そのため、デブリ濾過体に対する多量のデブリの付着を避けることが望ましい。
　例えば、下記の特許文献１に開示される原子炉格納構造は、原子炉格納室の床部の開口に、非常用冷却水の一時貯留槽として機能する第二サンプを設けている。また、第二サンプからプールへの水流出部に第二スクリーンを設けている。すなわち、デブリを第二スクリーンで捕捉して、プールに流出しないようにすることで、サンプスクリーンへのデブリの付着を抑制している。
特開平７－２６０９７７号公報
　しかしながら、上記のような加圧水型原子炉においては、開口の全てに第二サンプを設けることができないという問題があった。すなわち、例えば、プールと原子炉格納室との間に設けられた昇降階段の開口部には、構造上、上記のような第二サンプを設けることができない。また、この開口部を開閉可能にすることも考えられる。しかし、昇降階段の開口部を開閉可能にすると、保守性が低下したり、非常用冷却水の循環効率が低下したりする問題がある。
　本発明は、デブリ濾過体へのデブリの付着を抑制でき、開口部の構成を簡略化できる原子炉格納構造を提供する。
　上記目的を達成するために、本発明の原子炉格納構造は、次を備える。
　原子炉が格納された室内下部において下階に連通する複数の開口部を有する原子炉格納室と前記下階に設けられ、非常用冷却液が貯留されたサンププールと前記サンププールの下部に設けられたサンプとを備える原子炉格納容器。
　前記サンプに設けられたデブリ濾過体。
　前記サンプから前記非常用冷却液を吸い込んで前記原子炉格納室の上部から吐出するポンプ体。
　以上の構成を備える原子炉格納構造においては、前記原子炉格納室の上部から吐出された前記非常用冷却液が、前記原子炉格納室の開口部から前記サンププールに再流入し、前記非常用冷却液が循環する。
　本発明の原子炉格納構造は、前記複数の開口部のうち、前記サンプに最も近い開口部に、該開口部から前記サンププールに再流入する前記非常用冷却液の流量を制限する堰を備えることを特徴とする。
　すなわち、上記の課題を解決するために、本発明の原子炉格納構造は、次を備える。
　原子炉格納容器。
　前記原子炉格納容器の内部に設けられ、原子炉を格納する原子炉格納室。
　前記原子炉格納容器の内部に、前記原子炉格納室の下方に隣接して設けられ、非常用冷却液が貯留されるプール。
　前記非常用冷却液を前記原子炉格納室から前記プールへ流入させる複数の開口部。
　前記プールの下方に設けられたサンプ。
　前記サンプに設けられ、前記非常用冷却液に含まれるデブリを濾過するデブリ濾過体。
　前記非常用冷却液を前記サンプから吸い込んで前記原子炉格納室の内部に吐出するポンプ装置。
　前記複数の開口部のうち、少なくとも前記サンプに最も近い開口部に設けられ、前記原子炉格納室から前記プールに流入する前記非常用冷却液の流量を制限する堰。
　この構成によれば、複数の開口部のうち、堰を有する開口部を通してプールに流入する非常用冷却液の流量が制限される。そのため、堰を有さない開口部からプールに流入する非常用冷却液の流量が増加する。堰を有さない開口部は、堰を有する開口部よりもサンプから離間している。従って、原子炉格納室の内部に吐出された非常用冷却液の多くは、堰を有さない開口部を通して、従来よりもサンプから離れた位置からプールへ流入する。これにより、プールに流入した非常用冷却液がサンプに移動する経路が、従来よりも延長される。よって、プールに流入した非常用冷却液に含まれるデブリが、サンプに向かう途中で、従来よりも沈降し易くなる。従って、非常用冷却液に含まれるデブリが、デブリ濾過体に到達し難くなる。
　すなわち、堰を設けることで、デブリがデブリ濾過体に到達し易い位置に非常用冷却液を流入させる開口部の非常用冷却液の流量を制限する。同時に、デブリがデブリ濾過体に到達し難い位置に非常用冷却液を流入させる開口部の非常用冷却液の流量を増加させる。これにより、従来よりもデブリがデブリ濾過体に到達し難くなり、デブリ濾過体に到達するデブリを減少させることができる。
