JP2017040588A - Nuclear reactor facility - Google Patents
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Abstract
Description
この発明の実施形態は、コアキャッチャとドレンサンプを備えた原子炉設備に関する。 Embodiments described herein relate generally to a nuclear reactor facility including a core catcher and a drain sump.
通常の水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断などにより冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置(ECCS)による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。 In a normal water-cooled nuclear reactor, if cooling water is lost due to the stoppage of water supply to the reactor pressure vessel or the breakage of piping connected to the reactor pressure vessel, the reactor water level drops and the core is exposed. Cooling may be insufficient. Assuming such a case, the reactor is automatically shut down in response to a water level lowering signal, and the core is submerged and cooled by injecting coolant using an emergency core cooling system (ECCS), and a core melting accident is performed. It is designed to prevent it.
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。 However, although the probability is very low, it can be assumed that the emergency core cooling device does not operate and water injection devices for other cores cannot be used. In such a case, the core is exposed due to a decrease in the reactor water level, and sufficient cooling is not performed, and the fuel rod temperature rises due to decay heat that continues to occur after the reactor shuts down, eventually leading to core melting. It is possible.
このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器底部を溶融貫通して、原子炉格納容器内の床上に落下するに至る。炉心溶融物は原子炉格納容器床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させるとともにコンクリートを溶融浸食する。発生した非凝縮性ガスは原子炉格納容器内の圧力を高め、原子炉格納容器を破損させる可能性があり、また、コンクリートの溶融浸食により原子炉格納容器のバウンダリを破損させたり、原子炉格納容器の構造強度を低下させたりする可能性がある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると原子炉格納容器の破損に至り、原子炉格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出する恐れがある。 When such a situation occurs, the high-temperature core melt melts into the lower part of the reactor pressure vessel, and further melts and penetrates the bottom of the reactor pressure vessel and falls onto the floor in the reactor containment vessel. The core melt heats the concrete stretched on the reactor containment floor, reacts with the concrete when the contact surface reaches a high temperature, generates a large amount of noncondensable gases such as carbon dioxide and hydrogen, and melts and erodes the concrete. To do. The generated non-condensable gas increases the pressure in the containment vessel and may damage the containment vessel. Also, the boundary of the containment vessel may be damaged by melting and erosion of concrete. The structural strength of the container may be reduced. As a result, if the reaction between the core melt and concrete continues, the reactor containment vessel will be damaged, and radioactive materials in the reactor containment vessel may be released to the external environment.
ところで、通常運転時の原子炉圧力容器からの漏水(ドレン)を原子炉格納容器の底部に設けたドレンサンプに導いて、ドレンサンプ内の検出器によって漏水を検知することが行われている。このような原子炉設備で、ドレンサンプに炉心溶融物が侵入すると、炉心溶融物の体積に比して炉心溶融物の上面の面積が小さいため、仮に、注水配管で原子炉格納容器の下部に注水したとしても、炉心溶融物の温度が低下せず、ドレンサンプ底部の侵食が継続する恐れがある。 By the way, water leakage (drain) from a reactor pressure vessel during normal operation is guided to a drain sump provided at the bottom of the reactor containment vessel, and the water leak is detected by a detector in the drain sump. In such a reactor facility, if the core melt enters the drain sump, the area of the upper surface of the core melt is small compared to the volume of the core melt. Even if it does, there is a possibility that the temperature of the core melt does not decrease and erosion of the drain sump bottom continues.
また、炉心溶融物が原子炉圧力容器の底部を突き破って落下する事象の進展を防止する対策として、原子炉格納容器下部にコアキャッチャを設置する場合がある。コアキャッチャは、原子炉圧力容器底部を溶融貫通して落下した炉心溶融物を受け止め、保持する機能を持つ。炉心溶融物から発生する崩壊熱は、コアキャッチャ内で受け止められた溶融炉心堆積物の上面からの水による冷却と、コアキャッチャ下部に設けられた冷却流路において、水と蒸気の密度差を駆動力として形成される水の自然循環により除熱される。 In addition, a core catcher may be installed in the lower part of the reactor containment vessel as a countermeasure for preventing the progress of an event in which the core melt falls through the bottom of the reactor pressure vessel. The core catcher has a function of receiving and holding the core melt that has melted and dropped through the bottom of the reactor pressure vessel. The decay heat generated from the core melt drives the water-steam density difference in the cooling channel provided at the bottom of the core catcher and the cooling by the water from the upper surface of the molten core deposit received in the core catcher. Heat is removed by natural circulation of water formed as force.
