JP2000098078A - 原子炉安全設備 - Google Patents
原子炉安全設備Info
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- JP2000098078A JP2000098078A JP10270931A JP27093198A JP2000098078A JP 2000098078 A JP2000098078 A JP 2000098078A JP 10270931 A JP10270931 A JP 10270931A JP 27093198 A JP27093198 A JP 27093198A JP 2000098078 A JP2000098078 A JP 2000098078A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】万一の事故時に、原子力発電所の電源が確保で
きないような場合にも、再臨界を防止する性能の良い原
子炉安全設備を提供することにある。 【解決手段】本発明の原子炉安全設備は、下部ヘッド壁
２の内側に、ホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニ
ウムの粉末６をＳＵＳに封入した内張り７を設置するこ
とにより、内張り７に含まれるホウ素化合物やカドミウ
ムやハフニウムの粉末６が熱中性子を捕獲するため、再
臨界を防止する。
きないような場合にも、再臨界を防止する性能の良い原
子炉安全設備を提供することにある。 【解決手段】本発明の原子炉安全設備は、下部ヘッド壁
２の内側に、ホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニ
ウムの粉末６をＳＵＳに封入した内張り７を設置するこ
とにより、内張り７に含まれるホウ素化合物やカドミウ
ムやハフニウムの粉末６が熱中性子を捕獲するため、再
臨界を防止する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電プラン
トに係り、特に原子炉事故時に再臨界を防止する原子炉
安全設備に関する。
トに係り、特に原子炉事故時に再臨界を防止する原子炉
安全設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の原子力発電プラントに設置されて
いる再臨界防止の手段に関する原子炉安全設備の概要に
ついて図７により説明する。図７は従来の原子力発電プ
ラント（ＢＷＲ）の原子炉内構造物の概略を模式的に示
している。
いる再臨界防止の手段に関する原子炉安全設備の概要に
ついて図７により説明する。図７は従来の原子力発電プ
ラント（ＢＷＲ）の原子炉内構造物の概略を模式的に示
している。
【０００３】原子力発電プラント（ＢＷＲ）は、原子炉
圧力容器１及び原子炉格納容器１４で構成され、原子炉
圧力容器１には炉心５，セパレータ１６及びドライヤ１
７が設置され、更に貫通部３が接続されている。
圧力容器１及び原子炉格納容器１４で構成され、原子炉
圧力容器１には炉心５，セパレータ１６及びドライヤ１
７が設置され、更に貫通部３が接続されている。
【０００４】原子力発電プラントにおいて、何らかの事
故時に炉心５の温度が上昇し、炉心５の燃料が溶融する
場合を想定すると、それが原子炉圧力容器１内の下方へ
落下し、そこで、再臨界するような場合の防止手段につ
いては、原子炉圧力容器１外に設置したホウ酸を注入す
る設備１５などが採用されている。
故時に炉心５の温度が上昇し、炉心５の燃料が溶融する
場合を想定すると、それが原子炉圧力容器１内の下方へ
落下し、そこで、再臨界するような場合の防止手段につ
いては、原子炉圧力容器１外に設置したホウ酸を注入す
る設備１５などが採用されている。
【０００５】また、原子炉構造物を対象とした従来技術
としては、「特開平6−160572 号公報：原子炉内構造
物」及び「特開平6−265675 号公報：原子炉安全設備」
が見受けられる。
としては、「特開平6−160572 号公報：原子炉内構造