　また、サンプに最も近い開口部においては、堰がデブリを捕捉する。そのため、サンプに最も近い開口部からプールへデブリが流入し難くなる。よって、プールに流入するデブリが減少し、デブリがデブリ濾過体に到達し難くなる。
　従って、本発明の原子炉格納構造によれば、デブリ濾過体に到達するデブリを抑制して、デブリ濾過体へのデブリの付着を抑制できる。また、開口部にサンプ構造を設けたり、封止機構を設けたりするよりも、構成を簡略化できる。よって、デブリ濾過体にデブリが付着することを抑止すると共に、開口部の構成を簡略化できる。
　また、前記複数の開口部のうち、二以上の開口部に前記堰を備えてもよい。
　すなわち、前記堰は、前記複数の開口部のうち、二以上の開口部に設けられていてもよい。
　この構成によれば、サンプの位置関係を考慮して、開口部の流量を調整することができる。換言すれば、プールへの非常用冷却材の流入量分布を調整することができる。
　また、各々の堰がデブリを捕捉するので、プールに流入するデブリを従来よりも減少させることができる。
　また、任意の二つの開口部のうち、前記サンプに近い一方の開口部の堰が、前記サンプから離れた他方の開口部の堰よりも高くてもよい。
　すなわち、前記堰を有する複数の前記開口部のうち、前記サンプに近い前記開口部の前記堰の高さが、前記サンプから遠い前記開口部の前記堰の高さよりも高くてもよい。
　この構成によれば、プールへの非常用冷却材の流入量分布を微調整をすることができる。
　また、前記堰は、上端から下端に向かうに従って漸次厚くなってもよい。
　すなわち、前記堰の厚みは、上方よりも下方が厚くなるように、漸次厚くなってもよい。
　また、前記堰は、前記原子炉格納容器と一体に構成されてもよい。
　すなわち、前記堰は、前記原子炉格納容器と一体的に設けられてもよい。
　これら構成によれば、堰の強度を大きくすることができる。これにより、大型のデブリが衝突した場合や、非常用冷却液から大きな流体力が作用した場合であっても、堰の破損を防止できる。従って、このような場合でも、デブリ濾過体へのデブリの付着を継続して抑制できる。
　本発明に係る原子炉格納構造によれば、デブリ濾過体へのデブリの付着を抑制でき、開口部の構成を簡略化できる。
本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の概略構成図である。 本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の要部の断面図であって、図１におけるＩ－Ｉ線断面図である。 本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の要部の断面図であって、図１におけるII－II線断面図である。 本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の要部の拡大断面図である。 本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の第一の作用の説明図である。 本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の第二の作用の説明図である。 本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の変形例を示す図である。 本発明の第二実施形態に係る原子炉格納構造２の要部の拡大断面図である。
　以下、図面を参照し、本発明の実施の形態について説明する。
　図１は、本発明の第一実施形態に係る原子炉格納構造１の概略構成図である。図２は、図１におけるＩ－Ｉ線断面図である。図３は、図１におけるII－II線断面図である。
　図１に示すように、原子炉格納構造１は、原子炉５を格納する原子炉格納容器１０と、循環ポンプ（ポンプ体、ポンプ装置）２０とを備えている。
　原子炉格納容器１０は、原子炉５を格納する原子炉格納室１１と、非常用冷却水（非常用冷却液）Ｗが貯留されたプール（サンププール）１２とを備えている。