コアキャッチャは、事故時の落下物による破損を防ぐためのカバーを設けることが検討されている。しかし、前述の通り、原子炉格納容器下部にはドレンサンプが在る。コアキャッチャを設置した場合にも通常運転時はドレンサンプへと漏水が流出することが必要である。 It has been considered that the core catcher is provided with a cover for preventing damage caused by falling objects in the event of an accident. However, as described above, there is a drain sump at the bottom of the reactor containment vessel. Even when a core catcher is installed, it is necessary that water leaks to the drain sump during normal operation.
コアキャッチャとドレンサンプの漏水検出機能とを共存させるためにコアキャッチャ上部に漏水検知床を設ける方法がある(特許文献1)。この構造であれば、コアキャッチャの上部で漏水を検知することが可能となる。なお、既設の原子炉においてコアキャッチャおよびコアキャッチャカバーを設けるためには、設置スペース確保のためにペデスタルコンクリートの一部を削る必要があると考えられる。 In order to make the core catcher and the water leak detection function of the drain sump coexist, there is a method of providing a water leak detection floor above the core catcher (Patent Document 1). With this structure, it is possible to detect water leakage at the upper part of the core catcher. In addition, in order to provide a core catcher and a core catcher cover in an existing nuclear reactor, it is considered that a part of the pedestal concrete needs to be cut to secure an installation space.
公知技術として、漏水検査床を設けることで、ドレンサンプに要求される漏水検知機能を維持しながら、炉心溶融事故時に炉心溶融物をコアキャッチャにより冷却・保持する機能を有しているものがある。しかし、地震が発生した際の故障や床の破損による機能喪失、漏水検出実績が無いことによる信頼性の不足といった懸念がある。また、既設の原子炉では、原子炉格納容器下部のスペースが狭く干渉物が存在するため、コアキャッチャ上部に設置する床としては可能な限り薄く物量の少ないものが良い。 As a known technique, there is one having a function of cooling and holding a core melt by a core catcher in a core melting accident while maintaining a water leak detection function required for a drain sump by providing a water leak inspection floor. However, there are concerns such as failure due to earthquakes, loss of function due to floor damage, and lack of reliability due to lack of water leakage detection results. Further, in existing reactors, the space below the reactor containment vessel is narrow and there are interferences, so the floor installed on the core catcher should be as thin as possible and have a small amount of material.
本発明の実施形態は、上記事情に鑑みてなされたものであって、その目的は、原子炉格納容器内にコアキャッチャを設置した際でもドレンサンプを用いた漏水検出を可能とすることにある。 The embodiment of the present invention has been made in view of the above circumstances, and an object of the present invention is to enable water leak detection using a drain sump even when a core catcher is installed in a nuclear reactor containment vessel.
実施形態に係る原子炉設備は、上記目的を達成するために、炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に配置されて炉心溶融事故時に炉心溶融物を保持するコアキャッチャと、前記原子炉格納容器内で前記コアキャッチャの下方に配置されて通常時に前記原子炉圧力容器からの漏水を溜めるドレンサンプと、前記原子炉圧力容器の下方で前記コアキャッチャの上方を覆うように配置されて上下方向に貫通するカバー貫通孔が形成されたコアキャッチャカバーと、前記カバー貫通孔と前記ドレンサンプとを連通する排水管と、を有することを特徴とする。 In order to achieve the above object, a nuclear reactor facility according to an embodiment includes a nuclear reactor pressure vessel that accommodates a core, a nuclear reactor containment vessel that contains the nuclear reactor pressure vessel, and the atomic reactor within the nuclear reactor containment vessel. A core catcher that is disposed below the reactor pressure vessel and holds the core melt in the event of a core melting accident, and is disposed below the core catcher in the reactor containment vessel and normally leaks water from the reactor pressure vessel. A drain sump to be stored; a core catcher cover which is disposed so as to cover the upper side of the core catcher below the reactor pressure vessel and has a through-hole penetrating vertically; the cover through-hole and the drain sump; And a drain pipe communicating therewith.
本発明の実施形態によれば、原子炉格納容器内にコアキャッチャを設置した際でもドレンサンプを用いた漏水検出を行うことができる。 According to the embodiment of the present invention, water leakage detection using a drain sump can be performed even when a core catcher is installed in a nuclear reactor containment vessel.
以下、本発明に係る原子炉設備の実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。 Hereinafter, an embodiment of a nuclear reactor facility according to the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.
[第1の実施形態]
図1は、本発明の第1の実施形態に係る原子炉設備の全体立断面図である。図2は、図1の原子炉設備の要部立断面図である。図3は、図2の排水管の部分斜視図である。
[First Embodiment]
FIG. 1 is an overall vertical sectional view of a nuclear reactor facility according to a first embodiment of the present invention. FIG. 2 is a sectional view of a principal part of the nuclear reactor facility of FIG. FIG. 3 is a partial perspective view of the drain pipe of FIG.
この実施形態に係る原子炉設備は、沸騰水型原子力発電所であって、原子炉圧力容器10内に炉心11が収容されている。原子炉圧力容器10は原子炉格納容器12内に配置されている。原子炉格納容器12内空間は、原子炉圧力容器10を収容するドライウェル13と、圧力抑制プール14を収容するウェットウェル15を含む。ドライウェル13と圧力抑制プール14はベント管16で連絡している。
The reactor facility according to this embodiment is a boiling water nuclear power plant, and a
原子炉圧力容器10は、コンクリート製で上部が開放された円筒状のペデスタル17によって支持されている。ペデスタル17の底部はコンクリート製のペデスタル底部18が形成されている。ドライウェル13のうち、ペデスタル17に囲まれて、原子炉圧力容器10の下方、かつペデスタル底部18の上方の空間をペデスタル空間19と呼ぶ。ペデスタル17の周りを囲んでウェットウェル15が形成されている。
The
ペデスタル底部18の一部は掘り込まれてドレンサンプ20が形成されている。ドレンサンプ20内には、図示しない漏水検出のための検出器が配置されている。
A part of the
ペデスタル底部18の上にコアキャッチャ21が配置されている。コアキャッチャ21の上面を覆うように、コアキャッチャカバー22が配置されている。
A
事故時に原子炉格納容器12の外側からコアキャッチャカバー22の上方に冷却水を供給するための注水配管23が設けられ、注水配管23の途中でペデスタル空間19内に注水弁24が設けられている。
In the event of an accident, a
コアキャッチャ21は、炉心溶融事故時に、原子炉圧力容器10の底部を突き破って落下する炉心溶融物を保持し、冷却できる構造となっている。コアキャッチャ21は、炉心溶融物の熱で溶融しない耐熱材で構成され、上方に向かって開口する炉心溶融物受け部30と、炉心溶融物受け部30の下方および外側に形成されて冷却水が流れる冷却水流路31とを有する。炉心溶融物受け部30の上面は中央が低く、外周に向かって高くなるように傾斜している。コアキャッチャ21の外周壁32は、ペデスタル17の内周に沿って延びる円筒状である。
The
冷却水流路31内の冷却水(水蒸気を含む)は、図2の矢印Aに示すように、コアキャッチャ21の外周壁32に沿って外周部33から下降し、その後にコアキャッチャ21の底部34に沿って底部中央35に流れ、底部中央35から上昇して、炉心溶融物受け部30の傾斜面に沿ってその下を外側に向かいつつ上昇する。さらに、炉心溶融物受け部30の外周に沿って上昇し、コアキャッチャ21の上端まで上昇した後に、再度外周部33を下降する。
The cooling water (including water vapor) in the cooling
コアキャッチャ21の水平方向中央に上下方向に延びる排水管40が配置されている。排水管40の下端はペデスタル底部18によって支持されている。コアキャッチャカバー22は、水平に広がる円板状である。コアキャッチャカバー22の荷重は、コアキャッチャ21の外周壁32の上端で支持されるとともに、排水管40でもその一部が支持されている。
A
コアキャッチャカバー22が排水管40の上端と接する部分には、上下に延びるカバー貫通孔43が形成され、カバー貫通孔43の下端が排水管40の上端に通じている。排水管40はコアキャッチャ21の水平方向中央を上下方向に貫通している。排水管40の下端の近くで、側面に下端部流通孔44が形成され、コアキャッチャ21の底部の下方でドレンサンプ20に達する底部流路45が形成されている。すなわち、コアキャッチャカバー22の上方からカバー貫通孔43を経て、排水管40を通り、さらに底部流路45を経てドレンサンプ20に至る排水経路が形成される。
A cover through
排水管40は、図3に示すように二重管構造であり、内管41と、内管41の外側に配置されて強度を補強する被覆管42とからなる。内管41は、たとえば、ZrO2やAl2O3などの高融点セラミックスからなる。被覆管42は、たとえば、ステンレス鋼や炭素鋼などの金属製である。排水管40は、横断面形状が、円のほか、楕円や四角形などでもよい。内管41内に流路46が形成されている。
As shown in FIG. 3, the
排水管40の構造の他の例として、内管41をステンレス鋼や炭素鋼などの金属製とし、被覆管42を高融点セラミックス製としてもよい。さらに、排水管40を二重管構造としなくても、耐熱性と構造強度が十分であれば、均質材料の配管としてもよい。
As another example of the structure of the
本実施形態の構成を用いれば、原子炉格納容器12床に存在するペデスタル底部18のコンクリート内にドレンサンプ20が存在する原子炉にコアキャッチャ21を設置する場合でも、既存の原子炉と同様に、通常運転時に、漏水をドレンサンプ20へ排出することができる。また、排水管40の内径を適切に設計することで、過酷事故時に炉心溶融物が浸入してきた際に排水管40内の流路46内を流れる過程で炉心溶融物を固化させることができる。また、排水管40をZrO2で製作した際は、過酷事故時に高温の炉心溶融物に直接接触しても容易に浸食されないため、排水管40が破損して破損部から炉心溶融物が流入し、ドレンサンプ20へ排出されることを防ぐ効果を持つ。さらに、排水管40を支柱として用いることで、コアキャッチャ21およびコアキャッチャカバー22の構造強度を増加させることができる。
If the configuration of the present embodiment is used, even when the
図2に示すように、炉心溶融物受け部30の上面とコアキャッチャカバー22の下面の間に、複数の支柱70が配置されている。支柱70は、炉心溶融事故時に炉心溶融物の熱によって溶融しない耐熱材からなる。支柱70はコアキャッチャカバー22の荷重の一部を支持し、その荷重を炉心溶融物受け部30に伝える。これにより、コアキャッチャカバー22がさらに確実に支持される。
As shown in FIG. 2, a plurality of
なお、排水管40に、中性子吸収剤(図示せず)を塗布したり、または排水管40の内管41または被覆管42に中性子吸収剤を混入させたりしてもよい。これにより、炉心溶融物がコアキャッチャ21に保持された後に、発生が懸念される核燃料成分の再臨界を防止する効果が得られる。
Note that a neutron absorber (not shown) may be applied to the
なお、図1および図2に示す例では、コアキャッチャ21の水平方向ほぼ中央に排水管40を配置するものとしたが、排水管40をコアキャッチャ21の外周近くに配置してもよい。
In the example shown in FIGS. 1 and 2, the
[第2の実施形態]
図4は、本発明の第2の実施形態に係る原子炉設備の排水管を構成する部分排水管部材の斜視図である。
[Second Embodiment]
FIG. 4 is a perspective view of a partial drainage pipe member constituting a drainage pipe of a nuclear reactor facility according to the second embodiment of the present invention.
この第2の実施形態では、排水管40(図2参照)は、長手方向に分割された複数の部分排水管部材50が互いに連結されて構成されている。その他の構成は第1の実施形態と同様である。
In the second embodiment, the drain pipe 40 (see FIG. 2) is configured by connecting a plurality of partial
図4に示すように、部分排水管部材50の軸方向の第1の端部(上端)に雄ネジ51が形成され、第1の端部の反対側の第2の端部(下端)に雌ネジ52が形成されている。複数の部分排水管部材50の雄ネジ51と雌ネジ52を互いにねじ込むことにより、第1の実施形態の排水管40と同様の排水管40が形成される。各部分排水管部材50は、第1の実施形態における排水管40と同様の二重管構造であってもよい。
As shown in FIG. 4, a
この実施形態の変形例として、雄ネジ51と雌ネジ52を互いにねじ込む構造に代えて、凸部と凹部とを互いにはめ合わせる構造も可能である。すなわち、部分排水管部材50の軸方向の第1の端部で軸方向に突出する凸部を設け、部分排水管部材50の軸方向の第2の端部で軸方向にくぼんだ凹部を設けて、これらの凸部と凹部とを互いにはめ合わせればよい。
As a modification of this embodiment, instead of a structure in which the
また、部分排水管部材50として、図4に示す直管構造のほか、エルボ型やT字型の部分排水管部材(図示せず)を用いることもでき、それにより、排水管40として、分岐部、合流部、曲がり部など種々の構造を実現できる。
Further, as the partial
本実施形態の構成を用いれば、第1の実施形態と同様に、通常運転時には漏水をドレンサンプ20へと排出し、過酷事故時には溶融炉心のドレンサンプ20への流入を阻止することが可能であり、しかも、今まで通りドレンサンプ20に漏水検出機能を持たせることが可能となる。
If the configuration of the present embodiment is used, similarly to the first embodiment, it is possible to discharge water leakage to the
また、既設の原子炉などの搬入スペースが限られる場合であっても、排水管40を構成する部品を、排水管40設置位置に容易に人力で搬入することができる。これにより、現地での工事期間を短縮することができる。また、一部にL字型の部分排水管部材を使用することで干渉物を避けることや、エルボ型の部分排水管部材を用いることにより、適切な接続先へと排水管40を導き接続することができる。また、T字型の部分排水管部材を使用して他の部分排水管部材と接続した場合は、構造強度を高める効果もある。
Moreover, even if the carrying-in space of an existing nuclear reactor etc. is restricted, the components which comprise the
[第3の実施形態]
図5は、本発明の第3の実施形態に係る原子炉設備の排水管の部分断面斜視図である。この実施形態は第1の実施形態の変形であって、排水管40の流路46内の途中に耐熱材からなる網60が固定されている。また、排水管40の流路46内の上端から網60までの間に、耐熱材からなる複数の障害部材61が配置されている。障害部材61は、たとえば砂利であって、網60を通過しない程度の大きさである。網60および障害部材61は、炉心溶融事故時に炉心溶融物に接したときに炉心溶融物の熱によって溶融しない程度の耐熱性を持つ。
[Third Embodiment]
FIG. 5 is a partial cross-sectional perspective view of a drain pipe of a nuclear reactor facility according to a third embodiment of the present invention. This embodiment is a modification of the first embodiment, and a net 60 made of a heat-resistant material is fixed midway in the
本実施形態の構成によれば、過酷事故時に排水管40の流路46入口から炉心溶融物が浸入した場合に、圧力損失が大きい流路構造であるために、炉心溶融物の進出速度が遅くなり、炉心溶融物が固化するまでに要する距離を短くする効果を持つ。特に、排水管40の流路46上部入口から炉心溶融物が浸入した場合の固化距離を短くできるため、ドレンサンプ20へ炉心溶融物が流出するリスクを低減させる効果が得られる。
According to the configuration of the present embodiment, when the core melt enters from the
[第4の実施形態]
図6は、本発明の第4の実施形態に係る原子炉設備の排水管の部分断面斜視図である。この実施形態は第1の実施形態の変形であって、排水管40の下部に縮流部65が形成されている。縮流部65の流路は、縮流部65より上方の流路46よりも流路面積が小さくなっていて、縮流部65の上端で流路面積が急に縮小している。この縮流部65は、図2に示すコアキャッチャ21の底部中央35内に位置する。
[Fourth Embodiment]
FIG. 6 is a partial cross-sectional perspective view of a drain pipe of a nuclear reactor facility according to a fourth embodiment of the present invention. This embodiment is a modification of the first embodiment, and a reduced
なお、縮流部65の内面に、内側の流路に向かって突出するたとえば金属製のリブ(図示せず)を嵌め込んだ構造としてもよい。このリブによって縮流部65での冷却が促進される。
In addition, it is good also as a structure where the metal rib (not shown) which protrudes toward an inner flow path was engage | inserted in the inner surface of the
この実施形態によれば、過酷事故時に、排水管40内の流路46内を炉心溶融物が縮流部65まで流入した場合に、ここでの圧力損失が大きいために、浸入速度を低下させることができる。また、炉心溶融事故時には底部中央35(図2)に冷却水が存在するため、縮流部65に浸入してきた炉心溶融物に対する除熱性能が高まり、炉心溶融物が固化するまでに要する距離を短くする効果を持つ。さらに、縮流部65の周囲に金属リブなどの伝熱促進構造物を設けることで冷却効果を高め、炉心溶融物の固化距離を短くすることができる。これにより、炉心溶融物がドレンサンプ20へ流れ込むリスクを低減させる効果が得られる。
According to this embodiment, when the core melt flows into the contracted
[他の実施形態]
上記の各実施形態の特徴を種々に組み合わせることもできる。たとえば、第2の実施形態として説明した複数の部分排水管部材50を長手方向に互いに接合する構造は、第3または第4の実施形態の構成でも採用できる。また、排水管40の構造として、上流側は第3の実施形態の構造とし、下流側は第4の実施形態の構造としてもよい。
[Other Embodiments]
The features of the above embodiments can be combined in various ways. For example, the structure in which the plurality of partial
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。 As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention. These embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the spirit of the invention. These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.
10…原子炉圧力容器、11…炉心、12…原子炉格納容器、13…ドライウェル、14…圧力抑制プール、15…ウェットウェル、16…ベント管、17…ペデスタル、18…ペデスタル底部、19…ペデスタル空間、20…ドレンサンプ、21…コアキャッチャ、22…コアキャッチャカバー、23…注水配管、24…注水弁、30…炉心溶融物受け部、31…冷却水流路、32…外周壁、33…外周部、34…底部、35…底部中央、40…排水管、41…内管、42…被覆管、43…カバー貫通孔、44…下端部流通孔、45…底部流路、46…流路、50…部分排水管部材、51…雄ネジ、52…雌ネジ、60…網、61…障害部材、65…縮流部、70…支柱
DESCRIPTION OF
Claims (5)
前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に配置されて炉心溶融事故時に炉心溶融物を保持するコアキャッチャと、
前記原子炉格納容器内で前記コアキャッチャの下方に配置されて通常時に前記原子炉圧力容器からの漏水を溜めるドレンサンプと、
前記原子炉圧力容器の下方で前記コアキャッチャの上方を覆うように配置されて上下方向に貫通するカバー貫通孔が形成されたコアキャッチャカバーと、
前記カバー貫通孔と前記ドレンサンプとを連通する排水管と、
を有することを特徴とする原子炉設備。 A reactor pressure vessel containing the reactor core;
A reactor containment vessel for housing the reactor pressure vessel;
A core catcher that is disposed under the reactor pressure vessel in the reactor containment vessel and holds the core melt in the event of a core melting accident;
A drain sump that is disposed below the core catcher in the reactor containment vessel and normally collects water leaked from the reactor pressure vessel;
A core catcher cover which is arranged so as to cover the upper side of the core catcher below the reactor pressure vessel and has a cover through hole penetrating in the vertical direction;
A drain pipe communicating the cover through hole and the drain sump;
A nuclear reactor facility characterized by comprising:
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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JP2015163137A JP2017040588A (en) | 2015-08-20 | 2015-08-20 | Nuclear reactor facility |
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Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
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