物」及び「特開平6−265675 号公報：原子炉安全設備」
が見受けられる。
【０００６】まず、従来技術として特開平6−160572 号
公報の例を図７を用いて紹介する。従来技術の原子炉内
構造物は、セパレータ１６またはドライヤ１７に熱中性
子吸収断面積の大きなホウ素もしくはカドミウムを含む
構造材料を用いる構成となっている。
公報の例を図７を用いて紹介する。従来技術の原子炉内
構造物は、セパレータ１６またはドライヤ１７に熱中性
子吸収断面積の大きなホウ素もしくはカドミウムを含む
構造材料を用いる構成となっている。
【０００７】例えば、何らかの事故時に炉心５の温度が
上昇し、炉心溶融が起こり、溶融した炉心５が原子炉圧
力容器１内の下部に落下した場合、低融点物質で構成さ
れ熱中性子断面積の大きなホウ素もしくはカドミウムを
含むセパレータ１６、またはドライヤ１７は輻射熱で溶
融し、溶融物は原子炉圧力容器１の下方部へ落下すると
されている。そこで、落下した炉心の熱中性子を捕獲す
るため、再臨界を防止するとされている。
上昇し、炉心溶融が起こり、溶融した炉心５が原子炉圧
力容器１内の下部に落下した場合、低融点物質で構成さ
れ熱中性子断面積の大きなホウ素もしくはカドミウムを
含むセパレータ１６、またはドライヤ１７は輻射熱で溶
融し、溶融物は原子炉圧力容器１の下方部へ落下すると
されている。そこで、落下した炉心の熱中性子を捕獲す
るため、再臨界を防止するとされている。
【０００８】しかし、従来の技術の原子炉内構造物は、
セパレータ１６及びドライヤ１７を低融点物質で構成す
る必要があり、これは構造物の耐性を低下させることと
なり、通常運転中の冷却水中に不純物混入させるという
問題が生じていた。
セパレータ１６及びドライヤ１７を低融点物質で構成す
る必要があり、これは構造物の耐性を低下させることと
なり、通常運転中の冷却水中に不純物混入させるという
問題が生じていた。
【０００９】また、従来の技術の原子炉内構造物は、原
子炉圧力容器１に構造上必要とされるシュラウド１８及
びシュラウドヘッド１９が考慮されていないため、シュ
ラウドヘッド１９より上方に配置されるセパレータ１６
もしくはドライヤ１７が溶融し落下しても、原子炉圧力
容器１の下方に落下した炉心と混合しない可能性があ
り、再臨界を防止することができない可能性があった。
子炉圧力容器１に構造上必要とされるシュラウド１８及
びシュラウドヘッド１９が考慮されていないため、シュ
ラウドヘッド１９より上方に配置されるセパレータ１６
もしくはドライヤ１７が溶融し落下しても、原子炉圧力
容器１の下方に落下した炉心と混合しない可能性があ
り、再臨界を防止することができない可能性があった。
【００１０】次に、従来技術として特開平6−265675 号
公報の例を図７を用いて紹介する。従来技術の原子炉安
全設備は、原子炉格納容器１４内の原子炉圧力容器１の
下部に耐火性の材料もしくは耐火材の構造物２０を設置
し、更にその構造物２０に中性子吸収材を含有させるこ
とで、溶融炉心の再臨界を抑制するものである。
公報の例を図７を用いて紹介する。従来技術の原子炉安
全設備は、原子炉格納容器１４内の原子炉圧力容器１の
下部に耐火性の材料もしくは耐火材の構造物２０を設置
し、更にその構造物２０に中性子吸収材を含有させるこ
とで、溶融炉心の再臨界を抑制するものである。
【００１１】しかし、従来の技術の原子炉安全設備は、
溶融炉心と接触しても破損しないことが要求されている
ため、耐火材で構成されており、含有した中性子吸収材
は溶融した炉心と混合しにくい構成であった。
溶融炉心と接触しても破損しないことが要求されている
ため、耐火材で構成されており、含有した中性子吸収材
は溶融した炉心と混合しにくい構成であった。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】従来の事故時における
再臨界防止手段は、原子炉圧力容器の外部に設置したホ
ウ酸水を注入する設備の駆動用の電源が必要である。
再臨界防止手段は、原子炉圧力容器の外部に設置したホ
ウ酸水を注入する設備の駆動用の電源が必要である。
【００１３】従って、事故時に万が一発電所の電源が確
保できないような場合を想定すると、システムが作動し
ない恐れがあり、再臨界防止ができないといった課題が
ある。
保できないような場合を想定すると、システムが作動し
ない恐れがあり、再臨界防止ができないといった課題が
ある。
【００１４】また、原子炉構造物を対象とした再臨界防
止の従来技術である「特開平 6−160572 号公報：原子
炉内構造物」及び「特開平 6−265675 号公報：原子炉
安全設備」は、電源が確保できない場合にも、再臨界を
抑制することが図られているものの、炉心と十分混合し
ない可能性があり、再臨界を防止することができないと
いった課題がある。
止の従来技術である「特開平 6−160572 号公報：原子
炉内構造物」及び「特開平 6−265675 号公報：原子炉
安全設備」は、電源が確保できない場合にも、再臨界を
抑制することが図られているものの、炉心と十分混合し
ない可能性があり、再臨界を防止することができないと
いった課題がある。
【００１５】本発明の目的は、上記課題を解決するため
になされたもので、何らかの事故時に原子力発電所の電
源が確保できないような場合にも、再臨界を防止する性
能の良い原子炉安全設備を提供するものである。
になされたもので、何らかの事故時に原子力発電所の電
源が確保できないような場合にも、再臨界を防止する性
能の良い原子炉安全設備を提供するものである。
【００１６】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明では、原子炉圧力容器内の下部及び原子炉圧
力容器外側の下部に熱中性子吸収断面積が大きい物質を
含む原子炉構造物を設置し、更に炉心と原子炉構造物の
混合性能を高める構成としたことを特徴とする。
に、本発明では、原子炉圧力容器内の下部及び原子炉圧
力容器外側の下部に熱中性子吸収断面積が大きい物質を
含む原子炉構造物を設置し、更に炉心と原子炉構造物の
混合性能を高める構成としたことを特徴とする。
【００１７】すなわち、本発明によれば、事故時に原子
力発電所の電源が確保できないような場合にも、原子力
発電プラントの原子炉圧力容器内下部に熱中性子吸収断
面積の大きなホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニ
ウムを用いた原子炉安全設備を設置することにより、炉
心の再臨界を防止できる。更に、原子炉圧力容器の外部
にも熱中性子吸収断面積の大きなホウ素化合物，カドミ
ウムもしくはハフニウムを用いた原子炉安全設備を設置
することにより、原子炉圧力容器外での炉心の再臨界を
防止できる。
力発電所の電源が確保できないような場合にも、原子力
発電プラントの原子炉圧力容器内下部に熱中性子吸収断
面積の大きなホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニ
ウムを用いた原子炉安全設備を設置することにより、炉
心の再臨界を防止できる。更に、原子炉圧力容器の外部
にも熱中性子吸収断面積の大きなホウ素化合物，カドミ
ウムもしくはハフニウムを用いた原子炉安全設備を設置
することにより、原子炉圧力容器外での炉心の再臨界を
防止できる。
【００１８】
【発明の実施の形態】本発明の第一実施例について図
１，図２、及び図３を用いて説明する。
１，図２、及び図３を用いて説明する。
【００１９】原子炉圧力容器１の下部は、下部ヘッド壁
２，貫通部３で構成されており、通常運転中は冷却水４
で満たされている。更に下部ヘッド壁２の上部には炉心
５が設置されている。本発明の原子炉安全設備は、下部
ヘッド壁２の内側に、ホウ素化合物，カドミウムもしく
はハフニウムの粉末６をＳＵＳに封入した内張り７を設
置する構成としている。
２，貫通部３で構成されており、通常運転中は冷却水４
で満たされている。更に下部ヘッド壁２の上部には炉心
５が設置されている。本発明の原子炉安全設備は、下部
ヘッド壁２の内側に、ホウ素化合物，カドミウムもしく
はハフニウムの粉末６をＳＵＳに封入した内張り７を設
置する構成としている。
【００２０】ここで、万一の事故時に炉心５が溶融し、
溶融した炉心５の燃料が原子炉圧力容器１内の下部に落
下した場合、燃料が再度臨界に達する可能性がある。し
かしながら、上記内張り７が溶融した炉心５の熱により
溶融し、内張り７に含まれるホウ素化合物やカドミウム
やハフニウムの粉末６が原子炉圧力容器１内に放出さ
れ、ホウ素化合物やカドミウムやハフニウムが熱中性子
を捕獲するため、再臨界を防止する。
溶融した炉心５の燃料が原子炉圧力容器１内の下部に落
下した場合、燃料が再度臨界に達する可能性がある。し
かしながら、上記内張り７が溶融した炉心５の熱により
溶融し、内張り７に含まれるホウ素化合物やカドミウム
やハフニウムの粉末６が原子炉圧力容器１内に放出さ
れ、ホウ素化合物やカドミウムやハフニウムが熱中性子
を捕獲するため、再臨界を防止する。
【００２１】さらに、本発明の原子炉安全設備は、ＳＵ
Ｓ管材にホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニウム
の粉末６を封入した構成としても良い。この場合は、原
子炉圧力容器１の内部を示す図２に示すように原子炉構
造材を矩形の構造物８とし、貫通部３の周囲に設置する
ことも可能である。また、図３に示すように前記構造物
８を適切な長さとし、ＳＵＳ等を構造材とした保持ネッ
ト９でカバーし、原子炉圧力容器１の下部に配置するこ
とも可能である。
Ｓ管材にホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニウム
の粉末６を封入した構成としても良い。この場合は、原
子炉圧力容器１の内部を示す図２に示すように原子炉構
造材を矩形の構造物８とし、貫通部３の周囲に設置する
ことも可能である。また、図３に示すように前記構造物
８を適切な長さとし、ＳＵＳ等を構造材とした保持ネッ
ト９でカバーし、原子炉圧力容器１の下部に配置するこ
とも可能である。
【００２２】本発明の第二実施例について図４及び図５
を用いて説明する。
を用いて説明する。
【００２３】原子炉圧力容器１外部の下部には多数の貫
通部３が接続されている。本発明の原子炉安全設備は、
図４に示すように、貫通部３の周囲にポケット１０を設
置し、前記ポケット１０にホウ素化合物，カドミウムも
しくはハフニウムの粉末６を溜めておく構成としてい
る。
通部３が接続されている。本発明の原子炉安全設備は、
図４に示すように、貫通部３の周囲にポケット１０を設
置し、前記ポケット１０にホウ素化合物，カドミウムも
しくはハフニウムの粉末６を溜めておく構成としてい
る。
【００２４】ここで万一の事故時に炉心５が溶融し、更
に溶融した炉心５の冷却ができず、炉心５が原子炉圧力
容器の外側へ放出することを想定する場合は、炉心５の
燃料が原子炉圧力容器１の下部の床に溜まり、燃料が臨
界に達する可能性もある。しかしながら、炉心５の燃料
が原子炉圧力容器１から放出される場合、貫通部３を伝
って下方へ落下するため、燃料は貫通部３を伝っている
最中に前記ポケット１０に捕獲され、ポケット１０に設
置されているホウ素化合物やカドミウムやハフニウムの
粉末６を吸収し、下方に落下する。これにより、ホウ素
化合物，カドミウムもしくはハフニウムが熱中性子を捕
獲するため、再臨界を防止する。
に溶融した炉心５の冷却ができず、炉心５が原子炉圧力
容器の外側へ放出することを想定する場合は、炉心５の
燃料が原子炉圧力容器１の下部の床に溜まり、燃料が臨
界に達する可能性もある。しかしながら、炉心５の燃料
が原子炉圧力容器１から放出される場合、貫通部３を伝
って下方へ落下するため、燃料は貫通部３を伝っている
最中に前記ポケット１０に捕獲され、ポケット１０に設
置されているホウ素化合物やカドミウムやハフニウムの
粉末６を吸収し、下方に落下する。これにより、ホウ素
化合物，カドミウムもしくはハフニウムが熱中性子を捕
獲するため、再臨界を防止する。
【００２５】更に、本発明の原子炉安全設備は、図５に
示すように原子炉圧力容器１下方の床１１に溝１２を形
成し、その溝にホウ素化合物，カドミウムもしくはハフ
ニウムの粉末６を設置する構成としても、燃料が原子炉
圧力容器下方の床１１に落下した場合に熱中性子を捕獲
するため、再臨界を防止する。
示すように原子炉圧力容器１下方の床１１に溝１２を形
成し、その溝にホウ素化合物，カドミウムもしくはハフ
ニウムの粉末６を設置する構成としても、燃料が原子炉
圧力容器下方の床１１に落下した場合に熱中性子を捕獲
するため、再臨界を防止する。
【００２６】本発明の第三実施例を図６を用いて説明す
る。
る。
【００２７】原子炉圧力容器外部の下部には保温材１３
が設置されている。本発明の原子炉安全設備は、図６に
示すように、原子炉圧力容器１の下方に設置された保温
材１３の内部にホウ素化合物，カドミウムもしくはハフ
ニウムの粉末６を封入する構成としている。
が設置されている。本発明の原子炉安全設備は、図６に
示すように、原子炉圧力容器１の下方に設置された保温
材１３の内部にホウ素化合物，カドミウムもしくはハフ
ニウムの粉末６を封入する構成としている。
【００２８】ここで万一の事故時に炉心５が溶融し、更
に溶融した炉心５の冷却ができず、溶融した炉心５が原
子炉圧力容器の外側へ放出することを想定する場合は、
炉心５の燃料が原子炉圧力容器の下部の床１１に溜ま
り、燃料が臨界に達する可能性もある。
に溶融した炉心５の冷却ができず、溶融した炉心５が原
子炉圧力容器の外側へ放出することを想定する場合は、
炉心５の燃料が原子炉圧力容器の下部の床１１に溜ま
り、燃料が臨界に達する可能性もある。
【００２９】しかしながら、炉心５の燃料が原子炉圧力
容器１から放出される場合、保温材を貫通して下方へ落
下するため、保温材１３に封入されているホウ素化合物
やカドミウムやハフニウムの粉末６も噴出し、燃料が原
子炉圧力容器１の下方の床１１に落下するのと同時に落
下する。これにより、ホウ素化合物，カドミウムもしく
はハフニウムが熱中性子を捕獲するため、再臨界を防止
する。
容器１から放出される場合、保温材を貫通して下方へ落
下するため、保温材１３に封入されているホウ素化合物
やカドミウムやハフニウムの粉末６も噴出し、燃料が原
子炉圧力容器１の下方の床１１に落下するのと同時に落
下する。これにより、ホウ素化合物，カドミウムもしく
はハフニウムが熱中性子を捕獲するため、再臨界を防止
する。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、事故時に原子力発電所
の電源が確保できないような場合にも、原子力発電プラ
ントの原子炉圧力容器内下部に熱中性子吸収断面積の大
きなホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニウムを用
いた原子炉安全設備を設置することにより、炉心の再臨
界を防止できる。更に、原子炉圧力容器の外部にも熱中
性子吸収断面積の大きなホウ素化合物，カドミウムもし
くはハフニウムを用いた原子炉安全設備を設置すること
により、原子炉圧力容器外での炉心の再臨界を防止でき
る。
の電源が確保できないような場合にも、原子力発電プラ
ントの原子炉圧力容器内下部に熱中性子吸収断面積の大
きなホウ素化合物，カドミウムもしくはハフニウムを用
いた原子炉安全設備を設置することにより、炉心の再臨
界を防止できる。更に、原子炉圧力容器の外部にも熱中
性子吸収断面積の大きなホウ素化合物，カドミウムもし
くはハフニウムを用いた原子炉安全設備を設置すること
により、原子炉圧力容器外での炉心の再臨界を防止でき
る。
【００３１】また、従来の原子炉構造物に対して、大き
な構造の変更を伴わず、本発明の原子炉安全設備を追加
するのみで、更なる安全性を向上させることができる。
な構造の変更を伴わず、本発明の原子炉安全設備を追加
するのみで、更なる安全性を向上させることができる。
【図１】本発明の第一実施例である原子炉圧力容器を示
す側断面図。
す側断面図。
【図２】本発明の第一実施例である構造物の変形例を示
す斜視図。
す斜視図。
【図３】本発明の第一実施例の変形例を示す側断面図。
【図４】本発明の第二実施例である原子炉圧力容器の一
部を示す部分断面図。
部を示す部分断面図。
【図５】本発明の第二実施例である原子炉安全設備の変
形例を示す構成図。
形例を示す構成図。
【図６】本発明の第三実施例である原子炉圧力容器の一
部を示す部分図。
部を示す部分図。
【図７】従来技術の原子炉安全設備の例を示す構成図。
１…原子炉圧力容器、２…下部ヘッド壁、３…貫通部、
４…冷却水、５…炉心、６…ホウ素化合物，カドミウム
もしくはハフニウムの粉末、７…内張り、８…構造物、
９…保持ネット、１０…ポケット、１１…床、１２…
溝、１３…保温材、１４…原子炉格納容器、１５…ホウ
酸を注入する設備、１６…セパレータ、１７…ドライ
ヤ、１８…シュラウド、１９…シュラウドヘッド、２０
…構造物。
４…冷却水、５…炉心、６…ホウ素化合物，カドミウム
もしくはハフニウムの粉末、７…内張り、８…構造物、
９…保持ネット、１０…ポケット、１１…床、１２…
溝、１３…保温材、１４…原子炉格納容器、１５…ホウ
酸を注入する設備、１６…セパレータ、１７…ドライ
ヤ、１８…シュラウド、１９…シュラウドヘッド、２０
…構造物。
Claims (5)
- 【請求項１】原子炉圧力容器内の下部に設置する原子炉
構造物を、熱中性子吸収断面積が大きい物質を含む構造
材料で構成したことを特徴とする原子炉安全設備。 - 【請求項２】請求項１で規定した原子炉構造物を、耐腐
食性の高い構成材料で囲み、前記原子炉構造物を原子炉
圧力容器内面に固定することを特徴とする原子炉安全設
備。 - 【請求項３】原子炉圧力容器の下方に設置する原子炉構
造物を、熱中性子吸収断面積が大きい物質を含む構造材
料で構成したことを特徴とする原子炉安全設備。 - 【請求項４】前記原子炉圧力容器の外側の壁に設置され
た構造物において、原子炉構造物を設置する箇所を設
け、熱中性子吸収断面積が大きい物質を含む構造材料で
構成した前記原子炉構造材を設置したことを特徴とする
請求項１から３のいずれか１項記載の原子炉安全設備。 - 【請求項５】請求項３に記載した原子炉構造物におい
て、原子炉圧力容器の下部に設置する保温材内部に設置
したことを特徴とする原子炉安全設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10270931A JP2000098078A (ja) | 1998-09-25 | 1998-09-25 | 原子炉安全設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10270931A JP2000098078A (ja) | 1998-09-25 | 1998-09-25 | 原子炉安全設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000098078A true JP2000098078A (ja) | 2000-04-07 |
Family
ID=17493002
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10270931A Pending JP2000098078A (ja) | 1998-09-25 | 1998-09-25 | 原子炉安全設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000098078A (ja) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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-
1998
- 1998-09-25 JP JP10270931A patent/JP2000098078A/ja active Pending
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