　原子炉格納室１１は、原子炉格納容器１０の内部に設けられている。原子炉格納室１１には、原子炉５と共に、不図示の蒸気発生器や加圧器等が格納されている。原子炉格納室１１の床部１１ａには、図１及び図２に示すように、下階へと連通する矩形状の開口部１１ｂ，１１ｃが設けられている。
　開口部１１ｂに設けられた堰３０については後述する。
　図１に示すように、プール１２は、原子炉格納容器１０の内部に、原子炉格納室１１の下方に隣接して設けられ、非常用冷却水Ｗが貯留されている。すなわち、プール１２は、原子炉格納容器１０の下階に設けられており、具体的には、原子炉格納容器１０の地階に設けられている。
　図１及び図３に示すように、プール１２の底部１２ａの下方には、循環サンプ（サンプ、吸込部）１３が設けられている。循環サンプ１３は、プール１２の底部１２ａよりも一段低く設けられている。循環サンプ１３には、非常用冷却水Ｗに含まれる破損物などのデブリを濾過するサンプスクリーン（デブリ濾過体）１４が設けられている。サンプスクリーン１４は、循環サンプ１３の開口部を覆うように設けられている。
　サンプスクリーン１４は、一つの面が開放された箱状に形成されている。サンプスクリーン１４は、開放された側を循環サンプ１３の開口部に重ねるように設置されている。すなわち、サブスクリーン１４は、底部を上方に向け、開口を下方に向けた状態で循環サンプ１３の開口部を覆っている。また、図１に示すように、サンプスクリーン１４は、その全面積を破損物捕捉のために有効に活用するために、全体が水没している。
　なお、サンプスクリーン１４に代えて、貫通孔を有するプレート部材を多段に積み重ねたデブリ濾過体を用いてもよい。
　循環ポンプ２０は、図１に示すように、吸込側配管２０ａの一方の端部と接続されている。吸込側配管２０ａの他方の端部は循環サンプ１３に接続され、循環サンプ１３に開口している。また、循環ポンプ２０は、吐出側配管２０ｂと接続されている。吐出側配管２０ｂは、原子炉格納室１１の上部１１ｆに配設されたスプレイノズル２０ｃに接続されている。
　原子炉格納構造１は、原子炉５の配管部分５ａの破断を伴うような一次冷却材の喪失事故の発生時に、循環ポンプ２０を作動させる。循環ポンプ２０は、プール１２に貯留された非常用冷却水Ｗを、循環サンプ１３から吸い込む。循環ポンプ２０は、吸い込んだ非常用冷却水Ｗを、原子炉格納室１１の上部１１ｆに設けられたスプレイノズル２０ｃから吐出させる。循環ポンプ２０は、非常用冷却水Ｗをスプレイノズル２０ｃから吐出させて原子炉５に供給し、原子炉５を冷却する。
　原子炉５を冷却し、床部１１ａに流れ落ちた非常用冷却水Ｗは、開口部１１ｂ，１１ｃからプール１２に流入する。以上のように、原子炉格納構造１は、プール１２の非常用冷却水Ｗを循環させる。
　図４は、原子炉格納構造１の要部を拡大した断面図である。
　原子炉格納構造１は、図４に示すように、堰３０を備えている。堰３０は、床部１１ａから上方に突出するように設けられている。堰３０は、開口部１１ｂからプール１２に流入する非常用冷却水Ｗの流量を制限する。
　堰３０は、複数の開口部１１ｂ，１１ｃのうち、循環サンプ１３に最も近い開口部１１ｂの縁部に設けられている。堰３０は、開口部１１ｂよりも循環サンプ１３から離間する開口部１１ｃには設けられていない。
　堰３０は、図２に示すように、開口部１１ｂの縁部に沿って矩形状に形成されている。堰３０は、開口部１１ｂの周囲に設けられ、開口部１１ｂを囲繞している。図４に示すように、堰３０の縦断面形状は矩形である。堰３０は、上端３０ａから下端３０ｂまでの上下方向において、水平方向の厚みが略同一である。
　次に、原子炉格納構造１の動作について、図を用いて説明する。
　一次冷却材の喪失事故が発生すると、高圧の一次冷却材の噴出によって、図５に示すような断熱材片や金属片を含むデブリＤが原子炉格納室１１に飛散する。
　このとき、図１に示す循環ポンプ２０が作動して、循環サンプ１３から非常用冷却水Ｗを吸い込む。循環ポンプ２０は、吸い込んだ非常用冷却水Ｗを原子炉格納室１１の上部１１ｆに設けられたスプレイノズル２０ｃから吐出して、原子炉５に供給する。原子炉５に供給された非常用冷却水Ｗは、原子炉５を冷却した後に床部１２ａに流れ落ちる。
　床部１２ａに流れ落ちた非常用冷却水Ｗは、図５に示すように、開口部１１ｃからプール１２に流入する（矢印Ａ）。この際、床部１２ａに飛散したデブリＤは、非常用冷却水Ｗによって流され、非常用冷却水Ｗと共にプール１２に流入する。
　一方、循環サンプ１３に最も近い開口部１１ｂにおいては、堰３０によって非常用冷却水Ｗが堰き止められる。これにより、開口部１１ｂからプール１２への非常用冷却水Ｗの流入が一時的に阻害される。
　開口部１１ｂよりも循環サンプ１３から離間した開口部１１ｃからプール１２に流入した非常用冷却水Ｗは、循環サンプ１３に向けて流れていく。
　開口部１１ｃからプール１２に流入する非常用冷却水Ｗと共にプール１２に流入したデブリＤは、図６に示すように、着水の衝撃により、プール１２内で舞い上がるように流れる。その後、プール１２内のデブリＤは、非常用冷却水Ｗが循環サンプ１３まで流れていく過程で沈降し、プール１２の床部１２ａに堆積する。すなわち、デブリＤは、プール１２における非常用冷却水Ｗの流路の下流に進むに従って、漸次床部１２ａに堆積していく。これにより、スクリーン１４に到達するデブリＤが減少する。
　原子炉格納室１１の床部１１ａに流れ落ちる非常用冷却水Ｗの量よりも、開口部１１ａに流入する非常用冷却水Ｗの流量が少ない場合、床部１１ａ上に非常用冷却水Ｗが貯留されていく。これにより、床部１１ａからの非常用冷却水Ｗの水位が上昇していく。やがて、床部１１ａからの非常用冷却水Ｗの水位が、堰３０の下端３０ｂから上端３０ａまでの高さよりも高くなる。すると、図６に示すように、非常用冷却水Ｗが堰３０を越えて流れる。堰３０を越えた非常用冷却水Ｗは、開口部１１ｂからプール１２へ流入する（矢印Ｂ）。
　この際、堰３０は、堰３０の上端３０ａより下方に位置するデブリＤ（図６）を堰き止め続ける。そのため、循環サンプ１３に最も近い開口部１１ｂからプール１２へのデブリＤの流入が抑制される。これにより、デブリＤのスクリーン１４への付着が抑制される。
　本実施形態の原子炉格納構造１では、デブリＤの多くはサンプスクリーン１４に到達せず、サンプスクリーン１４にデブリＤが殆ど付着しない。そのため、循環ポンプ２０の負荷の増大が防止され、非常用冷却水Ｗの循環効率の低下が防止される。従って、非常用冷却水Ｗが効率よく循環して、原子炉５の保安性が維持される。
　以上説明したように、原子炉格納構造１は、二つの開口部１１ｂ，１１ｃのうち、循環サンプ１３に最も近い開口部１１ｂに、プール１２に流入する非常用冷却水Ｗの流量を制限する堰３０を備えている。そのため、堰３０が設けられていない開口部１１ｃからプール１２に流入する非常用冷却水Ｗの流量が増加する。
　堰３０が設けられていない開口部１１ｃは、堰３０が設けられた開口部１１ｂよりも循環サンプ１３から離間している。そのため、堰３０が設けられていない開口部１１ｃに流入したデブリＤは、プール１２の循環サンプ１３から離間した位置に流入する。そのため、堰３０が設けられていない開口部１１ｃからプール１２へ流入したデブリＤは、流入した位置から循環サンプ１３に向かう途中でプール１２の床部１２ｂに沈降し易い。従って、堰３０が設けられていない開口部１１ｃからプール１２へ流入したデブリＤは、スクリーン１４に到達し難い。反対に、循環サンプ１３に近い開口部１１ｂからプール１２へデブリＤが流入すると、デブリＤがプール１２の床部１２ａに沈降して堆積する前に、スクリーン１４に到達してしまうことが多い。従って、循環サンプ１３に近い開口部１１ｂからプール１２へ流入したデブリＤは、スクリーン１４に付着し易い。
　本実施形態では、通過させたデブリＤをスクリーン１４に到達させ易い開口部１１ｂに流入する非常用冷却水Ｗの流量を、堰３０によって制限している。同時に、通過させたデブリＤをスクリーン１４に到達させ難い開口部１１ｃに流入する非常用冷却水Ｗの流量を、堰３０によって増加させている。従って、プール１２に流入するデブリＤの多くを沈降させ、スクリーン１４に到達するデブリＤを減少させることができる。
　また、循環サンプ１３に最も近い開口部１１ｂにおいては、堰３０がデブリＤを捕捉する。そのため、開口部１１ｂからデブリＤが流入し難くなり、デブリＤがスクリーン１４に到達し難くなる。
　従って、原子炉格納構造１によれば、スクリーン１４に到達するデブリＤを減少させて、スクリーン１４へのデブリＤの付着を抑制することができる。
　また、開口部１１ｂ，１１ｃにサンプ構造を設けたり、封止機構を設けたりすることなく、構成を簡略化できる。
　よって、原子炉格納構造１によれば、スクリーン１４へのデブリＤの付着を抑止すると共に、開口部１１ｂ，１１ｃの構成を簡略化できる。
　図７は、上述した堰３０の変形例である堰３１の拡大した断面図である。
　図７に示すように、堰３１は、上端３１ａから下端３１ｂに向かうに従って、水平方向の厚みが漸次厚くなっている点が、上述した堰３０と相違する。
　変形例の堰３１は、下端３１ｂに近づくにつれて水平方向の厚みが厚くなっているので、下端３１ｂに近づくにつれて床部１１ａに沿った水平方向の荷重に対して発生する応力が小さくなる。堰３１には、大型のデブリＤが衝突する場合や、非常用冷却液Ｗから堰３１に大きな流体力が作用する場合がある。本変形例によれば、このような場合であっても、堰３１の破損を防止し、サンプスクリーン１４へのデブリＤの付着を継続して抑制することができる。
　図８は、本発明の第二実施形態に係る原子炉格納構造２の要部を拡大した断面図である。なお、図８において、図１～図７と同様の構成要素については、同一の符号を付し、説明を省略する。
　原子炉格納構造２は、最も循環サンプ１３に近い開口部１１ｂに設けられた堰３０と、開口部１１ｂよりも循環サンプ１３から離間した開口部１１ｃに設けられた堰３２と、を備えている。
　堰３２は、図２に示す堰３０と同様に、開口部１１ｃの縁部に沿って矩形状に形成されている。堰３２は、開口部１１ｃの周囲に設けられ、開口部１１ｃを囲繞している。この堰３２の縦断面形状は、図４に示すように、矩形である。堰３２は、上端３２ａから下端３２ｂまでの水平方向の厚みが略同一である。
　循環サンプ１３から離間した開口部１１ｃに設けられた堰３２の下端３２ｂから上端３２ａまでの高さは、循環サンプ１３に近い開口部１１ｂに設けられた堰３０の下端３０ｂから上端３０ａまでの高さよりも低い。
　また、非常用冷却水Ｗの循環が安定して定常状態になると、床部１１ａから非常用冷却水Ｗの水面までの水位は略一定になる。堰３０，３２は、上端３０ａ，３２ａから、この定常状態における非常用冷却水Ｗの水面までの距離ｈ１，ｈ２が、所定の値になるように設定されている。
　非常用冷却水Ｗの循環が定常状態になると、非常用冷却水Ｗは、堰３０，３１を越えて開口部１１ｂ，１１ｃへ流入して、プール１２へと流入する。
　この際、堰３０，３２は、堰３０，３２の上端３０ａ，３２ａより下方に位置するデブリＤ（図６）をそれぞれ堰き止め続ける。そのため、デブリＤが開口部１１ｂ，１１ｃからプール１２へ流入するのを抑制し、デブリＤのスクリーン１４への付着が抑制される。
　また、堰３２は、堰３０よりも高さが低いので、開口部１１ｃへ流入する非常用冷却水Ｗの流量が開口部１１ｂへ流入する非常用冷却液Ｗの流量よりも多くなる。具体的には、開口部１１ｂ，１１ｃへ流入する非常用冷却水Ｗの流量は、それぞれ距離ｈ１，ｈ２の１．５乗に比例する。すなわち、開口部１１ｃへ流入する非常用冷却水Ｗの流量は、開口部１１ｂへ流入する非常用冷却水Ｗの流量よりも、距離ｈ１と距離ｈ２の差分の１．５乗に比例する流量が多くなる。
　すなわち、非常用冷却水Ｗに含まれるデブリＤをスクリーン１４に到達させ易い開口部１１ｂに流入する非常用冷却水Ｗの流量は、従来よりも減少する。そのため、開口部１１ｂを介してプール１２に流入するデブリＤの量が少なくなる。
　一方、非常用冷却水Ｗに含まれるデブリＤをスクリーン１４に到達させ難い開口部１１ｃに流入する非常用冷却水Ｗの流量は、従来よりも増加する。そのため、開口部１１ｃからプール１２へ流入するデブリＤが多くなる。開口部１１ｃからプール１２へ流入したデブリＤの多くは、循環サンプ１３に向かう途中で沈降する。
　従って、デブリＤが、殆どサンプスクリーン１４に到達せず、サンプスクリーン１４に殆ど付着しない。そのため、循環ポンプ２０の負荷の増大が抑制され、非常用冷却水Ｗの循環効率の低下が抑制される。これにより、非常用冷却水Ｗが効率よく循環して、原子炉５の保安性が良好に維持される。
　以上説明したように、原子炉格納構造２によれば、二つの開口部１１ｂ，１１ｃのうち、循環サンプ１３に近い開口部１１ｂの堰３０の高さが、循環サンプ１３から離れた開口部１１ｃの堰３２の高さよりも高い。そのため、第１実施形態と同様に、循環サンプ１３から離れた開口部１１ｃへ流入する非常用冷却水Ｗの流量が増加し、循環サンプ１３に近い開口部１１ｂへ流入する非常用冷却液Ｗの流量が減少する。従って、本実施形態の原子炉格納構造２によれば、上述した第一実施形態における原子炉格納構造１と同様の効果を得ることができる。
　また、本実施形態の原子炉格納構造２は、堰３０，３２の高さが異なる。そのため、開口部１１ｂ，１１ｃへ流入する非常用冷却液Ｗの流量が堰３０，３２によって調整される。従って、プール１２への非常用冷却水Ｗの流入量の分布を調整できる。
　本実施形態では、二つの開口部１１ｂ，１１ｃを有する原子炉格納室１１について説明したが、開口部は三つ以上設けてもよい。この際、堰を設けない開口部があってもよい。また、任意の二つの開口部のうち、循環サンプ１３に近い一方の開口部の堰の高さを、循環サンプ１３から離れた他方の開口部の堰の高さよりも高くすれば、スクリーン１４へのデブリＤの到達を抑制できる。
　なお、上述した実施の形態において示した動作手順、あるいは各構成部材の諸形状や組み合わせ等は一例であって、本発明の主旨から逸脱しない範囲において設計要求等に基づき種々変更可能である。
　例えば、上述した実施形態では、堰３０が開口部１１ｂを囲繞するようにした。しかし、堰は、例えば壁部などの他の構造体の近傍に開口部が形成されている場合には、開口部を壁部と堰とによりに囲繞してもよい。すなわち、必ずしも堰のみで開口部を囲繞する必要はない。
　以上、本発明の好ましい実施形態を説明したが、本発明は上記の実施形態に限定されることはない。本発明の趣旨を逸脱しない範囲で、構成の付加、省略、置換、およびその他の変更が可能である。本発明は前述した説明によって限定されることはなく、添付のクレームの範囲によってのみ限定される。
　本発明は、原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の内部に設けられ、原子炉を格納する原子炉格納室と、前記原子炉格納容器の内部に、前記原子炉格納室の下方に隣接して設けられ、非常用冷却液が貯留されるプールと、前記非常用冷却液を前記原子炉格納室から前記プールへ流入させる複数の開口部と、前記プールの下方に設けられたサンプと、前記サンプに設けられ、前記非常用冷却液に含まれるデブリを濾過するデブリ濾過体と、前記非常用冷却液を前記サンプから吸い込んで前記原子炉格納室の内部に吐出するポンプ装置と、前記複数の開口部のうち、少なくとも前記サンプに最も近い開口部に設けられ、該開口部から前記プールに流入する前記非常用冷却液の流量を制限する堰と、を備える原子炉格納構造に関する。本発明の原子炉格納構造によれば、デブリ濾過体へのデブリの付着を抑制でき、プールと原子炉格納室との間に設けられた昇降階段の開口部の構成を簡略化できる。
１…原子炉格納構造
５…原子炉
１０…原子炉格納容器
１１…原子炉格納室
１１ａ…床部
１１ｂ～１１ｄ…開口部
１１ｆ…上部
１２…プール
１３…循環サンプ（吸込部）
１４…サンプスクリーン（デブリ濾過体）
２０…循環ポンプ（ポンプ体、ポンプ装置）
Ｗ…非常用冷却水（非常用冷却液）

Claims (5)

  1. 　原子炉格納容器と、
    　前記原子炉格納容器の内部に設けられ、原子炉を格納する原子炉格納室と、
    　前記原子炉格納容器の内部に、前記原子炉格納室の下方に隣接して設けられ、非常用冷却液が貯留されるプールと、
    　前記非常用冷却液を前記原子炉格納室から前記プールへ流入させる複数の開口部と、
    　前記プールの下方に設けられたサンプと、
    　前記サンプに設けられ、前記非常用冷却液に含まれるデブリを濾過するデブリ濾過体と、
    　前記非常用冷却液を前記サンプから吸い込んで前記原子炉格納室の内部に吐出するポンプ装置と、
    　前記複数の開口部のうち、少なくとも前記サンプに最も近い開口部に設けられ、該開口部から前記プールに流入する前記非常用冷却液の流量を制限する堰と、
    　を備える原子炉格納構造。
  2. 　前記堰は、前記複数の開口部のうち、二以上の開口部に設けられている請求項１に記載の原子炉格納構造。
  3. 　前記堰を有する前記開口部のうち、前記サンプに近い前記開口部の前記堰の高さが、前記サンプから離れた前記開口部の堰の高さよりも高い請求項２に記載の原子炉格納構造。
  4. 　前記堰の厚みは、上方よりも下方が厚くなるように、漸次厚くなっている請求項１から３のいずれか一項に記載の原子炉格納構造。
  5. 　前記堰は、前記原子炉格納容器と一体的に設けられている請求項１から４のいずれか一項に記載の原子炉格納構造。
PCT/JP2010/003171 2009-05-20 2010-05-10 原子炉格納構造 WO2010134280A1 (ja)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/319,155 US20120051486A1 (en) 2009-05-20 2010-05-10 Reactor containment structure
KR1020117027411A KR20120012472A (ko) 2009-05-20 2010-05-10 원자로 격납 구조체
CA2761517A CA2761517A1 (en) 2009-05-20 2010-05-10 Reactor containment structure
EP10777520A EP2434495A1 (en) 2009-05-20 2010-05-10 Nuclear reactor containment structure

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2009122496A JP2010271148A (ja) 2009-05-20 2009-05-20 原子炉格納構造
JP2009-122496 2009-05-20

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2010134280A1 true WO2010134280A1 (ja) 2010-11-25

Family

ID=43125974

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2010/003171 WO2010134280A1 (ja) 2009-05-20 2010-05-10 原子炉格納構造

Country Status (6)

Country Link
US (1) US20120051486A1 (ja)
EP (1) EP2434495A1 (ja)
JP (1) JP2010271148A (ja)
KR (1) KR20120012472A (ja)
CA (1) CA2761517A1 (ja)
WO (1) WO2010134280A1 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2012145020A1 (en) * 2011-04-21 2012-10-26 Performance Contracting, Inc. Multimodal debris trap

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130028365A1 (en) * 2011-07-29 2013-01-31 Westinghouse Electric Company Llc Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool cooling and monitoring
JP6037633B2 (ja) * 2012-03-23 2016-12-07 三菱重工業株式会社 サンプスクリーン及びサンプスクリーンの施工方法
JP6655292B2 (ja) * 2015-02-04 2020-02-26 三菱重工業株式会社 原子炉格納構造
JP6680954B2 (ja) * 2016-10-10 2020-04-15 イリノイ トゥール ワークス インコーポレイティド サンプル作製ソー

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5435588A (en) * 1977-08-24 1979-03-15 Toshiba Corp Reacore container
JPS5467883A (en) * 1977-11-11 1979-05-31 Hitachi Ltd Reactor
JPS62137586A (ja) * 1985-12-11 1987-06-20 株式会社東芝 原子炉格納容器
JPH02122300A (ja) * 1988-11-01 1990-05-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH07260977A (ja) * 1994-03-18 1995-10-13 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 燃料取替用水ピットにおける再循環サンプ構造
JP2006162508A (ja) * 2004-12-09 2006-06-22 Toshiba Corp 原子炉格納容器およびその使用方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5435588A (en) * 1977-08-24 1979-03-15 Toshiba Corp Reacore container
JPS5467883A (en) * 1977-11-11 1979-05-31 Hitachi Ltd Reactor
JPS62137586A (ja) * 1985-12-11 1987-06-20 株式会社東芝 原子炉格納容器
JPH02122300A (ja) * 1988-11-01 1990-05-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH07260977A (ja) * 1994-03-18 1995-10-13 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 燃料取替用水ピットにおける再循環サンプ構造
JP2006162508A (ja) * 2004-12-09 2006-06-22 Toshiba Corp 原子炉格納容器およびその使用方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2012145020A1 (en) * 2011-04-21 2012-10-26 Performance Contracting, Inc. Multimodal debris trap
US9741458B2 (en) 2011-04-21 2017-08-22 Performance Contracting, Inc. Multimodal debris trap

Also Published As

Publication number Publication date
JP2010271148A (ja) 2010-12-02
US20120051486A1 (en) 2012-03-01
CA2761517A1 (en) 2010-11-25
KR20120012472A (ko) 2012-02-10
EP2434495A1 (en) 2012-03-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2010134288A1 (ja) 原子炉格納構造
WO2010134280A1 (ja) 原子炉格納構造
US10290379B2 (en) Passive containment cooling and filtered venting system, and nuclear power plant
US20130051511A1 (en) Pressurized water reactor with compact passive safety systems
KR101677978B1 (ko) 모듈형 원자로 및 이를 구비하는 원전
WO2010134291A1 (ja) 原子炉格納構造
KR20060052234A (ko) 원자력 발전소용 플로어링 시스템
JP2006113066A5 (ja)
JP2016142687A (ja) 原子炉格納構造
JP6359318B2 (ja) 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント
JP2009047637A (ja) 炉心溶融物保持装置および格納容器
JP4474349B2 (ja) 異物捕獲設備を内蔵した原子炉格納容器
EP3492811B1 (en) Nuclear power plants
CN110024046B (zh) 包括安全壳过滤排放系统的核电站
KR101790451B1 (ko) 냉각수 충수 시스템 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템
JP2011191080A (ja) 原子炉の気水分離器
JP6925172B2 (ja) 原子炉格納構造
JP2012058113A (ja) 原子炉の気水分離設備
JP6879964B2 (ja) デブリ付着抑制構造及び原子炉格納構造
JP4354986B2 (ja) 原子力施設および原子力施設の運転方法
JP2021189152A (ja) ドライ式の原子炉格納容器、及び、当該原子炉格納容器を備える原子力発電プラント
KR20180022770A (ko) Irwst 탱크에 여과 장치를 포함하는 핵 원자로
WO2007056028A2 (en) Trash rack for nuclear power plant
JP2006523833A5 (ja)
JP2003202392A (ja) 原子炉格納装置

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 10777520

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 13319155

Country of ref document: US

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2761517

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20117027411

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2010777520

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE