JP6202935B2 - Reactor pressure vessel - Google Patents

Description

本発明の実施形態は、原子炉圧力容器に関し、特に、シビアアクシデント時において原子炉圧力容器を冷却するための構造および方法に関する。   Embodiments of the present invention relate to a reactor pressure vessel, and more particularly to a structure and method for cooling a reactor pressure vessel during a severe accident.

原子炉圧力容器内への冷却水の供給が停止された場合や、原子炉圧力容器に接続された配管が破断した場合など、原子炉圧力容器内の水位（以下、単に「原子炉水位」と記す）が低下し、炉心が露出して、炉心の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、原子炉は、原子炉圧力容器内の水位の低下に応じて自動的に停止されると共に、非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）により緊急冷却が行われる。   The water level in the reactor pressure vessel (hereinafter simply referred to as the “reactor water level”), such as when the supply of cooling water to the reactor pressure vessel is stopped or the piping connected to the reactor pressure vessel is broken May be reduced, the core may be exposed, and cooling of the core may be insufficient. Assuming such a case, the nuclear reactor is automatically shut down in response to a drop in the water level in the reactor pressure vessel, and emergency cooling is performed by an emergency core cooling system (ECCS).

しかし、極めて低い確率ではあるものの非常用炉心冷却システムが作動せず、且つ、その他の、炉心への注水システムも利用できないような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が露出することで、原子炉停止後も発生する燃料の崩壊熱により燃料棒の温度が上昇して、炉心溶融に至る虞がある。   However, although there is an extremely low probability, it may be assumed that the emergency core cooling system does not operate and other water injection systems for the core cannot be used. In such a case, since the core is exposed due to the decrease in the reactor water level, the temperature of the fuel rod rises due to the decay heat of the fuel generated even after the reactor is shut down, which may lead to core melting.

このような炉心の重大な損傷に至る事象、いわゆるシビアアクシデントに至った場合（以下、シビアアクシデント時と記す）において、高温の炉心溶融物は、原子炉圧力容器のうち鉛直下側を構成する部分（以下、底部と記す）の上に溶け落ちて、さらに底部を溶融させて貫通する虞がある。底部を貫通して溶け落ちた炉心溶融物は、格納容器内のコンクリート製の床の上に落下して、当該コンクリートと反応して二酸化炭素や水素等の非凝縮性ガスを発生させる。このようなガスにより格納容器内の圧力が上昇すると、当該格納容器を破損させる虞がある。   In the event of such a severe damage to the core, a so-called severe accident (hereinafter referred to as a severe accident), the high-temperature core melt is part of the reactor pressure vessel that constitutes the vertical lower side. There is a possibility that it melts down (hereinafter referred to as the bottom) and further penetrates the bottom by melting. The core melt that has melted down through the bottom falls on the concrete floor in the containment vessel and reacts with the concrete to generate non-condensable gases such as carbon dioxide and hydrogen. When the pressure in the storage container is increased by such a gas, the storage container may be damaged.

そこで、仮に炉心溶融が発生しても、原子炉圧力容器を冷却して炉心溶融物を原子炉圧力容器内に保持するＩＶＲ(In-Vessel Retention)と呼ばれる手法が提案されている。例えば、下記の特許文献１には、原子炉圧力容器の外側の空間に冷却水を導入することにより、原子炉圧力容器を介して炉心溶融物の熱を除去することにより、原子炉圧力容器内の炉心溶融物が、原子炉圧力容器外に溶けて落下することを防止する技術が提案されている。また、下記の特許文献２には、原子炉圧力容器の外側から原子炉圧力容器に水を吹き付けて、原子炉圧力容器を冷却する技術が提案されている。   Thus, a technique called IVR (In-Vessel Retention) has been proposed in which even if core melting occurs, the reactor pressure vessel is cooled and the core melt is held in the reactor pressure vessel. For example, in Patent Document 1 below, by introducing cooling water into the space outside the reactor pressure vessel, the heat of the core melt is removed through the reactor pressure vessel, thereby allowing the inside of the reactor pressure vessel to A technique has been proposed for preventing the core melt from melting and dropping outside the reactor pressure vessel. Patent Document 2 below proposes a technique for cooling the reactor pressure vessel by spraying water onto the reactor pressure vessel from the outside of the reactor pressure vessel.

特許第３９７６３３８号公報Japanese Patent No. 3976338 米国特許第５３１９６８７号明細書US Pat. No. 5,319,687

上述した特許文献１に記載の技術においては、シビアアクシデント時において、原子炉圧力容器の外側を冠水させるために大量の冷却水が必要となる。特に、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のように原子炉圧力容器が、これを格納する格納容器内において比較的高い位置に設置される場合、原子炉圧力容器を冷却するのに必要な冷却水の量が、莫大なものとなるという問題がある。   In the technique described in Patent Document 1 described above, a large amount of cooling water is required to flood the outside of the reactor pressure vessel during a severe accident. In particular, when a reactor pressure vessel is installed at a relatively high position in a containment vessel for storing the reactor pressure vessel, such as a boiling water reactor (BWR), the cooling water necessary for cooling the reactor pressure vessel There is a problem that the amount of the system becomes enormous.

一方、原子力事故等が発生しておらず所定の条件下において原子力プラントが運転されている場合（以下、通常運転時と記す）において、原子炉圧力容器には、内部で発生した熱を、極力、容器外に放散しないようにすることが求められている。通常運転時における原子炉圧力容器からの放熱が大きいと、その分、容器内の水の沸騰に供される熱量が減って発電効率が低下するという問題や、原子炉圧力容器の周囲にあるコンクリート壁等が高温に曝されて壁体内部に含まれる水分が低下するという問題がある。このため、通常運転時において、原子炉圧力容器には断熱性能が求められており、特許文献１に記載の技術においては、炉心を収容する容器（原子炉容器）の外側に断熱用の壁体（断熱障壁）を設けている。   On the other hand, when no nuclear accident has occurred and the nuclear power plant is operating under the specified conditions (hereinafter referred to as normal operation), the reactor pressure vessel receives the heat generated inside as much as possible. Therefore, it is required not to dissipate out of the container. The large amount of heat released from the reactor pressure vessel during normal operation reduces the amount of heat that is used to boil the water in the vessel, reducing the power generation efficiency, and the concrete around the reactor pressure vessel. There is a problem that the moisture contained in the wall body is lowered when the wall or the like is exposed to a high temperature. For this reason, during the normal operation, the reactor pressure vessel is required to have a heat insulation performance. In the technique described in Patent Document 1, a wall for heat insulation is provided outside the vessel (reactor vessel) containing the core. (Insulation barrier) is provided.

このような壁体が設けられている原子炉圧力容器の場合、シビアアクシデント時において特許文献２に記載の技術のように単に外側から水を噴射したのでは、噴射された水が、断熱用の壁体には到達するものの、その内側にある炉心を収容する容器の本体には到達しないため、当該容器本体を十分に冷却することができないという問題がある。   In the case of a reactor pressure vessel provided with such a wall body, when water is simply injected from the outside as in the technique described in Patent Document 2 at the time of severe accident, the injected water is used for heat insulation. Although it reaches the wall body, it does not reach the main body of the container that accommodates the core inside the wall body, so that there is a problem that the main body of the container cannot be sufficiently cooled.

本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、通常運転時における断熱性能を確保しつつ、シビアアクシデント時において容器本体の底部を良好に冷却可能な原子炉圧力容器を提供することを目的とする。   The present invention has been made in view of the above, and an object of the present invention is to provide a reactor pressure vessel capable of satisfactorily cooling the bottom of a vessel body during severe accident while ensuring heat insulation performance during normal operation. And

上述の目的を達成するため、本発明の実施形態に係る原子炉圧力容器は、炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材を、備え、前記閉止部材は、通常運転時において前記外壁に保持されており、前記噴射ノズルに供給される水の圧力を受けて駆動されて、前記外壁から外れるよう構成されていることを特徴とする。また、本発明の他の実施形態に係る原子炉圧力容器は、炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材と、前記噴射ノズルに供給される水の圧力を受けて作動して、前記排出口が開かれるよう前記閉止部材を駆動するアクチュエータと、を備えることを特徴とする。また、本発明の他の実施形態に係る原子炉圧力容器は、炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、前記外壁に対して回動可能に構成されており、通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材と、前記閉止部材と前記外壁とを係合させて、前記排出口が閉じられる閉位置に当該閉止部材を保持する保持部材と、備え、保持部材は、前記閉止部材を閉位置に付勢する板ばねであることを特徴とする。また、本発明の他の態様に係る原子炉圧力容器は、炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、前記外壁に対して回動可能に構成されており、通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材と、前記閉止部材と前記外壁とを係合させて、前記排出口が閉じられる閉位置に当該閉止部材を保持する保持部材と、備え、前記閉止部材は、その鉛直上側において前記内部空間に突出する突出部を有し、前記保持部材は、前記外壁のうち前記排出口より鉛直上側の部分と、当該突出部との間に介在して設けられており、通常運転時においては、前記閉止部材と壁体とを結合させており、且つシビアアクシデント時に所定の温度以上になると溶融する低融点部材であることを特徴とする。 In order to achieve the above-described object, a reactor pressure vessel according to an embodiment of the present invention contains a reactor core, and has a container body having a bottom portion vertically below the reactor core, and a space outside the container body. An outer wall that forms an internal space with the bottom, an injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during a severe accident, and is provided on the outer wall. A discharge port that communicates the internal space with a space outside the outer wall during the severe accident, and a closing member that closes the discharge port during normal operation , and the closing member is held on the outer wall during normal operation. It is configured to be driven by receiving the pressure of water supplied to the spray nozzle and to be detached from the outer wall . Further, a reactor pressure vessel according to another embodiment of the present invention contains a reactor core, and has a container body having a bottom portion on the vertical lower side of the reactor core and a space outside the container body. An outer wall that forms an internal space with the bottom, an injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during severe accident, and the severe accident. A discharge port that sometimes communicates the internal space with a space outside the outer wall, a closing member that closes the discharge port during normal operation, and a pressure member that operates under the pressure of water supplied to the injection nozzle, And an actuator for driving the closing member so that the outlet is opened. Further, a reactor pressure vessel according to another embodiment of the present invention contains a reactor core, and has a container body having a bottom portion on the vertical lower side of the reactor core and a space outside the container body. An outer wall that forms an internal space with the bottom, an injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during severe accident, and the severe accident. A discharge port that communicates the internal space with the space outside the outer wall, and is configured to be rotatable with respect to the outer wall, and a closing member that closes the discharge port during normal operation, the closing member, and the A holding member that engages an outer wall and holds the closing member in a closed position where the discharge port is closed, and the holding member is a leaf spring that urges the closing member to the closed position. And Further, a nuclear reactor pressure vessel according to another aspect of the present invention accommodates a core and is provided with a space between a vessel body having a bottom portion vertically below the core and the outside of the vessel body. An outer wall that forms an internal space with the bottom, an injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during severe accidents, and an outer wall that is provided on the outer wall during severe accidents. A discharge port for communicating the inner space with a space outside the outer wall, a closing member configured to be rotatable with respect to the outer wall, and closing the discharge port during normal operation, and the closing member and the outer wall And a holding member that holds the closing member in a closed position where the discharge port is closed, and the closing member has a protruding portion that protrudes into the internal space on the vertical upper side, The holding member is provided between the protruding portion and the portion of the outer wall that is vertically above the discharge port. During normal operation, the holding member is coupled to the wall body. And a low-melting-point member that melts when it reaches a predetermined temperature or more during severe accident.

本発明の実施形態によれば、通常運転時においては、閉止部材により蒸気排出口を閉じることにより、原子炉圧力容器の断熱性能を確保することができ、シビアアクシデント時においては、噴射ノズルから噴射された水により容器本体の底部を冷却すると共に、当該底部において生じて内部空間に充満した水蒸気を、排出口から排出することができる。   According to the embodiment of the present invention, the heat insulation performance of the reactor pressure vessel can be ensured by closing the steam outlet by the closing member during normal operation, and the injection from the injection nozzle can be performed during severe accidents. While cooling the bottom part of a container main body with the water which was made, the water vapor | steam which arises in the said bottom part and was filled with internal space can be discharged | emitted from a discharge port.

第１の実施形態の原子力プラントと、その周辺構成を模式的に示す断面立面図である。It is a section elevation showing typically the nuclear power plant of a 1st embodiment, and its peripheral composition. 第１の実施形態の原子炉圧力容器の断面立面図である。It is a section elevation view of the reactor pressure vessel of a 1st embodiment. 第１の実施形態の原子炉圧力容器の底部の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the bottom of the reactor pressure vessel of a 1st embodiment. 第１の実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す拡大断面図である。It is an expanded sectional view showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of a 1st embodiment. 第２の実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of a 2nd embodiment. 第３実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of a 3rd embodiment. 第４の実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of a 4th embodiment. 第４の実施形態の変形例の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of the modification of a 4th embodiment. 第５の実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of a 5th embodiment. 第６の実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of a 6th embodiment. 第６の実施形態の変形例の原子炉圧力容器の底部の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the bottom of the reactor pressure vessel of the modification of a 6th embodiment. 第７の実施形態の原子炉圧力容器の底部の周辺構成を示す断面立面図である。It is a section elevation showing the peripheral composition of the bottom of the reactor pressure vessel of a 7th embodiment.

以下に、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。なお、以下に説明する実施形態により、本発明が限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲において種々の変更が可能である。   Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. The present invention is not limited to the embodiments described below, and various modifications can be made without departing from the scope of the invention.

〔第１の実施形態〕
第１の実施形態の原子炉圧力容器が適用される原子力プラントと、その周辺構成について図１を用いて説明する。図１は、本実施形態の原子力プラントと、その周辺構成を模式的に示す断面立面図である。図２は、本実施形態の原子炉圧力容器の断面立面図である。 [First Embodiment]
A nuclear power plant to which the reactor pressure vessel of the first embodiment is applied and its peripheral configuration will be described with reference to FIG. FIG. 1 is a sectional elevation view schematically showing the nuclear power plant of the present embodiment and its peripheral configuration. FIG. 2 is a sectional elevation view of the reactor pressure vessel of the present embodiment.

図１に示すように、本実施形態の原子炉圧力容器１０は、沸騰水型軽水炉原子力プラント（以下、単に「原子力プラント」と記す）１に用いられている。原子力プラント１は、原子炉建屋３の内部に、内部に炉心５が配置される原子炉圧力容器１０と、原子炉圧力容器１０を格納する格納容器５０とを有している。格納容器５０は、一次冷却配管が破断等した時に放出された冷却材を閉じ込める空間であるドライウェル５２と、ドライウェル５２中に放出されて水蒸気となった冷却材を水に戻す空間であるサプレッションチャンバ５４を有している。   As shown in FIG. 1, a reactor pressure vessel 10 of this embodiment is used in a boiling water light water nuclear power plant (hereinafter simply referred to as “nuclear power plant”) 1. The nuclear power plant 1 includes a reactor pressure vessel 10 in which a core 5 is disposed, and a containment vessel 50 for storing the reactor pressure vessel 10 inside the reactor building 3. The containment vessel 50 includes a dry well 52 that is a space for confining the coolant that is released when the primary cooling pipe is broken, and a suppression that is a space for returning the coolant that has been discharged into the dry well 52 to become water vapor. A chamber 54 is provided.

なお、以下の説明において、鉛直方向のうち上側を以下に「鉛直上側」として図に矢印Ｕで示し、下方を「鉛直下側」と記して図に矢印Ｄで示す。また、炉心５に近接する向きを単に「内側」と記す。一方、炉心５から離間する向きを単に「外側」と記す。   In the following description, the upper side of the vertical direction is hereinafter referred to as “vertical upper side” and indicated by an arrow U in the drawing, and the lower side is indicated as “vertical lower side” and indicated by an arrow D in the drawing. Further, the direction close to the core 5 is simply referred to as “inside”. On the other hand, the direction away from the core 5 is simply referred to as “outside”.

格納容器５０のドライウェル５２内には、水平方向に延びるコンクリート製の床（以下、コンクリート床と記す）５６が設けられている。当該コンクリート床５６からは、略円筒状をなすコンクリート製の壁体（以下、コンクリート壁と記す）５８が鉛直上側に延びている。コンクリート壁５８は、原子炉圧力容器１０の径方向外側に配置されている。コンクリート壁５８は、原子炉圧力容器１０から放射される中性子を吸収することが可能となっている。また、格納容器５０内であって、原子炉圧力容器１０の外側にある空間であるドライウェル５２には、窒素が充填されている。   A concrete floor (hereinafter referred to as a concrete floor) 56 extending in the horizontal direction is provided in the dry well 52 of the storage container 50. A concrete wall body 58 (hereinafter referred to as a concrete wall) 58 having a substantially cylindrical shape extends vertically upward from the concrete floor 56. The concrete wall 58 is disposed on the radially outer side of the reactor pressure vessel 10. The concrete wall 58 can absorb neutrons emitted from the reactor pressure vessel 10. Further, the dry well 52, which is a space inside the containment vessel 50 and outside the reactor pressure vessel 10, is filled with nitrogen.

加えて、原子力プラント１は、冷却水（以下、単に「水」と記す）の水源として、水を貯蔵するタンク（以下、貯水タンクと記す）６０を有している。また、原子力プラント１は、貯水タンク６０の水を原子炉圧力容器１０に向けて供給する給水配管６２と、給水配管６２内の水を原子炉圧力容器１０に向けて圧送する給水ポンプ６４と、給水配管６２内の流通を遮断可能な弁６６等を有している。貯水タンク６０と給水ポンプ６４は、原子炉建屋３の外に設けられている。シビアアクシデント時において弁６６が開かれて且つ給水ポンプ６４が作動することにより、原子炉圧力容器１０には、貯水タンク６０からの水が供給される。貯水タンク６０の水は、後述する噴射ノズル等に供給される。   In addition, the nuclear power plant 1 has a tank (hereinafter referred to as a water storage tank) 60 for storing water as a water source of cooling water (hereinafter simply referred to as “water”). Further, the nuclear power plant 1 includes a water supply pipe 62 that supplies water in the water storage tank 60 toward the reactor pressure vessel 10, a water supply pump 64 that pumps water in the water supply pipe 62 toward the reactor pressure vessel 10, A valve 66 that can shut off the flow in the water supply pipe 62 is provided. The water storage tank 60 and the water supply pump 64 are provided outside the reactor building 3. During the severe accident, the valve 66 is opened and the water supply pump 64 is operated, whereby water from the water storage tank 60 is supplied to the reactor pressure vessel 10. The water in the water storage tank 60 is supplied to an injection nozzle or the like which will be described later.

図１及び図２に示すように、原子炉圧力容器１０は、炉心５を収容する圧力容器の本体（以下、単に「容器本体」と記す）１２を有している。なお、炉心５は、核***反応が行われる領域である。容器本体１２は、炉心５の他に、炉心５を支持する部材や冷却水の流路を形成する部材等の様々な炉内構造物を収容している。   As shown in FIGS. 1 and 2, the reactor pressure vessel 10 includes a pressure vessel main body (hereinafter simply referred to as “vessel main body”) 12 that houses the core 5. The core 5 is a region where a fission reaction is performed. In addition to the core 5, the container body 12 accommodates various in-core structures such as a member that supports the core 5 and a member that forms a flow path of cooling water.

図２に示すように、容器本体１２は、炉心５の周囲を囲う円筒状をなしている部分（以下、円筒部と記す）１４と、円筒部１４より鉛直下側を構成している部分（以下、底部と記す）１６と、円筒部より鉛直上側を構成している部分（以下、ヘッドと記す）１８とを有している。底部１６は、容器本体１２のうち炉心５の鉛直下側を構成している部分であり、且つ円筒状をなす円筒部１４より鉛直下側の部分である。本実施形態において、底部１６は、鉛直下側を凸として突出する半球状をなしている。ヘッド１８は、鉛直上側を凸として突出する半球状をなしている。容器本体１２内において炉心５が溶融した場合、炉心５が溶融して生じた物、いわゆる炉心溶融物６（図３参照）は、底部１６の内側に溜まることになる。   As shown in FIG. 2, the container body 12 includes a cylindrical part (hereinafter referred to as a cylindrical part) 14 surrounding the core 5, and a part that constitutes a vertically lower side from the cylindrical part 14 ( Hereinafter, it has 16 and the part (henceforth a head) 18 which comprises the perpendicular | vertical upper side from the cylindrical part. The bottom portion 16 is a portion constituting the vertical lower side of the reactor core 5 in the container body 12 and is a portion vertically lower than the cylindrical cylindrical portion 14. In the present embodiment, the bottom 16 has a hemispherical shape that protrudes with the vertical lower side as a protrusion. The head 18 has a hemispherical shape that protrudes with the upper side vertically. When the core 5 is melted in the container main body 12, the so-called core melt 6 (see FIG. 3) generated by melting the core 5 is accumulated inside the bottom portion 16.

なお、原子炉圧力容器１０の容器本体１２の円筒部１４の軸心を、図に一点鎖線Ｃで示す（図３参照）。また、当該軸心に沿う方向を、以下に「軸方向」と記し、当該軸心に直交する方向を、単に「径方向」と記して図に矢印Ｒで示す。本実施形態において、原子炉圧力容器１０の軸方向は、鉛直方向と一致しており、径方向は、水平方向と一致している。   In addition, the axial center of the cylindrical part 14 of the container main body 12 of the reactor pressure vessel 10 is shown by the dashed-dotted line C in a figure (refer FIG. 3). Further, the direction along the axis is hereinafter referred to as “axial direction”, and the direction perpendicular to the axis is simply referred to as “radial direction” and is indicated by an arrow R in the drawing. In the present embodiment, the axial direction of the reactor pressure vessel 10 coincides with the vertical direction, and the radial direction coincides with the horizontal direction.

また、原子炉圧力容器１０の底部１６のうち最も径方向外側の部分であり且つ鉛直上側の部分であって円筒部１４と接続される部分を、以下に「接続部」と記して符号１５を付す。すなわち、底部１６は、接続部１５において円筒部１４と結合されている。   In addition, the portion of the bottom portion 16 of the reactor pressure vessel 10 that is the most radially outer portion and the vertically upper portion that is connected to the cylindrical portion 14 is hereinafter referred to as a “connecting portion” and denoted by reference numeral 15. Attached. That is, the bottom portion 16 is coupled to the cylindrical portion 14 at the connection portion 15.

容器本体１２の内側には、中性子を吸収して原子炉の反応度を制御する制御棒７が複数設けられている。容器本体１２の底部１６には、各制御棒７を炉心５に挿入、引き抜き及び保持する制御棒駆動機構のハウジング（以下、ＣＲＤハウジングと記す）８が貫通している。底部１６において、ＣＲＤハウジング８は、所定の間隔をあけて複数配列されており、底部１６と溶接等により結合されている。   A plurality of control rods 7 that absorb neutrons and control the reactivity of the nuclear reactor are provided inside the vessel body 12. A housing (hereinafter referred to as a CRD housing) 8 of a control rod driving mechanism for inserting, withdrawing and holding each control rod 7 into the core 5 passes through the bottom portion 16 of the container body 12. In the bottom portion 16, a plurality of CRD housings 8 are arranged at predetermined intervals, and are joined to the bottom portion 16 by welding or the like.

また、原子炉圧力容器１０は、容器本体１２から外側に間隔をあけて延びる断熱用の壁体（以下、単に「外壁」と記す）２０を有している（図２において二点鎖線で示す）。本実施形態において、外壁２０は、底部１６を含む容器本体１２全体を覆うよう構成されている。外壁２０は、ステンレス鋼等の金属で構成されており、容器本体１２から外側に放射される熱（輻射熱）が、コンクリート壁５８（図１参照）等に伝達されることを抑制することが可能となっている。   Further, the reactor pressure vessel 10 has a heat insulating wall body (hereinafter simply referred to as “outer wall”) 20 extending outward from the vessel body 12 with a space (indicated by a two-dot chain line in FIG. 2). ). In the present embodiment, the outer wall 20 is configured to cover the entire container body 12 including the bottom portion 16. The outer wall 20 is made of a metal such as stainless steel, and heat (radiant heat) radiated from the container body 12 to the outside can be prevented from being transmitted to the concrete wall 58 (see FIG. 1) or the like. It has become.

次に、本実施形態の原子炉圧力容器の底部の周辺構成について図３を用いて説明する。図３は、本実施形態の原子炉圧力容器の底部の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図３において、閉止部材と、その周辺構成については、記載を省略している。これらの記載については、図３の拡大断面図である図４に記載している。   Next, the peripheral configuration of the bottom of the reactor pressure vessel of the present embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 3 is a sectional elevation view showing the peripheral configuration of the bottom of the reactor pressure vessel of the present embodiment. In addition, in FIG. 3, description is abbreviate | omitted about the closing member and its peripheral structure. These descriptions are described in FIG. 4, which is an enlarged cross-sectional view of FIG.

図３に示すように、外壁２０は、容器本体１２の底部１６から外側に所定の間隔をあけて当該底部１６に沿って延びている。外壁２０と底部１６との間には、容器本体１２の軸心Ｃを含む断面において略円弧状をなす内部空間２２が形成される。外壁２０及び内部空間２２には、上述したＣＲＤハウジング８が所定の間隔をあけて複数貫通している。すなわち、内部空間２２は、ＣＲＤハウジング８による柱が複数形成された略球殻形状をなしている。   As shown in FIG. 3, the outer wall 20 extends along the bottom 16 at a predetermined interval from the bottom 16 of the container body 12 to the outside. Between the outer wall 20 and the bottom 16, an internal space 22 having a substantially arc shape in a cross section including the axis C of the container body 12 is formed. A plurality of the above-described CRD housings 8 pass through the outer wall 20 and the inner space 22 at a predetermined interval. That is, the internal space 22 has a substantially spherical shell shape in which a plurality of columns formed by the CRD housing 8 are formed.

加えて、原子炉圧力容器１０は、シビアアクシデント時において、底部１６の外側から当該底部１６に水を噴射するノズル（以下、単に「噴射ノズル」と記す）３０を有している。噴射ノズル３０は、底部１６に沿って所定の間隔をあけて複数配列されている。噴射ノズル３０は、外壁２０の内側、詳細には、内部空間２２に位置しており、底部１６の外面１７に向けて水を噴射可能に配置されている。   In addition, the reactor pressure vessel 10 has a nozzle (hereinafter simply referred to as “injection nozzle”) 30 that injects water from the outside of the bottom portion 16 to the bottom portion 16 during a severe accident. A plurality of the injection nozzles 30 are arranged along the bottom portion 16 at a predetermined interval. The injection nozzle 30 is located inside the outer wall 20, specifically, in the internal space 22, and is arranged so that water can be injected toward the outer surface 17 of the bottom portion 16.

各噴射ノズル３０には、上述した給水配管６２から分岐して設けられた配管（以下、ブランチ配管と記す）３２がそれぞれ接続されている。各噴射ノズル３０は、シビアアクシデント時において上述した弁６６が開かれて且つ給水ポンプ６４が作動すると、水源である貯水タンク６０の水の供給を受けて、底部１６の外面１７に水を噴射する。   Each injection nozzle 30 is connected to a pipe (hereinafter referred to as a branch pipe) 32 that is branched from the water supply pipe 62 described above. When the above-described valve 66 is opened and the water supply pump 64 is activated during a severe accident, each injection nozzle 30 receives water supplied from the water storage tank 60 as a water source and injects water onto the outer surface 17 of the bottom 16. .

シビアアクシデント時においては、図３に示すように、炉心５（図２参照）が溶融したもの、いわゆる炉心溶融物６が、容器本体１２の底部１６に溜まる場合がある。このような場合、底部１６は、炉心溶融物からの熱が伝達されて高温となる。このとき、底部１６及びこれに隣接する炉心溶融物６を冷却するために、噴射ノズル３０から底部１６に水を噴射する。底部１６は、各噴射ノズル３０から噴射された水を受けて冷却される。底部１６に吹き付けられた水は、外面１７において蒸発して水蒸気となる。底部１６と外壁２０との間にある内部空間２２には、水蒸気が充満することになる。   At the time of a severe accident, as shown in FIG. 3, the melted core 5 (see FIG. 2), so-called core melt 6, may accumulate at the bottom 16 of the container body 12. In such a case, the bottom 16 becomes a high temperature by transferring heat from the core melt. At this time, water is sprayed from the spray nozzle 30 to the bottom 16 in order to cool the bottom 16 and the core melt 6 adjacent thereto. The bottom portion 16 is cooled by receiving water sprayed from the spray nozzles 30. The water sprayed on the bottom 16 evaporates at the outer surface 17 to become water vapor. The internal space 22 between the bottom 16 and the outer wall 20 is filled with water vapor.

このようにして内部空間２２に生じた水蒸気を排出するために、外壁２０には、水蒸気を排出する開口（以下、蒸気排出口と記す）２６が形成されている。蒸気排出口２６は、原子炉圧力容器１０の内部空間２２にある水蒸気を、格納容器５０のドライウェル５２に排出する。蒸気排出口２６は、外壁２０のうち鉛直上側に設けられている。具体的には、蒸気排出口２６は、接続部１５と対向する位置から鉛直上側に配置されている。なお、蒸気排出口２６は、容器本体１２の円筒部１４と外壁２０とを接続する壁体（以下、接続壁と記す）１９の鉛直下側に配置されている。蒸気排出口２６は、原子炉圧力容器１０の周方向において所定の間隔をあけて複数配列されている。   In order to discharge the water vapor generated in the internal space 22 in this way, an opening (hereinafter referred to as a steam discharge port) 26 for discharging water vapor is formed in the outer wall 20. The steam discharge port 26 discharges water vapor in the internal space 22 of the reactor pressure vessel 10 to the dry well 52 of the containment vessel 50. The steam outlet 26 is provided on the vertical side of the outer wall 20. Specifically, the steam discharge port 26 is disposed vertically upward from a position facing the connection portion 15. The steam discharge port 26 is disposed vertically below a wall body (hereinafter referred to as a connection wall) 19 that connects the cylindrical portion 14 of the container body 12 and the outer wall 20. A plurality of steam outlets 26 are arranged at predetermined intervals in the circumferential direction of the reactor pressure vessel 10.

各蒸気排出口２６は、通常運転時において、原子炉圧力容器１０からの放熱を極力抑制するために閉じられる。原子炉圧力容器１０には、通常運転時において蒸気排出口２６を閉じる部材（以下、閉止部材と記す）４０が、各蒸気排出口２６に設けられている。以下に、本実施形態の閉止部材と、その周辺構成について図４を用いて説明する。図４は、本実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す拡大断面図である。   Each steam outlet 26 is closed to suppress heat radiation from the reactor pressure vessel 10 as much as possible during normal operation. In the reactor pressure vessel 10, a member (hereinafter referred to as a closing member) 40 that closes the steam outlet 26 during normal operation is provided in each steam outlet 26. Below, the closing member of this embodiment and its periphery structure are demonstrated using FIG. FIG. 4 is an enlarged cross-sectional view showing the peripheral configuration of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of the present embodiment.

閉止部材４０は、略板状をなしており蒸気排出口２６を閉じる部分（以下、本体部と記す）４０ａを有している。一方、外壁２０には、閉止部材４０を支持する支持部２７が、蒸気排出口２６の鉛直下側に配設されている。支持部２７は、断面が略Ｕ字形状をなしており、その内側に本体部４０ａの鉛直下側の端が挿入されることにより閉止部材４０を支持する。閉止部材４０は、支持部２７に支持された状態において、本体部４０ａが当該支持部２７から鉛直上側に延びるよう構成されている。閉止部材４０は、本体部４０ａが支持部２７により支持されているときに、蒸気排出口２６を閉じるよう構成されている。通常運転時においては、閉止部材４０により蒸気排出口２６を閉じることにより、容器本体１２からの熱が、外壁２０より外に伝達されることを抑制することができる。   The closing member 40 has a substantially plate shape and has a portion (hereinafter, referred to as a main body portion) 40 a that closes the steam discharge port 26. On the other hand, on the outer wall 20, a support portion 27 that supports the closing member 40 is disposed vertically below the steam discharge port 26. The support part 27 has a substantially U-shaped cross section, and supports the closing member 40 by inserting a vertically lower end of the main body part 40a into the inside thereof. The closing member 40 is configured such that the main body portion 40 a extends vertically upward from the support portion 27 in a state where it is supported by the support portion 27. The closing member 40 is configured to close the steam discharge port 26 when the main body portion 40 a is supported by the support portion 27. During normal operation, the steam discharge port 26 is closed by the closing member 40, so that heat from the container body 12 can be prevented from being transmitted to the outside from the outer wall 20.

加えて、閉止部材４０は、シビアアクシデント時において噴射ノズル３０から噴射された水を受ける部分（以下、単に「受け部」と記す）４０ｃが設けられている。受け部４０ｃは、本体部４０ａが支持部２７に支持された状態において、本体部４０ｃから内部空間２２側に突出して延びており、噴射ノズル３０からの噴射される水の噴射方向（図に二点鎖線Ｓで示す）と交差するよう構成されている。   In addition, the closing member 40 is provided with a portion (hereinafter simply referred to as “receiving portion”) 40c that receives water sprayed from the spray nozzle 30 during a severe accident. The receiving portion 40c extends from the main body portion 40c so as to protrude toward the inner space 22 in a state where the main body portion 40a is supported by the support portion 27. It is configured to intersect with (indicated by a dotted line S).

このように構成された閉止部材４０は、シビアアクシデント時において噴射ノズル３０から噴射された水の圧力を受け部４０ｃが受けることにより駆動されて、鉛直上側に移動し、本体部４０ａが外壁２０の支持部２７から外れる。閉止部材４０は、噴射ノズル３０の噴射された水の圧力を受けて蒸気排出口２６から離間し、当該蒸気排出口２６から鉛直下側に落下する。このように、閉止部材４０が噴射ノズル３０の水の噴射圧力を受けて駆動されて蒸気排出口２６から離間することにより閉止部材４０による閉止が解かれ、蒸気排出口２６は開かれる。図３に示すように、各噴射ノズル３０の水の噴射により、底部１６の外面１７で生じた水蒸気は、内部空間２２を鉛直上側に流れ、蒸気排出口２６から排出される。   The closing member 40 configured in this way is driven by the receiving portion 40c receiving the pressure of the water injected from the injection nozzle 30 during a severe accident, and moves vertically upward, so that the main body portion 40a is attached to the outer wall 20. The support part 27 is detached. The closing member 40 receives the pressure of the water jetted from the jet nozzle 30, moves away from the steam discharge port 26, and falls downward from the steam discharge port 26. In this manner, the closing member 40 is driven by receiving the water injection pressure of the injection nozzle 30 and is separated from the steam discharge port 26, whereby the closing by the closing member 40 is released, and the steam discharge port 26 is opened. As shown in FIG. 3, the water vapor generated on the outer surface 17 of the bottom 16 due to the water injection of each injection nozzle 30 flows vertically through the internal space 22 and is discharged from the steam discharge port 26.

なお、原子炉圧力容器１０には、蒸気排出口２６が複数設けられているが、シビアアクシデント時においては、複数の蒸気排出口２６のうち少なくとも一つが開かれて、内部空間２２の水蒸気を排出できれば良い。内部空間２２の水蒸気の圧力が急速に上昇した場合には、全ての蒸気排出口２６が開かれるものとしても良い。   Although the reactor pressure vessel 10 is provided with a plurality of steam outlets 26, at the time of a severe accident, at least one of the plurality of steam outlets 26 is opened to discharge the water vapor in the internal space 22. I can do it. When the pressure of the water vapor in the internal space 22 rises rapidly, all the steam discharge ports 26 may be opened.

以上に説明したように本実施形態の原子炉圧力容器１０は、炉心５を収容しており、且つ当該炉心５の鉛直下側に底部１６を有する容器本体１２と、容器本体１２の外側に間隔をあけて設けられており、底部１６との間に内部空間２２が形成される外壁２０と、シビアアクシデント時において底部１６の外側から当該底部１６に向けて水を噴射する噴射ノズル３０とを備えている。この原子炉圧力容器１０において、外壁２０には、シビアアクシデント時において内部空間２２の水蒸気を排出する蒸気排出口２６が形成されている。さらに、原子炉圧力容器１０は、通常運転時において蒸気排出口２６を閉じる閉止部材４０を備えるものとした。   As described above, the reactor pressure vessel 10 of the present embodiment accommodates the core 5 and has a vessel main body 12 having a bottom 16 on the vertical lower side of the core 5 and a space outside the vessel main body 12. And an outer wall 20 in which an internal space 22 is formed between the bottom portion 16 and an injection nozzle 30 that injects water from the outside of the bottom portion 16 toward the bottom portion 16 during a severe accident. ing. In the reactor pressure vessel 10, a steam outlet 26 is formed on the outer wall 20 for discharging steam in the inner space 22 during a severe accident. Furthermore, the reactor pressure vessel 10 is provided with a closing member 40 that closes the steam outlet 26 during normal operation.

通常運転時においては、閉止部材４０により蒸気排出口２６を閉じることにより、原子炉圧力容器１０の断熱性能を確保することができる。一方、シビアアクシデント時においては、閉止部材４０を蒸気排出口２６から離間させる又は閉止部材４０を破裂させることにより、噴射ノズル３０から噴射された水により容器本体１２の底部１６を冷却すると共に、当該底部１６において生じて内部空間２２に充満した水蒸気を、蒸気排出口２６から排出することができる。   In normal operation, the heat insulation performance of the reactor pressure vessel 10 can be ensured by closing the steam outlet 26 with the closing member 40. On the other hand, at the time of severe accident, the bottom 16 of the container body 12 is cooled by water sprayed from the spray nozzle 30 by separating the closure member 40 from the steam discharge port 26 or rupturing the closure member 40, and Water vapor generated at the bottom 16 and filling the internal space 22 can be discharged from the steam discharge port 26.

また、本実施形態の原子炉圧力容器１０において、閉止部材４０は、通常運転時において外壁２０に保持されており、噴射ノズル３０に供給される水の圧力を受けて駆動されて、外壁２０から外れるよう構成されているものとした。シビアアクシデント時において噴射ノズル３０に水圧が供給されるのとほぼ同時に、閉止部材４０を外壁２０から外して蒸気排出口２６を開くことができ、内部空間２２に充満する水蒸気を速やかに蒸気排出口２６から排出することができる。   Further, in the reactor pressure vessel 10 of the present embodiment, the closing member 40 is held on the outer wall 20 during normal operation, and is driven by the pressure of water supplied to the injection nozzle 30, from the outer wall 20. It was assumed that it was configured to come off. At the same time as the water pressure is supplied to the injection nozzle 30 during a severe accident, the steam discharge port 26 can be opened by removing the closing member 40 from the outer wall 20, and the steam filling the internal space 22 can be quickly discharged to the steam discharge port. 26 can be discharged.

また、本実施形態の原子炉圧力容器１０において、閉止部材４０は、噴射ノズル３０から噴射された水を受ける受け部４０ｃを有し、当該受け部４０ｃが噴射ノズル３０から噴射された水の圧力を受けることにより駆動されるものとした。閉止部材４０に受け部４０ｃを形成するだけで、噴射ノズル３０からの水の噴射により閉止部材４０を駆動することができる。   Further, in the reactor pressure vessel 10 of the present embodiment, the closing member 40 has a receiving portion 40 c that receives water injected from the injection nozzle 30, and the pressure of the water that is injected from the injection nozzle 30 by the receiving portion 40 c. It was driven by receiving. The closing member 40 can be driven by jetting water from the jet nozzle 30 only by forming the receiving portion 40 c on the closing member 40.

また、本実施形態の原子炉圧力容器１０を冷却する冷却方法は、底部１６に向けて噴射ノズル３０から水を噴射させるステップと、閉止部材４０を蒸気排出口２６から離間させることにより、蒸気排出口２６を開くステップとを有するものとした。本実施形態においては、底部１６に向けて噴射ノズル３０から水を噴射させることにより、閉止部材４０が駆動されて蒸気排出口２６が開かれるものとしたが、本発明に係る原子炉圧力容器１０を冷却する方法は、この順序に限定されるものではない。閉止部材４０を駆動して蒸気排出口２６が開かれた後に、噴射ノズル３０から水を噴射して容器本体１２の底部１６を冷却するものとしても良い。   In addition, the cooling method for cooling the reactor pressure vessel 10 of the present embodiment includes a step of injecting water from the injection nozzle 30 toward the bottom portion 16, and separating the closing member 40 from the steam discharge port 26, And opening the outlet 26. In the present embodiment, the closing member 40 is driven and the steam outlet 26 is opened by injecting water from the injection nozzle 30 toward the bottom portion 16, but the reactor pressure vessel 10 according to the present invention is opened. The method of cooling is not limited to this order. It is good also as what cools the bottom part 16 of the container main body 12 by injecting water from the injection nozzle 30, after the closing member 40 is driven and the vapor | steam discharge port 26 is opened.

〔第２の実施形態〕
第２の実施形態の原子炉圧力容器について図３及び図５を用いて説明する。図５は、本実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図５は、図３に示された蒸気排出口の周辺の拡大断面図である。本実施形態の原子炉圧力容器において、閉止部材は、液圧式のアクチュエータにより駆動される点で、第１の実施形態と異なっている。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 [Second Embodiment]
A reactor pressure vessel according to a second embodiment will be described with reference to FIGS. 3 and 5. FIG. 5 is a sectional elevation view showing a peripheral configuration of a steam discharge port formed on the outer wall of the reactor pressure vessel of the present embodiment. FIG. 5 is an enlarged cross-sectional view of the periphery of the steam outlet shown in FIG. In the reactor pressure vessel of this embodiment, the closing member is different from the first embodiment in that it is driven by a hydraulic actuator. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.

図５に示すように、原子炉圧力容器１０Ｂの閉止部材４０Ｂは、略板状をなしており、外壁２０のうち蒸気排出口２６の鉛直下側に配設された支持部２７Ｂにより支持されている。加えて、原子炉圧力容器１０は、閉止部材４０Ｂを駆動する液圧式のアクチュエータ３６を有している。アクチュエータ３６は、閉止部材４０Ｂを駆動する駆動部３７と、上述したブランチ配管３２から水圧の供給を受けてこれを駆動部３７に伝達するシリンダ３８とを有している。外壁２０の支持部２７Ｂ内において、駆動部３７は、閉止部材４０Ｂの鉛直下側の端４０ｅに当接している。このように閉止部材４０Ｂは、支持部２７Ｂにより支持された状態において、蒸気排出口２６を閉じるよう構成されている。   As shown in FIG. 5, the closing member 40 </ b> B of the reactor pressure vessel 10 </ b> B has a substantially plate shape, and is supported by a support portion 27 </ b> B disposed on the outer wall 20 below the steam outlet 26. Yes. In addition, the reactor pressure vessel 10 includes a hydraulic actuator 36 that drives the closing member 40B. The actuator 36 includes a drive unit 37 that drives the closing member 40 </ b> B, and a cylinder 38 that receives supply of water pressure from the above-described branch pipe 32 and transmits this to the drive unit 37. In the support portion 27B of the outer wall 20, the drive portion 37 is in contact with the vertically lower end 40e of the closing member 40B. Thus, the closing member 40B is configured to close the steam discharge port 26 in a state where it is supported by the support portion 27B.

アクチュエータ３６は、上述したブランチ配管３２にシリンダ３８が接続されており、噴射ノズル３０（図３参照）が受ける水圧と同じ水圧を受けることが可能となっている。駆動部３７は、シリンダ３８内の水圧に応じて鉛直方向に移動可能に構成されている。   The actuator 36 has a cylinder 38 connected to the branch pipe 32 described above, and can receive the same water pressure as that received by the injection nozzle 30 (see FIG. 3). The drive unit 37 is configured to be movable in the vertical direction according to the water pressure in the cylinder 38.

シビアアクシデント時において、弁６６が開かれ且つ給水ポンプ６４が作動すると、各噴射ノズル３０が水を噴射する（図３参照）と共に、アクチュエータ３６が作動する。具体的には、アクチュエータ３６は、噴射ノズル３０に供給される水圧をシリンダ３８で受けて作動し、駆動部３７により閉止部材４０Ｂを鉛直上側に駆動する。   At the time of severe accident, when the valve 66 is opened and the water supply pump 64 is operated, each injection nozzle 30 injects water (see FIG. 3) and the actuator 36 is operated. Specifically, the actuator 36 operates by receiving the water pressure supplied to the injection nozzle 30 with the cylinder 38, and drives the closing member 40 </ b> B vertically upward by the drive unit 37.

アクチュエータ３６により駆動されて閉止部材４０Ｂが鉛直上側に所定の距離、移動すると、閉止部材４０Ｂが外壁２０の支持部２７Ｂから外れて鉛直下側に落下する。このようにして閉止部材４０Ｂが蒸気排出口２６から離間することにより、蒸気排出口２６は、開かれる。図３に示すように、噴射ノズル３０の水の噴射により底部１６の外面１７で内部空間２２に充満している水蒸気は、蒸気排出口２６から排出される。   When the closing member 40B is driven by the actuator 36 and moves vertically upward by a predetermined distance, the closing member 40B is detached from the support portion 27B of the outer wall 20 and falls vertically downward. Thus, when the closing member 40B is separated from the steam outlet 26, the steam outlet 26 is opened. As shown in FIG. 3, the water vapor filled in the internal space 22 on the outer surface 17 of the bottom portion 16 by the water injection from the injection nozzle 30 is discharged from the steam discharge port 26.

以上に説明したように本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｂは、噴射ノズル３０に供給される水の圧力を受けて作動して閉止部材４０Ｂを駆動するアクチュエータ３６を有するものとした。噴射ノズル３０が水を噴射するのとほぼ同時に、アクチュエータ３６を作動させて閉止部材４０を外壁２０から外して、蒸気排出口２６を開くことができる。   As described above, the reactor pressure vessel 10B of the present embodiment has the actuator 36 that operates under the pressure of water supplied to the injection nozzle 30 to drive the closing member 40B. At substantially the same time as the spray nozzle 30 sprays water, the actuator 36 can be operated to remove the closing member 40 from the outer wall 20 and open the steam outlet 26.

〔第３の実施形態〕
第３の実施形態の原子炉圧力容器について図３及び図６を用いて説明する。図６は、本実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図６は、図３に示された蒸気排出口の周辺の拡大断面図である。本実施形態の原子炉圧力容器において、閉止部材は、内部空間の圧力の上昇に応じて破裂するよう構成されている点で第１の実施形態と異なっている。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 [Third Embodiment]
A reactor pressure vessel according to a third embodiment will be described with reference to FIGS. 3 and 6. FIG. 6 is a cross-sectional elevational view showing the peripheral configuration of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of the present embodiment. FIG. 6 is an enlarged cross-sectional view around the steam outlet shown in FIG. In the reactor pressure vessel of the present embodiment, the closing member is different from that of the first embodiment in that the closing member is configured to be ruptured in accordance with an increase in pressure in the internal space. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.

図６に示すように、原子炉圧力容器１０Ｃの閉止部材４１は、略円板状をなしており、内部空間の圧力の上昇に応じて破裂するよう構成された、いわゆるラプチャーディスク（rupture disk）として構成されている。閉止部材４１は、金属製の薄板で構成されている。閉止部材４１は、ドーム状をなしており破裂する部分（以下、破裂部と記す）４１ａと、平板状をなしており破裂部４１ａから外側に延びている周縁部４１ｅを有している。   As shown in FIG. 6, the closing member 41 of the reactor pressure vessel 10 </ b> C has a substantially disk shape, and is configured to rupture in response to an increase in pressure in the internal space, so-called rupture disk. It is configured as. The closing member 41 is made of a thin metal plate. The closing member 41 has a dome shape and a rupture portion (hereinafter referred to as a rupture portion) 41a, and a flat plate shape and a peripheral edge portion 41e extending outward from the rupture portion 41a.

一方、外壁２０には、閉止部材４１を取り付けるため部分（以下、ホルダーと記す）２８が設けられている。ホルダー２８は、蒸気排出口２６を囲うように延びており、周縁部４１ｅを挟み込むことにより閉止部材４１を保持する。これにより、蒸気排出口２６は閉じられて、内部空間２２とドライウェル５２（図１参照）は連通しなくなる。ホルダー２８に保持された閉止部材４１は、内部空間２２の圧力の上昇に応じて破裂部４１ａが変形し、所定の圧力（以下、破裂圧力と記す）において破裂するよう構成されている。   On the other hand, the outer wall 20 is provided with a portion (hereinafter referred to as a holder) 28 for attaching the closing member 41. The holder 28 extends so as to surround the steam outlet 26 and holds the closing member 41 by sandwiching the peripheral edge portion 41e. As a result, the vapor discharge port 26 is closed, and the internal space 22 and the dry well 52 (see FIG. 1) do not communicate with each other. The closing member 41 held by the holder 28 is configured such that the rupture portion 41a is deformed as the pressure in the internal space 22 increases, and ruptures at a predetermined pressure (hereinafter referred to as a rupture pressure).

シビアアクシデント時において噴射ノズル３０から水が噴射され、内部空間２２に水蒸気が充満すると、内部空間２２の圧力が上昇する。内部空間２２の圧力が、閉止部材４１の破裂圧力に達すると、閉止部材４１の破裂部４１ａが破裂して蒸気排出口２６が開かれる。内部空間２２に充満している水蒸気は、蒸気排出口２６から排出される。   When water is injected from the injection nozzle 30 during a severe accident and the internal space 22 is filled with water vapor, the pressure in the internal space 22 increases. When the pressure in the internal space 22 reaches the bursting pressure of the closing member 41, the rupture portion 41a of the closing member 41 is ruptured and the steam discharge port 26 is opened. The water vapor filling the internal space 22 is discharged from the steam discharge port 26.

以上に説明したように本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｃは、閉止部材（ラプチャーディスク）４１は、外壁２０に取り付けられており、内部空間２２の圧力の上昇に応じて破裂するよう構成されているものとした。シビアアクシデント時において噴射ノズル３０の水の噴射により、内部空間２２に水蒸気が充満して圧力が上昇すると、閉止部材４１の破裂により蒸気排出口２６を開くことができる。   As described above, in the reactor pressure vessel 10C of the present embodiment, the closing member (rupture disk) 41 is attached to the outer wall 20, and is configured to burst as the pressure in the inner space 22 increases. It was supposed to be. When the internal space 22 is filled with water vapor and the pressure rises due to water injection from the injection nozzle 30 during a severe accident, the vapor discharge port 26 can be opened due to the rupture of the closing member 41.

〔第４の実施形態〕
第４の実施形態の原子炉圧力容器について図３、図７及び図８を用いて説明する。図７は、本実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。図８は、本実施形態の変形例の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図７及び図８は、図３に示された蒸気排出口の周辺の拡大断面図である。本実施形態の原子炉圧力容器において、閉止部材は、外壁に対して回動可能に構成されており、蒸気排出口が閉じられる閉位置に閉止部材を保持可能な保持部材を備えている点で第１の実施形態と異なっている。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 [Fourth Embodiment]
A reactor pressure vessel according to a fourth embodiment will be described with reference to FIGS. 3, 7, and 8. FIG. 7 is a cross-sectional elevation view showing the peripheral configuration of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of the present embodiment. FIG. 8 is a sectional elevation view showing the peripheral configuration of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel according to a modification of the present embodiment. 7 and 8 are enlarged cross-sectional views around the steam outlet shown in FIG. In the reactor pressure vessel of the present embodiment, the closing member is configured to be rotatable with respect to the outer wall, and includes a holding member that can hold the closing member at a closed position where the steam discharge port is closed. This is different from the first embodiment. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.

図７に示すように、原子炉圧力容器１０Ｄの閉止部材４３は、蝶番（ヒンジ）４４を介して、外壁２０に結合されている。蝶番４４は、一方の端部が外壁２０のうち蒸気排出口２６の鉛直下側の部位に結合されており、他方の端部が閉止部材４３に結合されている。閉止部材４３は、外壁２０に対して蝶番４４の枢軸部４４ａを中心として回動可能に構成されている。本実施形態において閉止部材４３は、外壁２０の外側（容器本体１２の径方向外側）を回動可能に構成されている。   As shown in FIG. 7, the closing member 43 of the reactor pressure vessel 10 </ b> D is coupled to the outer wall 20 via a hinge 44. One end of the hinge 44 is coupled to a portion of the outer wall 20 that is vertically below the steam outlet 26, and the other end is coupled to the closing member 43. The closing member 43 is configured to be rotatable with respect to the outer wall 20 around the pivot 44 a of the hinge 44. In the present embodiment, the closing member 43 is configured to be rotatable on the outer side of the outer wall 20 (the radially outer side of the container body 12).

なお、以下の説明において、閉止部材４３の回動の角位置を単に「角位置」と記す。加えて、閉止部材４３の角位置のうち、図７に示すように、閉止部材４３が蒸気排出口２６を閉じているときの角位置を「閉位置」と記す。閉止部材４３は、図７に示す閉位置から、図に矢印Ｅで示すように、蒸気排出口２６から離間する側であって容器本体１２の径方向外側（図３参照）に回動可能に構成されている。なお、図に矢印Ｅで示す閉止部材４３が回動する向きを、以下に「離間側」と記す。   In the following description, the angular position of the rotation of the closing member 43 is simply referred to as “angular position”. In addition, among the angular positions of the closing member 43, as shown in FIG. 7, the angular position when the closing member 43 closes the steam outlet 26 is referred to as a “closed position”. The closing member 43 is rotatable from the closed position shown in FIG. 7 to the side away from the steam outlet 26 and radially outward of the container body 12 (see FIG. 3), as indicated by an arrow E in the figure. It is configured. In addition, the direction in which the closing member 43 shown by the arrow E in the drawing rotates is hereinafter referred to as “separation side”.

加えて、本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｄは、閉止部材４３を閉位置に保持する部材（以下、保持部材と記す）として、閉止部材４３を閉位置に付勢する板ばね４５を有している。板ばね４５は、鉛直上側の端部が外壁２０に結合されており、鉛直下側の端部が閉止部材４３と係合している。閉止部材４３が閉位置にあるとき、板ばね４５は、所定の付勢力により、閉止部材４３を蒸気排出口２６に向けて押さえ付けている。   In addition, the reactor pressure vessel 10D of the present embodiment includes a leaf spring 45 that urges the closing member 43 to the closed position as a member that holds the closing member 43 in the closed position (hereinafter referred to as a holding member). ing. The plate spring 45 has a vertically upper end coupled to the outer wall 20, and a vertically lower end engaged with the closing member 43. When the closing member 43 is in the closed position, the leaf spring 45 presses the closing member 43 toward the steam discharge port 26 with a predetermined biasing force.

シビアアクシデント時において内部空間２２に水蒸気が充満して圧力が上昇すると、閉止部材４３には、内部空間２２の圧力を受けて離間側に回動する力が作用する。内部空間２２の圧力が所定の圧力に達すると、閉止部材４３は、板ばね４５の付勢力に抗して離間側に回動する。閉止部材４３が蒸気排出口２６から離間することにより、蒸気排出口２６を開くことができる。   When the internal space 22 is filled with water vapor and the pressure rises during a severe accident, the closing member 43 receives a force that rotates to the separation side under the pressure of the internal space 22. When the pressure in the internal space 22 reaches a predetermined pressure, the closing member 43 rotates to the separation side against the urging force of the leaf spring 45. The steam discharge port 26 can be opened by separating the closing member 43 from the steam discharge port 26.

なお、本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｄにおいては、蒸気排出口２６が閉じられる閉位置に閉止部材４３を保持する保持部材として、板ばね４５が設けられているものとしたが、本発明に係る保持部材の態様は、これに限定されるものではない。   In the reactor pressure vessel 10D of the present embodiment, the leaf spring 45 is provided as a holding member that holds the closing member 43 in a closed position where the steam discharge port 26 is closed. The aspect of the holding member is not limited to this.

例えば、図８に示す変形例の原子炉圧力容器１０Ｅのように、保持部材として、通常運転時においては、閉止部材４３と壁体とを結合させており、シビアアクシデント時に所定の温度以上になると溶融する部材（以下、低融点部材と記す）４６を用いることも好適である。   For example, as in the reactor pressure vessel 10E of the modified example shown in FIG. 8, as a holding member, the closing member 43 and the wall body are combined during normal operation, and when a predetermined temperature or higher is reached during severe accidents. It is also preferable to use a melting member (hereinafter referred to as a low melting point member) 46.

低融点部材４６は、例えば、半田等、比較的融点が低い金属で構成されている。低融点部材４６は、溶融する温度（融点）が、通常運転時において低融点部材４６が曝される温度に比べて高い温度となるように構成されている。本実施形態において、閉止部材４３は、鉛直上側において内部空間２２に突出する突出部４３ｅを有している。低融点部材４６は、外壁２０のうち蒸気排出口２６より鉛直上側の部分２０ｅと、閉止部材４３の突出部４３ｅとの間に介在して設けられている。   The low melting point member 46 is made of a metal having a relatively low melting point such as solder. The low melting point member 46 is configured such that the melting temperature (melting point) is higher than the temperature to which the low melting point member 46 is exposed during normal operation. In the present embodiment, the closing member 43 has a protruding portion 43e that protrudes into the internal space 22 on the vertical upper side. The low melting point member 46 is provided between the portion 20 e vertically above the steam outlet 26 in the outer wall 20 and the protrusion 43 e of the closing member 43.

加えて、低融点部材４６は、シビアアクシデント時において溶融するよう構成されている。低融点部材４６の融点は、例えば、シビアアクシデント時において内部空間２２に充満した水蒸気に低融点部材４６が曝されたときに、当該水蒸気の熱を受けて溶融する温度に設定することができる。低融点部材４６の融点は、例えば、９０℃に設定することが可能である。   In addition, the low melting point member 46 is configured to melt during severe accidents. The melting point of the low melting point member 46 can be set, for example, to a temperature at which the low melting point member 46 is melted by the heat of the water vapor when the low melting point member 46 is exposed to the water vapor filled in the internal space 22 during a severe accident. The melting point of the low melting point member 46 can be set to 90 ° C., for example.

また、低融点部材４６の融点は、内部空間２２の水蒸気の有無に拘わりなく、シビアアクシデント時において低融点部材４６が曝されるような温度に設定することもできる。すなわち、噴射ノズル３０からの水の噴射の有無に拘わりなく、シビアアクシデント時において蒸気排出口２６が開かれるよう設定することが好ましい。低融点部材の融点は、例えば、４００℃に設定することも可能である。   Further, the melting point of the low melting point member 46 can be set to a temperature at which the low melting point member 46 is exposed during a severe accident regardless of the presence or absence of water vapor in the internal space 22. That is, it is preferable to set so that the steam outlet 26 is opened at the time of a severe accident regardless of the presence or absence of water injection from the injection nozzle 30. The melting point of the low melting point member can be set to 400 ° C., for example.

シビアアクシデント時において低融点部材４６が溶融すると、外壁２０の部分２０ｅから突出部４３ｅが外れて、閉止部材４３は、図に矢印Ｅで示すように蒸気排出口２６から離間側に回動して、蒸気排出口２６を開くことができる。   When the low melting point member 46 is melted during a severe accident, the protruding portion 43e is detached from the portion 20e of the outer wall 20, and the closing member 43 is rotated away from the steam discharge port 26 as indicated by an arrow E in the figure. The steam outlet 26 can be opened.

なお、図８に示す変形例の原子炉圧力容器１０Ｅにおいては、閉止部材４３を閉位置に保持する保持部材として、シビアアクシデント時に所定の温度以上になると溶融する低融点部材４６を用いるものとしたが、保持部材の態様は、これに限定されるものではない。例えば、低融点部材４６に替えて、内部空間２２の水蒸気中の水分を吸収して溶ける部材（以下、溶解性部材と記す）を設けることも好適である。保持部材として溶解性部材を用いることで、噴射ノズル３０の水の噴射により内部空間２２に水蒸気が充満したときのみに閉止部材４３を離間側に回動させて、蒸気排出口２６を開くことができる。なお、溶解性部材には、例えば、塩化ナトリウムを用いることができる。   In the reactor pressure vessel 10E of the modified example shown in FIG. 8, a low melting point member 46 that melts when a predetermined temperature or higher is used as a holding member that holds the closing member 43 in the closed position is used. However, the aspect of the holding member is not limited to this. For example, instead of the low melting point member 46, it is also preferable to provide a member that absorbs and dissolves moisture in the water vapor in the internal space 22 (hereinafter referred to as a soluble member). By using a dissolvable member as the holding member, the steam discharge port 26 can be opened by rotating the closing member 43 to the separated side only when the internal space 22 is filled with water vapor by the water jet of the jet nozzle 30. it can. In addition, sodium chloride can be used for a soluble member, for example.

〔第５の実施形態〕
第５の実施形態の原子炉圧力容器について図３及び図９を用いて説明する。図９は、本実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図９は、図３に示された蒸気排出口の周辺の拡大断面図である。本実施形態の原子炉圧力容器において、複数ある噴射ノズルのうち、最も径方向外側にある噴射ノズルは、径方向内側に対して所定の角度を付けた方向に向けて水を噴射するよう構成されている点で第１の実施形態と異なっている。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。なお、図９において、上述した原子炉圧力容器の径方向の内側を図に矢印Ｒ１で示し、径方向外側を図に矢印Ｒ２で示す。 [Fifth Embodiment]
A reactor pressure vessel according to a fifth embodiment will be described with reference to FIGS. 3 and 9. FIG. 9 is a cross-sectional elevation view showing the peripheral configuration of the steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of the present embodiment. FIG. 9 is an enlarged cross-sectional view of the periphery of the steam outlet shown in FIG. In the reactor pressure vessel of the present embodiment, among the plurality of injection nozzles, the injection nozzle that is the outermost in the radial direction is configured to inject water in a direction with a predetermined angle with respect to the inner side in the radial direction. This is different from the first embodiment. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted. In FIG. 9, the inner side in the radial direction of the reactor pressure vessel described above is indicated by an arrow R1, and the outer side in the radial direction is indicated by an arrow R2.

本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｇにおいては、図３に示す第１の実施形態の原子炉圧力容器１０と同様に、複数の噴射ノズル３０（図３参照）が底部１６に沿って配列されている。図９に示すように、原子炉圧力容器１０Ｇにおいては、最も径方向外側の噴射ノズルは、鉛直下側に水を噴射可能な噴射ノズル（以下、下向き噴射ノズルと記す）３３により構成されている。なお、本実施形態において、蒸気排出口２６を閉じる閉止部材４０Ｇは、図示しないアクチュエータ（図５参照）により駆動される。   In the reactor pressure vessel 10G of the present embodiment, a plurality of injection nozzles 30 (see FIG. 3) are arranged along the bottom portion 16 as in the reactor pressure vessel 10 of the first embodiment shown in FIG. Yes. As shown in FIG. 9, in the reactor pressure vessel 10 </ b> G, the outermost radial injection nozzle is configured by an injection nozzle (hereinafter, referred to as a downward injection nozzle) 33 capable of injecting water vertically downward. . In the present embodiment, the closing member 40G that closes the steam discharge port 26 is driven by an actuator (not shown) (see FIG. 5).

下向き噴射ノズル３３は、内部空間２２内に配置されており、且つ底部１６と円筒部１４との境界である接続部１５より鉛直上側に配置されている。下向き噴射ノズル３３は、上述したブランチ配管３２に接続されており、シビアアクシデント時において当該ブランチ配管３２から水の供給を受けることが可能に構成されている。   The downward injection nozzle 33 is disposed in the internal space 22 and is disposed vertically above the connection portion 15 that is a boundary between the bottom portion 16 and the cylindrical portion 14. The downward spray nozzle 33 is connected to the branch pipe 32 described above, and is configured to be able to receive water supply from the branch pipe 32 during a severe accident.

下向き噴射ノズル３３は、径方向内側（図に矢印Ｒ１で示す）に対して所定の鋭角を付けた方向に向けて水を噴射する。下向き噴射ノズル３３の噴射方向、すなわち噴射形状の中心軸線を図に二点鎖線矢印Ｓ２で示す。換言すれば、下向き噴射ノズル３３は、噴射形状の中心軸線Ｓ２が、水平面に対して鉛直下側に所定の鋭角を付けた方向を向くように構成されている。下向き噴射ノズル３３は、容器本体１２のうち接続部１５より鉛直上側にある円筒部１４の外面１４ａに向けて水を噴射する。   The downward spray nozzle 33 sprays water in a direction with a predetermined acute angle with respect to the radially inner side (indicated by an arrow R1 in the drawing). The injection direction of the downward injection nozzle 33, that is, the central axis of the injection shape is indicated by a two-dot chain line arrow S2. In other words, the downward injection nozzle 33 is configured such that the central axis S2 of the injection shape faces a direction with a predetermined acute angle vertically downward with respect to the horizontal plane. The downward injection nozzle 33 injects water toward the outer surface 14 a of the cylindrical portion 14 that is vertically above the connection portion 15 in the container body 12.

シビアアクシデント時において下向き噴射ノズル３３が水を噴射すると、円筒部１４の外面１４ａに吹き付けられた水は、当該外面１４ａを伝って鉛直下側に流れ、接続部１５に到達する。接続部１５に到達した水は、さらに底部１６の外面１７を伝って鉛直下側に流れる。外面１７を伝って流れる水により、当該外面１７には、水の膜が保持され易くなる。このようにして、底部１６の冷却を促進することができる。   When the downward spray nozzle 33 sprays water during a severe accident, the water sprayed on the outer surface 14a of the cylindrical portion 14 flows downward along the outer surface 14a and reaches the connecting portion 15. The water that has reached the connecting portion 15 further flows along the outer surface 17 of the bottom portion 16 and flows vertically downward. The water flowing along the outer surface 17 makes it easier to hold a water film on the outer surface 17. In this way, cooling of the bottom 16 can be promoted.

また、下向き噴射ノズル３３が噴射した水により、底部１６を冷却するだけでなく、円筒部１４と底部１６とを接続する接続部１５を、特に冷却することもできる。シビアアクシデント時において炉心溶融物６（図３参照）の熱により、接続部１５が損傷することを抑制することができる。   Further, not only the bottom portion 16 is cooled by the water sprayed by the downward spray nozzle 33, but also the connection portion 15 that connects the cylindrical portion 14 and the bottom portion 16 can be particularly cooled. It is possible to prevent the connection portion 15 from being damaged by the heat of the core melt 6 (see FIG. 3) during a severe accident.

〔第６の実施形態〕
第６の実施形態の原子炉圧力容器について図３、図１０及び図１１を用いて説明する。図１０は、本実施形態の原子炉圧力容器の外壁に形成された蒸気排出口の周辺構成を示す断面立面図である。図１１は、本実施形態の変形例の原子炉圧力容器の底部の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図１０は、図３に示された蒸気排出口の周辺の拡大断面図である。本実施形態の原子炉圧力容器は、底部と外壁との間において当該底部に沿って延びており、噴射ノズルから噴射された水を、当該底部との間において保持可能な壁体を、さらに有している点で第１の実施形態と異なっている。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 [Sixth Embodiment]
A reactor pressure vessel according to a sixth embodiment will be described with reference to FIGS. 3, 10, and 11. FIG. 10 is a sectional elevation view showing a peripheral configuration of a steam outlet formed in the outer wall of the reactor pressure vessel of the present embodiment. FIG. 11 is a sectional elevation view showing a peripheral configuration of the bottom of a reactor pressure vessel according to a modification of the present embodiment. FIG. 10 is an enlarged cross-sectional view of the periphery of the steam outlet shown in FIG. The reactor pressure vessel of the present embodiment further extends along the bottom portion between the bottom portion and the outer wall, and further has a wall body that can hold water sprayed from the spray nozzle between the bottom portion. This is different from the first embodiment. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.

図１０に示すように、本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｈには、容器本体１２の底部１６と外壁２０との間において当該底部１６に沿って延びている壁体（以下、中間壁と記す）２３が設けられている。中間壁２３は、内部空間２２内を底部１６に沿って延びている。中間壁２３の鉛直上側の縁２３ｅは、接続部１５と対向しており、縁２３ｅから底部１６の外面１７に沿って鉛直下側に所定の長さを以って延びている。   As shown in FIG. 10, in the reactor pressure vessel 10H of the present embodiment, a wall body (hereinafter referred to as an intermediate wall) extending along the bottom portion 16 between the bottom portion 16 and the outer wall 20 of the vessel body 12. ) 23 is provided. The intermediate wall 23 extends along the bottom 16 in the internal space 22. A vertical upper edge 23e of the intermediate wall 23 faces the connecting portion 15 and extends from the edge 23e along the outer surface 17 of the bottom portion 16 to the vertical lower side with a predetermined length.

なお、以下の説明において、内部空間２２のうち中間壁２３の内面２３ａより底部１６側の空間を「内側空間」と記して符号２２ａを付す。一方、内部空間２２のうち中間壁２３の外面２３ｃより外壁２０側の空間を「外側空間」と記して符号２２ｃを付す。   In the following description, a space on the bottom 16 side from the inner surface 23a of the intermediate wall 23 in the inner space 22 is referred to as an “inner space” and denoted by reference numeral 22a. On the other hand, a space on the outer wall 20 side from the outer surface 23c of the intermediate wall 23 in the inner space 22 is referred to as an “outer space” and is denoted by reference numeral 22c.

最も径方向外側（図に矢印Ｒ２で示す）にある噴射ノズル３０は、外側空間２２ｃに配置されている。シビアアクシデント時において噴射ノズル３０が水を噴射すると、閉止部材４０は、噴射ノズル３０から噴射された水の圧力を受け部４０ｃで受けて駆動され、鉛直上側に移動して支持部２７から外れる。閉止部材４０が蒸気排出口２６から離間して鉛直下側に落下することにより、蒸気排出口２６は、開かれる。   The injection nozzle 30 located on the outermost radial direction (indicated by an arrow R2 in the drawing) is disposed in the outer space 22c. When the injection nozzle 30 injects water during a severe accident, the closing member 40 is driven by receiving the pressure of the water injected from the injection nozzle 30 by the receiving portion 40 c, moves vertically upward, and comes off from the support portion 27. When the closing member 40 is separated from the steam discharge port 26 and falls vertically downward, the steam discharge port 26 is opened.

噴射ノズル３０から噴射された水は、中間壁２３の鉛直上側の縁２３ｅを超えて、中間壁２３の内側にある内側空間２２ａに流入する。内側空間２２ａに流入した水は、底部１６の外面１７と中間壁２３の内面２３ａとの間において保持される。すなわち、中間壁２３は、底部１６との間において水を保持することが可能となっている。シビアアクシデント時において底部１６と中間壁２３との間において水の膜が保持されると、底部１６の外面１７における熱伝達率をより高いものにすることができ、底部１６の冷却を促進することができる。   The water sprayed from the spray nozzle 30 flows into the inner space 22a inside the intermediate wall 23 beyond the edge 23e on the upper side of the intermediate wall 23. The water flowing into the inner space 22a is held between the outer surface 17 of the bottom 16 and the inner surface 23a of the intermediate wall 23. That is, the intermediate wall 23 can hold water with the bottom portion 16. When a film of water is held between the bottom portion 16 and the intermediate wall 23 during a severe accident, the heat transfer coefficient at the outer surface 17 of the bottom portion 16 can be increased, and cooling of the bottom portion 16 is promoted. Can do.

なお、本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｈにおいて、中間壁２３は、接続部１５と対向する縁２３ｅから底部１６に沿って鉛直下側に延びているものとしたが、本発明に係る中間壁の態様は、これに限定されるものではない。本発明に係る中間壁は、底部１６と外壁２０との間において当該底部１６に沿って延びており、噴射ノズル３０から噴射された水を、当該底部１６との間において保持可能な壁体であれば良く、以下にその変形例について図１１を用いて説明する。   In the reactor pressure vessel 10H of the present embodiment, the intermediate wall 23 is assumed to extend vertically downward along the bottom 16 from the edge 23e facing the connecting portion 15, but the intermediate wall according to the present invention. However, the embodiment is not limited to this. The intermediate wall according to the present invention is a wall body that extends along the bottom portion 16 between the bottom portion 16 and the outer wall 20 and can hold water sprayed from the spray nozzle 30 between the bottom portion 16. A modification thereof will be described below with reference to FIG.

図１１に示すように、本実施形態の変形例の原子炉圧力容器１０Ｊにおいては、中間壁２４が、上述したＣＲＤハウジング８Ａを囲うように設けられている。中間壁２４は、ＣＲＤハウジング８Ａの周壁面８ｃから、径方向外側に突出して延びており、且つ底部１６に沿った方向に延びている。   As shown in FIG. 11, in the reactor pressure vessel 10J of the modified example of this embodiment, the intermediate wall 24 is provided so as to surround the CRD housing 8A described above. The intermediate wall 24 protrudes radially outward from the peripheral wall surface 8c of the CRD housing 8A and extends in a direction along the bottom portion 16.

このＣＲＤハウジング８Ａと隣り合うＣＲＤハウジング８Ｂにも、中間壁２４と同様に中間壁２５が底部１６の外面１７に沿って設けられている。ＣＲＤハウジング８ＡとＣＲＤハウジング８Ｂとの間にある内部空間２２には、噴射ノズル３０が配置されており、ブランチ配管３２から水の供給を受けている。シビアアクシデント時において、噴射ノズル３０は、図に矢印Ｓ３で示すように、隣り合う中間壁２４と中間壁２５との間を通して、底部１６の外面１７に向けて水を噴射する。   Similarly to the intermediate wall 24, the intermediate wall 25 is provided along the outer surface 17 of the bottom portion 16 in the CRD housing 8 </ b> B adjacent to the CRD housing 8 </ b> A. An injection nozzle 30 is disposed in the internal space 22 between the CRD housing 8A and the CRD housing 8B and receives supply of water from the branch pipe 32. At the time of severe accident, the injection nozzle 30 injects water toward the outer surface 17 of the bottom 16 through the space between the adjacent intermediate walls 24 and 25 as indicated by an arrow S3 in the figure.

底部１６の外面１７に到達した水は、当該外面１７と、中間壁２４の内面２４ａとの間に保持される共に、中間壁２５の内面２５ａとの間にも保持される。このように中間壁２４及び中間壁２５は、底部１６との間において水を保持することが可能となっている。シビアアクシデント時において底部１６と中間壁２４，２５との間において水の膜が保持されると、底部１６の外面１７における熱伝達率をより高いものにすることができ、底部１６の冷却を促進することができる。   The water that has reached the outer surface 17 of the bottom portion 16 is held between the outer surface 17 and the inner surface 24a of the intermediate wall 24, and is also held between the inner surface 25a of the intermediate wall 25. Thus, the intermediate wall 24 and the intermediate wall 25 can hold water between the bottom portion 16 and the intermediate wall 24 and the intermediate wall 25. If a film of water is held between the bottom portion 16 and the intermediate walls 24 and 25 during a severe accident, the heat transfer coefficient on the outer surface 17 of the bottom portion 16 can be increased, and cooling of the bottom portion 16 is promoted. can do.

〔第７の実施形態〕
第７の実施形態の原子炉圧力容器について図１及び図１２を用いて説明する。図１２は、本実施形態の原子炉圧力容器の底部の周辺構成を示す断面立面図である。なお、図１２において、閉止部材と、その周辺構成については、記載を省略している。本実施形態の原子炉圧力容器は、外壁のうち前記蒸気排出口より鉛直下側には、外壁の外側にある気体を、内部空間に取り入れる取入口が形成されている点で第１の実施形態と異なっている。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。 [Seventh Embodiment]
A reactor pressure vessel according to a seventh embodiment will be described with reference to FIGS. 1 and 12. FIG. 12 is a sectional elevation view showing the peripheral configuration of the bottom of the reactor pressure vessel of the present embodiment. In addition, in FIG. 12, description is abbreviate | omitted about the closing member and its peripheral structure. The reactor pressure vessel according to the present embodiment is the first embodiment in that an inlet for taking in gas inside the outer wall into the inner space is formed vertically below the steam outlet in the outer wall. Is different. In addition, about the structure substantially common to 1st Embodiment, the same code | symbol is attached | subjected and description is abbreviate | omitted.

本実施形態の原子炉圧力容器１０Ｋにおいて、外壁２０Ｋのうち蒸気排出口２６より鉛直下側には、外壁２０Ｋより外側にある気体を、内部空間２２に取り入れる開口（以下、取入口と記す）２９が形成されている。取入口２９は、通常運転時において、図示しない閉止部材により閉じられている。取入口２９は、シビアアクシデント時においては、アクチュエータ（図５参照）により閉止部材が駆動されて開かれる。   In the reactor pressure vessel 10K of the present embodiment, an opening (hereinafter referred to as an inlet) 29 that takes gas outside the outer wall 20K into the inner space 22 vertically below the steam outlet 26 in the outer wall 20K. Is formed. The intake port 29 is closed by a closing member (not shown) during normal operation. At the time of a severe accident, the intake port 29 is opened by driving a closing member by an actuator (see FIG. 5).

取入口２９は、シビアアクシデント時において、図１に示す格納容器５０のドライウェル５２内の窒素を内部空間２２に取り入れる。取入口２９から流入した窒素は、内部空間２２を底部１６の外面１７に沿って鉛直上側に流れる。内部空間２２にある水蒸気は、窒素に比べて比重が軽いため、内部空間２２を鉛直上側に流れて、蒸気排出口２６から排出される。このように、蒸気排出口２６より鉛直下側にある取入口２９から水蒸気に比べて比重が軽い気体を導入することにより、鉛直上側にある蒸気排出口２６からの水蒸気の排出を促進することができる。   The intake port 29 takes nitrogen in the dry well 52 of the storage container 50 shown in FIG. 1 into the internal space 22 during a severe accident. Nitrogen flowing from the intake 29 flows vertically upward along the outer surface 17 of the bottom portion 16 in the internal space 22. Since the water vapor in the internal space 22 has a lower specific gravity than nitrogen, the water vapor flows vertically through the internal space 22 and is discharged from the vapor discharge port 26. In this way, by introducing a gas having a lighter specific gravity than water vapor from the intake port 29 that is vertically lower than the vapor discharge port 26, it is possible to promote the discharge of water vapor from the vapor discharge port 26 that is vertically above. it can.

〔他の実施形態〕
以上に説明した実施形態の他に、原子炉圧力容器の態様には、種々の変更が可能である。 [Other Embodiments]
In addition to the embodiment described above, various modifications can be made to the aspect of the reactor pressure vessel.

上述した各実施形態において、シビアアクシデント時において噴射ノズル３０に供給される水の水源は、原子炉建屋３の外に設けられた貯水タンク６０であるものとしたが、水源の態様は、これに限定されるものではない。貯水タンク６０は、原子炉建屋３内や格納容器５０内に設けるものとしても良い。また、貯水タンク６０及び給水ポンプ６４に代えて給水ポンプ車を給水配管６２に接続するものとしても良い。なお、この場合、水源には、給水車や仮設の貯水タンクの他、海や河川の水を用いることができる。   In each of the above-described embodiments, the water source supplied to the injection nozzle 30 at the time of a severe accident is the water storage tank 60 provided outside the reactor building 3, but the mode of the water source is It is not limited. The water storage tank 60 may be provided in the reactor building 3 or the containment vessel 50. Further, instead of the water storage tank 60 and the water supply pump 64, a water supply pump vehicle may be connected to the water supply pipe 62. In this case, the water source can be water from a sea or a river, in addition to a water supply vehicle or a temporary water storage tank.

また、上述した各実施形態において、噴射ノズル３０は、外壁２０より内側にある内部空間２２に配置されているものとしたが、本発明に係る噴射ノズルが配置される位置は、この態様に限定されるものではない。噴射ノズルは、容器本体１２の底部１６に水を噴射可能なものであれば良く、例えば、外壁２０に噴射ノズルが組み込まれているものとしても良い。なお、この場合、内部空間２２を蒸気排出口２６に向けて流れる水蒸気を噴射ノズル３０が妨げることがない。   Moreover, in each embodiment mentioned above, although the injection nozzle 30 shall be arrange | positioned in the internal space 22 inside the outer wall 20, the position where the injection nozzle which concerns on this invention is arrange | positioned is limited to this aspect. Is not to be done. The injection nozzle only needs to be capable of injecting water onto the bottom 16 of the container body 12. For example, the injection nozzle may be incorporated in the outer wall 20. In this case, the spray nozzle 30 does not hinder the water vapor flowing toward the steam discharge port 26 through the internal space 22.

また、上述した各実施形態において、外壁２０は、ステンレス鋼等の金属製であるものとしたが、本発明に係る外壁の材質は、これに限定されるものではない。外壁の材質は、容器本体１２からの輻射熱が、原子炉圧力容器の外側にある構造物（例えば、コンクリート壁５８）等に伝達されるのを抑制可能なものであれば良い。   Moreover, in each embodiment mentioned above, although the outer wall 20 shall be metals, such as stainless steel, the material of the outer wall which concerns on this invention is not limited to this. The material of the outer wall may be any material that can suppress the radiant heat from the vessel body 12 from being transmitted to a structure (for example, the concrete wall 58) outside the reactor pressure vessel.

また、上述した各実施形態において、原子炉圧力容器１０の容器本体１２の底部１６は、半球状をなしているものとしたが、本発明に係る容器本体の底部の形状は、これに限定されるものではない。底部は、その内側に炉心溶融物が溜まるような形状であれば良く、ドーム状など様々な形状の底部を有する原子炉圧力容器に本発明を適用することができる。   Moreover, in each embodiment mentioned above, although the bottom part 16 of the container main body 12 of the nuclear reactor pressure vessel 10 shall be hemispherical, the shape of the bottom part of the container main body which concerns on this invention is limited to this. It is not something. The bottom may have any shape that allows core melt to accumulate inside, and the present invention can be applied to a reactor pressure vessel having a bottom having various shapes such as a dome shape.

また、上述した各実施形態において、断熱用の壁体である外壁２０は、容器本体１２の全てを覆うよう構成されているものとしたが、本発明に係る外壁は、この態様に限定されるものではない。本発明に係る外壁は、容器本体１２の底部から外側に間隔をあけて設けられており、当該底部との間に内部空間が形成されるものであれば良い。例えば、外壁は、容器本体１２のうち底部１６に沿って設けられており、円筒部１４やヘッド１８の外側には、設けられていないものとすることも可能である。   Moreover, in each embodiment mentioned above, although the outer wall 20 which is a wall body for heat insulation shall be comprised so that all the container main bodies 12 might be covered, the outer wall which concerns on this invention is limited to this aspect. It is not a thing. The outer wall which concerns on this invention should just be provided in the outer side from the bottom part of the container main body 12, and the interior space may be formed between the said bottom parts. For example, the outer wall may be provided along the bottom portion 16 of the container main body 12 and may not be provided outside the cylindrical portion 14 or the head 18.

以上、本発明のいくつかの実施形態について説明したが、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。これらの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。これらの実施形態やその変形例は、発明の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均等の範囲に含まれる。   As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment was 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 scope of the invention. These embodiments and modifications thereof are included in the scope equivalent to the invention described in the claims as well as included in the gist of the invention.

１ 原子力プラント
３ 原子炉建屋
５ 炉心
６ 炉心溶融物
７ 制御棒
８，８Ａ，８Ｂ ＣＲＤハウジング（制御棒駆動機構のハウジング）
１０，１０Ｂ，１０Ｃ，１０Ｄ，１０Ｅ，１０Ｇ，１０Ｈ，１０Ｊ，１０Ｋ 原子炉圧力容器
１２ 容器本体
１４ 円筒部
１５ 接続部
１６ 底部
１７ 外面
１８ ヘッド
１９ 接続壁
２０，２０Ｋ 外壁
２２ 内部空間
２２ａ 内側空間
２２ｃ 外側空間
２３ 中間壁
２３ｅ 縁
２４，２５ 中間壁
２６ 蒸気排出口（排出口）
２７，２７Ｂ 支持部
２８ ホルダー
２９ 取入口
３０ 噴射ノズル
３２ ブランチ配管（給水配管）
３３ 下向き噴射ノズル
３６ アクチュエータ
３７ 駆動部
３８ シリンダ
４０，４０Ｂ，４０Ｇ 閉止部材
４０ａ 本体部
４０ｃ 受け部
４１ 閉止部材（ラプチャーディスク）
４１ａ 破裂部
４１ｅ 周縁部
４３ 閉止部材
４４ 蝶番
４５ 板ばね（保持部材）
４６ 低融点部材（保持部材）
５０ 格納容器
５２ ドライウェル
５４ サプレッションチャンバ
５６ コンクリート床
５８ コンクリート壁
６０ 貯水タンク
６２ 給水配管
６４ 給水ポンプ
６６ 弁 1 Nuclear Power Plant 3 Reactor Building 5 Core 6 Core Melt 7 Control Rod 8, 8A, 8B CRD Housing (Housing for Control Rod Drive Mechanism)
10, 10B, 10C, 10D, 10E, 10G, 10H, 10J, 10K Reactor pressure vessel 12 Vessel body 14 Cylindrical portion 15 Connection portion 16 Bottom portion 17 Outer surface 18 Head 19 Connection wall 20, 20K Outer wall 22 Inner space 22a Inner space 22c Outer space 23 Intermediate wall 23e Edges 24, 25 Intermediate wall 26 Steam outlet (exhaust port)
27, 27B Support portion 28 Holder 29 Inlet 30 Injection nozzle 32 Branch piping (water supply piping)
33 Downward spray nozzle 36 Actuator 37 Drive part 38 Cylinders 40, 40B, 40G Closing member 40a Main body part 40c Receiving part 41 Closing member (rupture disk)
41a Rupture part 41e Peripheral part 43 Closing member 44 Hinge 45 Leaf spring (holding member)
46 Low melting point member (holding member)
50 containment vessel 52 dry well 54 suppression chamber 56 concrete floor 58 concrete wall 60 water storage tank 62 water supply pipe 64 water supply pump 66 valve

Claims (9)

炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、
前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、
シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、
前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、
通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材を、
備え、
前記閉止部材は、通常運転時において前記外壁に保持されており、前記噴射ノズルに供給される水の圧力を受けて駆動されて、前記外壁から外れるよう構成されている
ことを特徴とする原子炉圧力容器。 A container main body containing the core and having a bottom portion vertically below the core;
An outer wall that is provided on the outside of the container body with a space therebetween, and that forms an internal space with the bottom;
An injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during a severe accident;
Provided in the outer wall, and a discharge port for communicating the inner space with a space outside the outer wall at the time of the severe accident,
A closing member that closes the discharge port during normal operation,
Prepared ,
The closing member is held on the outer wall during normal operation, and is configured to be driven by the pressure of water supplied to the spray nozzle to be detached from the outer wall. Reactor pressure vessel. 前記閉止部材は、前記噴射ノズルから噴射された水を受ける受け部を有し、当該受け部が前記噴射ノズルから噴射された水の圧力を受けることにより駆動される
ことを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器。 The closing member has a receiving part for receiving water jetted from the jet nozzle, and the receiving part is driven by receiving the pressure of water jetted from the jet nozzle. The reactor pressure vessel according to claim 1. 炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、
前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、
シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、
前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、
通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材と、
前記噴射ノズルに供給される水の圧力を受けて作動して、前記排出口が開かれるよう前記閉止部材を駆動するアクチュエータと、
を備えることを特徴とする原子炉圧力容器。 A container main body containing the core and having a bottom portion vertically below the core;
An outer wall that is provided on the outside of the container body with a space therebetween, and that forms an internal space with the bottom;
An injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during a severe accident;
Provided in the outer wall, and a discharge port for communicating the inner space with a space outside the outer wall at the time of the severe accident,
A closing member for closing the discharge port during normal operation;
An actuator that operates under the pressure of water supplied to the spray nozzle to drive the closing member to open the discharge port;
Nuclear reactor pressure vessel, characterized in that it comprises a. 前記閉止部材は、前記外壁のうち前記排出口の鉛直下側に配置された支持部により支持されており、
前記アクチュエータは、
当該閉止部材の鉛直下側の端に当接しており、当該閉止部材を駆動する駆動部と、
前記噴射ノズルに供給される水圧の供給を受けて当該駆動部に伝達するシリンダと、
を有し、
前記噴射ノズルが受ける水圧と同じ水圧を当該シリンダで受けて作動し、当該駆動部により前記閉止部材を鉛直上側に駆動する
ことを特徴とする請求項３に記載の原子炉圧力容器。 The closing member is supported by a support portion arranged vertically below the discharge port in the outer wall ,
The actuator is
A driving part that is in contact with the vertical lower end of the closing member and drives the closing member;
A cylinder that receives supply of water pressure supplied to the spray nozzle and transmits the water pressure to the drive unit;
Have
The reactor pressure vessel according to claim 3, wherein the cylinder is operated by receiving the same water pressure as the water pressure received by the injection nozzle, and the closing member is driven vertically upward by the driving unit. . 炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、
前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、
シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、
前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、
前記外壁に対して回動可能に構成されており、通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材と、
前記閉止部材と前記外壁とを係合させて、前記排出口が閉じられる閉位置に当該閉止部材を保持する保持部材と、
備え、
前記保持部材は、前記閉止部材を閉位置に付勢する板ばねである
ことを特徴とする原子炉圧力容器。 A container main body containing the core and having a bottom portion vertically below the core;
An outer wall that is provided on the outside of the container body with a space therebetween, and that forms an internal space with the bottom;
An injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during a severe accident;
Provided in the outer wall, and a discharge port for communicating the inner space with a space outside the outer wall at the time of the severe accident,
It is configured to be rotatable with respect to the outer wall, and a closing member that closes the discharge port during normal operation,
A holding member that engages the closing member and the outer wall and holds the closing member in a closed position where the discharge port is closed;
Prepared,
The nuclear reactor pressure vessel , wherein the holding member is a leaf spring that urges the closing member to a closed position . 炉心を収容しており、且つ当該炉心の鉛直下側に底部を有する容器本体と、
前記容器本体の外側に間隔をあけて設けられており、前記底部との間に内部空間を形成する外壁と、
シビアアクシデント時に前記内部空間内で前記底部に向けて水を噴射する噴射ノズルと、
前記外壁に設けられており、前記シビアアクシデント時に前記内部空間を前記外壁の外側の空間と連通させる排出口と、
前記外壁に対して回動可能に構成されており、通常運転時において前記排出口を閉じる閉止部材と、
前記閉止部材と前記外壁とを係合させて、前記排出口が閉じられる閉位置に当該閉止部材を保持する保持部材と、
備え、
前記閉止部材は、その鉛直上側において前記内部空間に突出する突出部を有し、
前記保持部材は、
前記外壁のうち前記排出口より鉛直上側の部分と、当該突出部との間に介在して設けられており、
通常運転時においては、前記閉止部材と壁体とを結合させており、且つシビアアクシデント時に所定の温度以上になると溶融する低融点部材である
ことを特徴とする原子炉圧力容器。 A container main body containing the core and having a bottom portion vertically below the core;
An outer wall that is provided on the outside of the container body with a space therebetween, and that forms an internal space with the bottom;
An injection nozzle that injects water toward the bottom in the internal space during a severe accident;
Provided in the outer wall, and a discharge port for communicating the inner space with a space outside the outer wall at the time of the severe accident,
It is configured to be rotatable with respect to the outer wall, and a closing member that closes the discharge port during normal operation,
A holding member that engages the closing member and the outer wall and holds the closing member in a closed position where the discharge port is closed;
Prepared,
The closing member has a protruding portion protruding into the internal space on the vertical upper side,
The holding member is
Of the outer wall, provided vertically between the upper part of the outlet and the projecting part,
A reactor pressure vessel characterized by being a low-melting-point member in which the closing member and the wall body are combined during normal operation and melts when a predetermined temperature or higher is reached during severe accidents . 前記噴射ノズルは、前記底部に沿って複数配列されており、
当該複数の噴射ノズルのうち最も径方向外側にある噴射ノズルは、径方向内側に対して鉛直下側に所定の鋭角を付けた方向に向けて水を噴射するよう構成されている
ことを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器。 A plurality of the injection nozzles are arranged along the bottom;
Of the plurality of spray nozzles, the spray nozzle that is radially outermost is configured to spray water in a direction with a predetermined acute angle vertically downward with respect to the radially inner side. The reactor pressure vessel according to any one of claims 1 to 6. 前記底部と前記外壁との間において当該底部に沿って延びており、前記噴射ノズルから噴射された水を、前記底部との間において保持可能な中間壁を、さらに備える
ことを特徴とする請求項１ないし請求項７のいずれか一項に記載に原子炉圧力容器。 The intermediate wall that extends along the bottom portion between the bottom portion and the outer wall and can hold water sprayed from the spray nozzle between the bottom portion and the bottom portion. The nuclear reactor pressure vessel according to any one of claims 1 to 7. 前記外壁のうち前記排出口より鉛直下側には、シビアアクシデント時において開かれて前記外壁より外側にある気体を前記内部空間に取り入れる取入口が、形成されている
ことを特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器。 2. An intake port, which is opened vertically during the severe accident in the outer wall from the discharge port and takes in a gas outside the outer wall into the inner space, is formed. The reactor pressure vessel according to any one of claims 8 to 9.

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