JP2000121772A - 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉 - Google Patents

内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉

Info

Publication number
JP2000121772A
JP2000121772A JP11292686A JP29268699A JP2000121772A JP 2000121772 A JP2000121772 A JP 2000121772A JP 11292686 A JP11292686 A JP 11292686A JP 29268699 A JP29268699 A JP 29268699A JP 2000121772 A JP2000121772 A JP 2000121772A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
receptacle
corium
vessel
reactor
core
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
JP11292686A
Other languages
English (en)
Other versions
JP4786007B2 (ja
Inventor
Marseille Jacques
ジャック・マルセイユ
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.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of JP2000121772A publication Critical patent/JP2000121772A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4786007B2 publication Critical patent/JP4786007B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21C9/016—Core catchers
    • 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
    • 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

  • 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

(57)【要約】 【課題】 蒸気爆発の発生の可能性を消し去ることがで
きる原子炉の提供。 【解決手段】 ベッセル１０と原子炉コア１２とを具備
してなる水利用型原子炉であって、ベッセル１０内にお
いてコア１２の下方に収容されているとともに、少なく
とも一部が耐火材料２４から形成された、洗面器形状の
レセプタクル２０を具備し、レセプタクル２０は、コア
１２の偶発的溶融時に形成されるコーリウムを受領する
ことができ、レセプタクル２０内には、コーリウムに対
して混合されることにより耐火材料２４の融点以下の平
衡温度にまでコーリウム温度を下げることができる多孔
性無機材料３０が完全に充填されている。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、「コーリウム（co
rium）」すなわち原子炉コアの偶発的な溶融時に原子炉
コアから派生した固体片または液体片を受領することを
意図した洗面器形状のレセプタクルをベッセルが備えて
いるような、加圧水型または沸騰水型原子炉に関するも
のである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉に関して、原子炉コアの部分的な
または完全な溶融を引き起こすような深刻な事態を制限
する目的で、ここ２０〜３０年の間に、多数のシステム
が考案され開発されている。
【０００３】特に、仏国特許出願公開明細書第２ ３４
１ １８１号に開示されているように、原子炉ベッセル
の底部に、原子炉コアの偶発的な溶融時に形成されるコ
ーリウムによるベッセルの穿孔を防止するための抑制デ
バイスを配置することは、既に提案されている。この抑
制デバイスは、互いに離間配置された複数の水平プレー
トを備えている。これらプレートは、ベッセルの壁に対
して固定されており、プレートには、プレートどうしの
間でジグザグ状に互いに位置がずらされて開口が形成さ
れており、プレートのエッジは、上向きに曲げられてい
る。偶発的事故の際には、コーリウムは、開口を次々と
通り抜け、水平プレートの中央に配置されたベル形状の
分散器内へと移動し、ベッセルの底部に滞留する。
【０００４】また、米国特許明細書第３ ９６４ ９６６
号に開示されているように、原子炉ベッセルの内部にお
いて、液体金属によって冷却された原子炉コアの下方に
コーリウムレセプタクルを配置するという発想は、既に
提案されている。スチール製とされたこのレセプタクル
は、コアを支持している下側水平プレートによって直接
的に懸架されている。熱交換パイプがレセプタクルの底
部からレセプタクルの内部へと上方に突出している。こ
れらパイプは、上端が閉塞されていて、連通の目的のた
めに設けられている穴を通してレセプタクルの内部と連
通している。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】水利用型原子炉のベッ
セルの内部に組み込むことを想定されているレセプタク
ルデバイスの幾何形状にかかわらず、偶発的なコア溶融
によって、爆発が起こり得るというリスクがある。コー
リウムがベッセルの底部に向けて流れるときには、コー
リウムは、小さな粒子へと***する（解裂する）。原子
炉ベッセル内に含有されている水は、小さなコーリウム
粒子と接触することによって、蒸発する。各粒子の周囲
には、蒸気フィルムが形成される。このことは、高エネ
ルギー衝撃波を引き起こす爆発のための好条件を引き起
こす。このタイプの爆発の起源によって、これは、通常
「蒸気爆発」と称される。
【０００６】現在、水利用型原子炉ベッセルの底部にお
いてコーリウムを受領して保持するためのレセプタクル
デバイスは、蒸気爆発を防止し得るようには構成されて
いない。また、これらレセプタクルデバイスは、そのよ
うな爆発の影響から保護されていない。水蒸気とコーリ
ウムとの間の相互作用の発生確率が小さいにもかかわら
ず、このタイプの爆発の可能性は、完全には、消し去る
ことができない。爆発によって生成された極度に強力な
圧力ピークによって、レセプタクルデバイスの完全性が
損なわれ、したがって、レセプタクルデバイスの有効性
が損なわれる。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明の主題は、正確に
は、ベッセル内にコーリウム受領デバイスが設けられて
いる加圧水型または沸騰水型原子炉であって、コーリウ
ム受領デバイスの独自構成のために、蒸気爆発の発生を
防止することができ、したがって、事故発生時の受領デ
バイスの完全性を維持することができる。
【０００８】本発明においては、ベッセルとこのベッセ
ル内に収容された原子炉コアとを具備してなる水利用型
原子炉であって、ベッセル内においてコアの下方に収容
されているとともに、少なくとも一部が耐火材料から形
成された、洗面器形状のレセプタクルを具備し、このレ
セプタクルは、コアの偶発的溶融時に形成されるコーリ
ウムを受領することができ、レセプタクル内には、コー
リウムに対して混合されることにより耐火材料の融点以
下の平衡温度にまでコーリウム温度を下げることができ
る多孔性無機材料が内部全体に充填されていることを特
徴とする原子炉によって、得られる。
【０００９】このように構成された原子炉においては、
コアの溶融時に形成されるコーリウムは、水分を含有し
ていない多孔性無機材料内に侵入して、そこで***する
（フラグメントへと***する）。したがって、コーリウ
ムの各粒子の周囲に蒸気フィルムが存在しているような
蒸気爆発にとっての好条件を、回避することができる。
そのため、蒸気爆発が起こることがなく、レセプタクル
の完全性（損傷していない状態にあること）が維持され
る。
【００１０】この効果は、レセプタクル内に収容されて
いる多孔性無機材料内へとコーリウムが下方移動する際
に徐冷されることによって、助長される。このようにし
て、耐火材料の溶融によるレセプタクルの損傷を、防止
することができる。
【００１１】本発明のある好ましい実施形態において
は、例えばグリッドまたは水平穿孔プレートといったよ
うな形態とされた、コーリウムを広げて分散させるため
のコーリウム広げ手段が、レセプタクルとレセプタクル
内に収容されている多孔性無機材料との上方に、配置さ
れる。
【００１２】本発明のこの好ましい実施形態において
は、多孔性無機材料は、好ましくは約９９％シリカを含
有した、セラミック発泡体である。多孔性無機材料の空
隙率は、大量のコーリウムを受領するに十分な容積を、
レセプタクル内部において利用可能とすることを、意味
している。この空隙率は、特に、約６３％〜約８０％と
することができる。
【００１３】有利には、レセプタクルは、ベッセルの底
部から、上方に対して連通しているとともにレセプタク
ルの周囲における水の循環を確保するためのスペースの
分だけ、隔離されている。この水循環は、レセプタクル
の冷却を補助し、したがって、レセプタクルの完全性の
維持に貢献する。
【００１４】レセプタクルは、必要に応じて、実質的に
半球状のものとすることも、あるいは、実質的に半球状
の部分とこの半球状部分の上側に連接された実質的に円
筒形の部分とを備えて構成されるものとすることも、で
きる。
【００１５】本発明の好ましい実施形態においては、耐
火材料は、煉瓦の形態とされ、レセプタクルの一部を構
成するスチールケーシングの内部に配置される。
【００１６】
【発明の実施の形態】非制限的な例示としての本発明の
好ましい実施形態につき、以下、添付図面を参照して説
明する。図１は、水利用型原子炉の下部を示す鉛直方向
の断面図であって、この原子炉のベッセルは、原子炉コ
アの溶融につながるような事故を考慮して、本発明によ
るレセプタクルを備えている。
【００１７】図１に示された実施形態は、加圧水型原子
炉に関するものである。しかしながら、既に指摘したよ
うに、本発明は、このタイプの原子炉に限定されるもの
ではなく、一般的に、すべての水利用型原子炉に関する
ものである。したがって、本発明は、沸騰水型原子炉に
対しても応用することができる。
【００１８】図１において、参照符号１０は、原子炉ベ
ッセルを示している。より詳細には、ベッセルの下部だ
けが図示されている。ベッセル１０は、中央部分に原子
炉コア１２を備えており、また、コアに関連した内部設
備を備えている。
【００１９】コア１２は、通常、鉛直方向に並置された
多数の核燃料アセンブリから形成されている。核燃料ア
センブリは、下部水平プレート１４上に載置されてい
る。このプレート１４は、ベッセル１０内に保持されて
いる冷却水が核燃料アセンブリの内部において循環し得
るよう、各核燃料アセンブリの近傍において穿孔されて
いる。穿孔された流通分散プレート１６は、好ましくは
凸状下部を有するものとされ、プレート１４の全体にわ
たってプレート１４の下方に固定されている。
【００２０】原子炉コア、および、例えば水平下部プレ
ート１４や穿孔プレート１６といったような関連内部設
備は、支持案内デバイス１８を介して、ベッセル１０の
鉛直方向円筒壁に支持されている。
【００２１】本発明の範囲内においては、コア１２およ
び関連内部設備は、図示したもの以外にも、任意の形状
とすることができることに注意されたい。
【００２２】本発明においては、図１に示すように、洗
面器形状のレセプタクル２０が、原子炉コア１２の下方
において、ベッセル１０の内部に配置されている。より
詳細には、レセプタクル２０は、穿孔プレート１６と、
ベッセル１０のうちの凸状かつ全体的に半球状のベース
と、の間に配置されている。
【００２３】レセプタクル２０は、原子炉コア１２の偶
発的な溶融時に、コーリウムを受領し得るよう構成され
ている。「コーリウム」という用語は、そのような事故
の際に生成されるであろう溶融質量のことを示してお
り、コーリウムは、一般に、核燃料、核燃料の被覆材、
制御棒の被覆材、および、コア１２に関連した内部構造
を含有している。レセプタクル２０は、原子炉コア１２
の完全溶融につながりかねないような深刻な事故の際
に、コーリウムの全量を受領し得るような配置および構
成とされている。
【００２４】図１に示す本発明の好ましい実施形態にお
いては、レセプタクル２０は、ベッセル１０のベースか
ら、レセプタクルの上部外周縁とベッセル１０との間の
間隙に対して上方側において連通しているスペースの分
だけ、隔離されている。このスペース２２によって、図
示矢印で示されているような、原子炉ベッセル１０内に
保持されている水の循環が可能とされる。事故発生時に
は、水の循環は、自然対流によって、このスペース２２
内において起こる。この水循環によってもたらされる効
果は、レセプタクル２０の冷却である。
【００２５】レセプタクル２０は、耐火性材料から形成
された少なくとも１つの煉瓦層２４を備えている。この
材料は、できるだけ高温の融点を有しているように、か
つ、コーリウムに対して良好な化学的適合性を有してい
るように、選択されている。材質は、特に、ジルコニウ
ムをベースとしたセラミック材料とすることができ、こ
のことは、また、産業市場において幅広く利用可能であ
るという利点を有している。
【００２６】図１に示されているように、煉瓦２４は、
並置されていて、好ましくは、相補的なエッジ形状とさ
れている。エッジ形状は、互いの相互連結を可能とする
ような、Ｕ字形状、あるいは、先広の鳩尾形状とするこ
とができる。
【００２７】レセプタクル２０は、また、内部に煉瓦２
４が配置された金属ケーシング２６を備えている。この
金属ケーシング２６は、特に、ステンレススチールから
形成することができる。金属ケーシング２６は、煉瓦２
４を完全に被覆する内側スキンおよび外側スキンを備え
ている。ケーシング２６は、また、レセプタクル２０の
内側スキンおよび外側スキンのそれぞれの上エッジどう
しを互いに連結するための上部フランジを備えている。
【００２８】金属ケーシング２６の上部フランジは、レ
セプタクル２０をベッセル１０に対して懸架するために
使用することができる。この場合には、レセプタクル２
０は、図１に示すように、ベッセル１０の内部に設けら
れた支持体２８上に支持されている。
【００２９】変形例としては、ベッセル１０の鉛直軸に
対して径方向を向く向きとされた放射状補強部材（図示
せず）を、レセプタクル２０とベッセル１０とを隔離し
ているスペース２２内に、介在させることができる。こ
の場合、放射状補強部材には、スペース２２内における
水の循環を補助するための複数の穴が設けられる。
【００３０】図示の実施形態においては、レセプタクル
２０は、ベッセル１０のベースの形状と同中心的な、実
質的に半球形の形状とされている。
【００３１】この実施形態の図示しない変形例において
は、この半球形状に対して、ベッセル１０の鉛直軸上に
中心線を置く実質的な円筒部分を連接して、レセプタク
ル２０を上方へと延長させることができる。この構成
は、特に、深刻な事故時に形成されると予想されるコー
リウムの全体積が、半球形のレセプタクル２０であれ
ば、レセプタクル２０内の利用可能な容積を超えると予
想される場合に、採用することができる。レセプタクル
２０内において利用可能な容積の推定は、レセプタクル
内部に充填された後述の多孔性無機材料３０の存在を考
慮して行われる。
【００３２】深刻な事故時にコア１２によって生成され
るコーリウムの全量を、レセプタクル２０内に有効に受
領可能とするために、図示のように、レセプタクルの上
部エッジの上方に、リングコレクタ３２を配置すること
ができる。このコレクタ３２は、特に、クロスビーム構
造３３を介して、レセプタクル２０の上部フランジ上に
支持することができる。
【００３３】コレクタ３２の上面は、内方に湾曲してい
るとともに、ベッセル１０の壁の近傍において上方を向
いているような、ホッパーの形状とされている。より詳
細には、数センチメートルに制限されたクリアランス
が、コレクタ３２とベッセル１０の壁との間に設けられ
ている。これは、溶融時のコアからの破片の流れが、レ
セプタクル２０とベッセル１０のベースとの間のスペー
ス２２内へと侵入することを防止するためである。
【００３４】本発明の本質的な特徴点においては、上述
のように、レセプタクル２０内には、多孔性無機材料３
０が完全に充填されている。この多孔性無機材料は、コ
ア１２の偶発的溶融時に形成されるコーリウムに対して
混合されこれによりコーリウムの温度を、煉瓦２４を形
成している耐火材料の融点よりも低い平衡温度にまで下
げ得るように、選択されている。コーリウムに対して混
合されることによって、水分を有していない材料３０
は、蒸気爆発の対しての前提条件の発生を妨害する。こ
れは、水分を有していない材料３０が、コーリウムがレ
セプタクル２０内において下降移動する時に***するこ
とによって形成された各コーリウム粒子の周囲に蒸気フ
ィルムが形成されてしまうことを、防止するからであ
る。したがって、蒸気爆発によるレセプタクル損傷とい
うリスクが、実際に排除される。
【００３５】レセプタクル２０を充填する多孔性無機材
料３０は、有利には、約９９％シリカを含有したセラミ
ック発泡体である。このタイプの材料であると、レセプ
タクル２０内におけるコーリウムの下降移動時にコーリ
ウムの徐冷を行うことができる。したがって、コーリウ
ムの温度は、煉瓦２４を形成する耐火材料の融点以下に
おいて安定化される。このようにして、耐火煉瓦の溶融
によるレセプタクル２０の損傷を避けることができる。
【００３６】材料３０の空隙率は、コア１２の溶融によ
って形成されるコーリウムの全量を受領し得るよう、レ
セプタクル２０の内容積が十分に大きなものとなるよう
に選択される。この観点から、同時に、下降移動時のコ
ーリウムの減速および冷却という観点から、約６３％〜
約８０％の空隙率を有した材料が、満足のいくものであ
ると考えられる。
【００３７】好ましくは、図１に示されているように、
コーリウムを広げて分散させるための手段が、レセプタ
クル２０とレセプタクル内に充填されている多孔性無機
材料３０との上に配置されている。この手段は、特に、
水平穿孔プレート３４または水平グリッドから形成する
ことができる。
【００３８】深刻な事故の際に、コア１２の溶融によっ
て生成されるコーリウムの通路３６が、図示されてい
る。コーリウムが穿孔プレート３４上に落下したときに
は、レセプタクル２０の全幅にわたって広がる。そし
て、コーリウムは、プレート３４の穴を通ってレセプタ
クル２０内に侵入する。その後、コーリウムは、水分を
含有していない多孔性無機材料３０内において***す
る。上述のように、この材料３０は、蒸気爆発というリ
スクを排除する。材料３０によって減速されたコーリウ
ムの下方移動に伴って、コーリウムは、耐火煉瓦２４の
融点以下の温度にまで冷却される。スペース２２内にお
ける自然対流によって形成されている水循環によって、
耐火煉瓦２４が冷却され、また、レセプタクル２０全体
が冷却される。したがって、レセプタクル２０の完全性
が、最良の条件の下で維持される。
【００３９】本発明が、例示された上記実施形態に限定
されないことは、自明である。既に指摘したように、本
発明は、コアの構成および関連内部構造の構成にかかわ
らず、任意のタイプの水利用型原子炉に対して、適用す
ることができる。また、レセプタクルの形状および構造
は、例示したものとは異なるものとすることができる。
さらに、スペース２２、コーリウムの広げ手段、およ
び、リングコレクタ３２は、設けることが好ましいもの
ではあるが、場合によっては、省略することもできる。
最後に、多孔性無機材料としては、シリカをベースとし
たセラミック発泡体が好ましいけれども、場合によって
は、他のものとすることもできる。
【図面の簡単な説明】
【図１】 水利用型原子炉の下部を示す鉛直方向の断面
図であって、本発明によるレセプタクルを備えている。
【符号の説明】
１０ ベッセル １２ 原子炉コア ２０ レセプタクル ２２ スペース ２４ 耐火材料 ２６ 金属ケーシング ３０ 多孔性無機材料 ３４ 水平穿孔プレート（コーリウム広げ手段）

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 ベッセルとこのベッセル内に収容された
    原子炉コアとを具備してなる水利用型原子炉であって、 前記ベッセル内において前記コアの下方に収容されてい
    るとともに、少なくとも一部が耐火材料から形成され
    た、洗面器形状のレセプタクルを具備し、 該レセプタクルは、前記コアの偶発的溶融時に形成され
    るコーリウムを受領することができ、 該レセプタクル内には、コーリウムに対して混合される
    ことにより前記耐火材料の融点以下の平衡温度にまでコ
    ーリウム温度を下げることができる多孔性無機材料が完
    全に充填されていることを特徴とする原子炉。
  2. 【請求項２】 請求項１記載の原子炉において、 コーリウムを広げて分散させるためのコーリウム広げ手
    段が、前記レセプタクルと該レセプタクル内に収容され
    ている前記多孔性無機材料との上方に、配置されている
    ことを特徴とする原子炉。
  3. 【請求項３】 請求項２記載の原子炉において、 前記コーリウム広げ手段が、グリッド、または、水平穿
    孔プレートを備えていることを特徴とする原子炉。
  4. 【請求項４】 請求項１記載の原子炉において、 前記多孔性無機材料が、セラミック発泡体であることを
    特徴とする原子炉。
  5. 【請求項５】 請求項４記載の原子炉において、 前記セラミック発泡体が、約９９％シリカを含有してい
    ることを特徴とする原子炉。
  6. 【請求項６】 請求項１記載の原子炉において、 前記多孔性無機材料が、約６３％〜約８０％の空隙率を
    有していることを特徴とする原子炉。
  7. 【請求項７】 請求項１記載の原子炉において、 前記レセプタクルが、前記ベッセルの底部から、水の循
    環のための上方連通スペースの分だけ、隔離されている
    ことを特徴とする原子炉。
  8. 【請求項８】 請求項１記載の原子炉において、 前記レセプタクルが、実質的に半球状であることを特徴
    とする原子炉。
  9. 【請求項９】 請求項１記載の原子炉において、 前記レセプタクルが、実質的に半球状の部分と、この半
    球状部分の上側に連接された実質的に円筒形の部分と、
    を備えていることを特徴とする原子炉。
  10. 【請求項１０】 請求項１記載の原子炉において、 前記レセプタクルが、金属ケーシングを備え、 該金属ケーシングの内部に、前記耐火材料が配置されて
    いることを特徴とする原子炉。
JP29268699A 1998-10-14 1999-10-14 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉 Expired - Fee Related JP4786007B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9812878 1998-10-14
FR9812878A FR2784784B1 (fr) 1998-10-14 1998-10-14 Reacteur nucleaire a eau a receptacle integre

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2000121772A true JP2000121772A (ja) 2000-04-28
JP4786007B2 JP4786007B2 (ja) 2011-10-05

Family

ID=9531554

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP29268699A Expired - Fee Related JP4786007B2 (ja) 1998-10-14 1999-10-14 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉

Country Status (5)

Country Link
JP (1) JP4786007B2 (ja)
KR (1) KR100677735B1 (ja)
DE (1) DE19949585B4 (ja)
FR (1) FR2784784B1 (ja)
GB (1) GB2342770B (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011121908A1 (ja) * 2010-03-29 2011-10-06 株式会社 東芝 炉心溶融物の保持装置
JP2012137431A (ja) * 2010-12-27 2012-07-19 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2837976B1 (fr) * 2002-03-28 2004-11-12 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire comportant au niveau de ses structures des materiaux a changement de phase
FR2840100B1 (fr) * 2002-05-24 2005-07-08 Technicatome Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif passif e maintien du coeur en cas d'elevation de temperature
KR101178524B1 (ko) 2007-11-07 2012-08-30 주식회사 포스코 버켓
FR2951578B1 (fr) * 2009-10-16 2012-06-08 Commissariat Energie Atomique Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage
RU2514419C2 (ru) * 2012-06-01 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий" (ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ" Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора
CN103544999B (zh) * 2012-07-12 2016-12-28 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备
KR101404954B1 (ko) 2012-10-23 2014-06-12 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템
KR101288842B1 (ko) * 2013-01-14 2013-08-07 한국원자력연구원 금속 피복형 노내 내열 세라믹 노심 용융물 받이
KR102216695B1 (ko) 2018-09-03 2021-02-18 한국원자력연구원 노심 용융물 냉각 장치
AT523521B1 (de) * 2020-05-08 2021-09-15 Silmeta Silikate Fuer Die Metallurgische Ind Produktion Und Vertrieb Gesellschaft M B H & Co K G Auffanggrube zur Aufnahme von Metallschmelze und Kühlwasser

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3964966A (en) * 1975-08-25 1976-06-22 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Molten core retention assembly
US4116764A (en) * 1976-02-11 1978-09-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus for controlling nuclear core debris
LU80638A1 (de) * 1978-12-11 1980-07-21 Euratom Europ Atomgemeinschaft Auffangvorrichtung
USH91H (en) * 1983-03-04 1986-07-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris
US4650642A (en) * 1985-11-21 1987-03-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor with metal liner
US4643870A (en) * 1985-11-21 1987-02-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor
GB2236210B (en) * 1989-08-30 1993-06-30 Rolls Royce & Ass Core catchers for nuclear reactors
US5410577A (en) * 1993-11-04 1995-04-25 Martin Marietta Energy Systems, Inc. Core-melt source reduction system
RU2106701C1 (ru) * 1995-08-24 1998-03-10 Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2107342C1 (ru) * 1995-08-24 1998-03-20 Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
DE69621656D1 (de) * 1996-09-25 2002-07-11 Il Soon Hwang Abstandshalter-und kühlungs-struktur für einen kernreaktor

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011121908A1 (ja) * 2010-03-29 2011-10-06 株式会社 東芝 炉心溶融物の保持装置
JPWO2011121908A1 (ja) * 2010-03-29 2013-07-04 株式会社東芝 炉心溶融物の保持装置
JP5703289B2 (ja) * 2010-03-29 2015-04-15 株式会社東芝 炉心溶融物の保持装置
US9025721B2 (en) 2010-03-29 2015-05-05 Kabushiki Kaisha Toshiba Holding device
JP2012137431A (ja) * 2010-12-27 2012-07-19 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置

Also Published As

Publication number Publication date
KR20000029086A (ko) 2000-05-25
GB2342770A (en) 2000-04-19
FR2784784B1 (fr) 2000-12-01
KR100677735B1 (ko) 2007-02-02
DE19949585A1 (de) 2000-04-20
GB9922968D0 (en) 1999-12-01
JP4786007B2 (ja) 2011-10-05
DE19949585B4 (de) 2008-01-03
FR2784784A1 (fr) 2000-04-21
GB2342770B (en) 2003-08-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2000121772A (ja) 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉
JP2000121771A (ja) 可変形内部構造を収容しているレセプタクルを備えた水利用型原子炉
JP4612558B2 (ja) コアキャッチャーおよび原子炉格納容器
US5867548A (en) Device and method for collecting and cooling reactor-meltdown products
US11521759B2 (en) Melt confinement device
JPH09500207A (ja) 炉心溶融物の捕集及び冷却装置
CN107533869A (zh) 反应器模块支撑结构
KR100458741B1 (ko) 수냉원자로의피동식비상수소제거시스템
JPH10319166A (ja) 偶発的炉心溶融時に作動する炉心回収装置を内蔵する水型原子炉
GB2030347A (en) Nuclear Reactor Containment
US6195405B1 (en) Gap structure for nuclear reactor vessel
JP2000504119A (ja) 原子炉容器用間隙構造物
GB1581123A (en) Nuclear reactor coolant receptacle
RU2169953C2 (ru) Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора
JP2020517906A (ja) 原子力発電所における水素爆発の安全性の確保方法
GB2090042A (en) Improved Configuration for Loop-type Liquid Metal Fast Breeder Reactor
JPS61114730A (ja) 触媒反応装置
RU2165107C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
KR100594842B1 (ko) 격벽을 구비하는 격납건물 연료 재장전수 탱크
RU2771264C1 (ru) Ферма-консоль устройства локализации расплава
RU2165652C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2187852C1 (ru) Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора
RU2106026C1 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
JPH10227885A (ja) 可燃性ガス濃度制御系
JP2001510559A (ja) 炉心溶融物を収容し拡散させるための容器並びにその容器を備えた原子力設備

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20060907

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090127

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20090908

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20110524

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20110713

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140722

Year of fee payment: 3

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees