JPH06130169A

JPH06130169A - 原子炉設備

Info

Publication number: JPH06130169A
Application number: JP4281333A
Authority: JP
Inventors: Hiroaki Suzuki; 洋明鈴木; Tomoyuki Matsumoto; 知行松本; Masataka Hidaka; 政隆日高
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1992-10-20
Filing date: 1992-10-20
Publication date: 1994-05-13
Anticipated expiration: 2016-03-26
Also published as: JP3150451B2

Abstract

(57)【要約】【目的】炉心溶融事故発生時に、格納容器の温度・圧力
低下の追加設備が不要で動的荷重の発生がなく迅速に冷
却できる原子炉設備を提供する。【構成】炉心溶融事故発生時に炉心１は圧力容器２から
下部ドライウェル１１へ流出しコア・キャッチャー２０
で保持される。下部ドライウェル１１の温度が上昇し温
度計５０が所定の温度を超えると主制御器６０により弁
４０が開放され圧力抑制室４の水が重力により配管３０
を通ってコア・キャッチャー２０の下方の空間に流入
し、コア・キャッチャー２０の構造材を通しての熱伝導
により炉心１を下部から間接的に冷却する。一定の時間
遅れの後主制御器６０により弁４１が開放され圧力抑制
室４の水が配管３２を通ってコア・キャッチャー２０の
上方の空間に流入し、炉心１を上部から冷却する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所の原子炉設
備に係わり、特に炉心溶融事故時の安全性確保に好適な
原子炉設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉力発電所の原子炉設備において
は、設計基準を超える苛酷な事故時の挙動評価が要求さ
れる傾向にあり、現在、事故対策が事実上義務づけられ
る方向にある。このような事故の例としては、格納容器
内の炉心が溶融し圧力容器から流失した場合が想定され
る。

【０００３】かかる仮想事故に対する公知技術として以
下のものがある。１．高温溶融炉心冷却装置（特開昭５９−１９６４９
８）この公知技術は、格納容器内の圧力容器下方に炉心溶融
事故時に炉心を保持する手段を設置し、その下方に冷却
材を供給して下から冷却を行うものである。

【０００４】２．アイ・エイ・イー・エイ、シンポジウ
ム、ＳＭ−２９６−Ｉ１（１９８８年）(IAEA-SM-296-I
1(1988))報告第２章この文献に記載の公知技術は、炉心溶融事故時に外部水
源からポンプ等により冷却材を格納容器に導いて注入
し、格納容器に流出した炉心を上部から冷却するように
したものがある。

【０００５】３．ニュークリア・エンジニアリング・イ
ンターナショナル（１９８９年１１月）（ＮＵＣＬＥＡ
ＲＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧＩＮＴＥＲＮＡＴＩＯ
ＮＡＬ（ＮＯＶＥＭＢＥＲ，１９８９））この文献に記載の公知技術は、炉心溶融事故時に圧力容
器が水づけになるようにしたものである。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら上記公知
技術には以下の問題点が存在する。公知技術１において
は、ふく射により格納容器の温度が上昇するので格納容
器の温度を低下させる手段が別途必要になる。

【０００７】公知技術２においては、コンクリート侵食
に伴う気相の発生により格納容器の圧力が上昇するので
格納容器の圧力を低下させる手段が別途必要になる。

【０００８】公知技術３においては、炉心が冷却材と接
触する際に水が急激に蒸発していわゆる水蒸気爆発を起
こし動的な荷重が発生する可能性があるので格納容器の
耐圧を高めておく必要がある。

【０００９】一方、通常の設計基準範囲内の事故の一例
として、主蒸気管の破断等による冷却材喪失事故があ
る。この場合、通常、ポンプ等の動的手段あるいは水プ
ール等の静的手段より圧力容器内に冷却材が注入され炉
心の冠水を維持する。このとき圧力容器内の水位が更に
上昇すると、冷却材が破断口から下部ドライウェルへ流
出し下部ドライウェルに設置された機器が水づけとなっ
て使用できなくなる恐れがある。

【００１０】本発明の第１の目的は、原子炉炉心溶融事
故時において格納容器の温度及び圧力低下のための追加
設備が不要で、かつ動的荷重の発生を防止し迅速な冷却
を行える原子炉設備を提供することである。

【００１１】本発明の第２の目的は、冷却材喪失事故時
に下部ドライウェルに設置された機器の健全性を高める
ことのできる原子炉設備を提供することである。

【００１２】

【課題を解決するための手段】上記第１の目的を達成す
るために、本発明は、炉心を内蔵する圧力容器と、前記
圧力容器を配置した格納容器と、該圧力容器へ冷却材を
供給する水プールを備えた圧力抑制室とを有する原子炉
設備において、前記炉心が溶融する事故の発生時に、前
記圧力容器下方の下部ドライウェルにおいて該炉心を保
持する支持手段と、前記水プールの冷却材を前記支持手
段の下方の空間に供給する第１の冷却手段と、前記水プ
ールの冷却材を前記支持手段の上方の空間に供給する第
２の冷却手段とを有する。

【００１３】好ましくは、前記第１の冷却手段は前記水
プールと前記支持手段の下方の空間とを連結する第１の
配管及び前記第１の配管に設けられた第１の弁を有し、
前記第２の冷却手段は前記水プールと前記支持手段の上
方の空間とを連結する第２の配管及び前記第２の配管に
設けられた第２の弁を有する。

【００１４】また好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記下部ドライウェルの温度が所定値を超えると前
記第１の弁を開放させ、該第１の弁の開放後所定時間で
前記第２の弁を開放させる第１の制御手段を有する。

【００１５】さらに好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記支持手段の下方の空間と前記下部ドライウェル
とを連結する第３の配管を有する。

【００１６】また好ましくは、前記支持手段は、前記炉
心と接する上面は高融点・低熱伝導率の材料で構成さ
れ、下面は高熱伝導率・高延性の材料で構成されてい
る。

【００１７】さらに好ましくは、前記第１の冷却手段は
前記水プールと前記支持手段の下方の空間とを連結する
第１の配管及び前記第１の配管に設けられた第１の弁を
有し、前記第２の冷却手段は前記支持手段の下方の空間
と前記支持手段の上方の空間とを連結する第４の配管と
前記第４の配管に設けられたスプレイノズルとを有す
る。

【００１８】また好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記下部ドライウェルの温度が所定値を超えると前
記第１の弁を開放させる第２の制御手段を有する。

【００１９】さらに好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記支持手段の下方の空間と前記下部ドライウェル
とを連結する第３の配管を有する。

【００２０】また好ましくは、前記第１の冷却手段は前
記水プールと前記支持手段の下方の空間とを連結する第
５の配管を有し、前記第２の冷却手段は前記支持手段の
下方の空間と前記支持手段の上方の空間とを連結する第
４の配管及び前記第４の配管に設けられた第３の弁を有
する。

【００２１】さらに好ましくは、前記支持手段は、下面
の表面に耐腐食材を配置する。

【００２２】また好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記支持手段の下方の空間と前記水プールとを連結
し循環ループを形成する第６の配管を有する。

【００２３】さらに好ましくは、前記第３の弁は所定の
温度を超えると溶融する金属で栓をした構造を有する。

【００２４】また好ましくは、前記第３の弁は、線膨張
率の異なる２枚の金属で構成される伸縮手段と、前記伸
縮手段に設けられた仕切り板とを有する。

【００２５】さらに好ましくは、前記第３の弁は前記下
部ドライウェルの水位により開閉動作をするフロート
と、前記フロートに設けられた仕切板とを有する。

【００２６】また好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記下部ドライウェル内の冷却材を導く排水空間
と、前記排水空間と前記支持手段とを連結する第７の配
管及び前記第７の配管に設けられた第４の弁と、前記圧
力容器の水位が所定値より低下すると前記第４の弁を開
放する第３の制御手段とを有する。

【００２７】さらに好ましくは、前記原子炉設備におい
て、前記格納容器の圧力を低下させる圧力低下手段と、
前記圧力低下手段と圧力抑制室とを連結する第８の配管
及び前記第８の配管に設けられた第５の弁と、前記格納
容器の圧力が所定値を超えると前記第５の弁を開放する
第４の制御手段とを有する。

【００２８】また好ましくは、上記原子炉設備におい
て、前記支持手段は中心部より周辺部が高くなっている
底部を有する。

【００２９】さらに好ましくは、上記原子炉設備におい
て、前記支持手段は放熱を促進するフィンを下面に有す
る。

【００３０】また好ましくは、上記原子炉設備におい
て、前記支持手段は冷却材を導く多数の配管を下方に有
する。

【００３１】上記第２の目的を達成するために、本発明
は、炉心を内蔵する圧力容器と、前記圧力容器を配置し
た格納容器と、該圧力容器へ冷却材を供給する水プール
を備えた圧力抑制室と、前記圧力抑制室と前記格納容器
内のドライウェルとを連結するベント管とを有する原子
炉設備において、前記圧力容器の下方の下部ドライウェ
ルと他のドライウェルとは前記ベント管の上端より高い
位置に上端を有する第９の配管だけで連結されている。

【００３２】上記第１及び第２の目的を達成するため
に、本発明は、炉心を内蔵する圧力容器と、前記圧力容
器を配置した格納容器と、該圧力容器へ冷却材を供給す
る水プールを備えた圧力抑制室と、前記圧力抑制室と前
記格納容器内のドライウェルとを連結するベント管とを
有する原子炉設備において、前記炉心が溶融する事故の
発生時に、前記圧力容器下方の下部ドライウェルにおい
て該炉心を保持する支持手段と、前記水プールの冷却材
を前記支持手段の下方の空間に供給する第１の冷却手段
と、前記水プールの冷却材を前記支持手段の上方の空間
に供給する第２の冷却手段とを有し、かつ、前記圧力容
器の下方の下部ドライウェルと他のドライウェルとは前
記ベント管の上端より高い位置に上端を有する配管だけ
で連結されている。

【００３３】

【作用】以上のように構成した本発明においては、炉心
は、第１の冷却手段が支持手段の下方の空間に冷却材を
供給することにより間接的に下から冷却され、かつ第２
の冷却手段が支持手段の上方の空間に冷却材を供給する
ことにより上から直接冷却される。

【００３４】また、前記第１の冷却手段は第１の配管及
び第１の弁を有し前記第２の冷却手段は第２の配管及び
第２の弁を有し下方と上方の両方からの冷却を行うこと
により、迅速に冷却を行う。さらに、第１の制御手段で
第１の弁を開放後所定の時間遅れで第２の弁を開放する
ことにより、炉心をあらかじめ下方から間接冷却した後
に上方から直接冷却する。また、第３の配管が前記支持
手段の下方空間と下部ドライウェルとを連結することに
より、蒸発した蒸気は下部ドライウェルへ逃がされ除熱
する。さらに、支持手段は上面が高融点であることより
溶融せず、低熱伝導率であることより下面が熱くならず
溶融せず、かつ下面が高熱伝導率であることより冷却材
との温度差が小さくても伝熱量が大きく、高延性である
ことより破損しにくい。また、前記第２の冷却手段は第
４の配管とスプレイノズルとで前記支持手段の下方の空
間と前記支持手段の上方の空間とを連結することによ
り、弁と配管を簡略化する。さらに、第２の制御手段で
前記第１の弁を開放することにより、冷却開始条件を設
定し冷却を制御する。また、前記第３の配管が前記支持
手段の下方空間と下部ドライウェルとを連結することに
より、蒸発した蒸気は下部ドライウェルへ逃がされ除熱
する。また、前記第１の冷却手段は第５の配管で水プー
ルと前記支持手段の下方の空間とを直接連結し、前記第
２の冷却手段は前記第４の配管と第３の弁とで前記支持
手段の下方の空間と前記支持手段の上方の空間とを連結
することにより、配管を簡略化する。さらに、下面の表
面に耐腐食材を用いることにより、常時冷却材が接して
も腐食しない。また、第６の配管で前記支持手段の下方
の空間と前記水プールとを連結し循環ループを形成する
ことにより、冷却材の供給と発生した蒸気の凝縮とを円
滑に行う。さらに、溶融性の金属で前記第３の弁の栓を
することにより、特に制御系を設けることなく冷却材供
給時期を設定できる。また、前記第３の弁は伸縮手段が
伸び縮みして仕切板を上下させることにより、特に制御
系を設けることなく冷却材流量を制御する。さらに、前
記第３の弁はフロートが冷却材の水位に従い開閉動作す
ることにより、特に制御系を設けることなく冷却材流量
を制御する。また、第３の制御手段が第４の弁を開いて
第７の配管を通じ排水空間へ冷却材を導くことにより、
下部ドライウェルの冷却材を完全に除去する。さらに、
前記支持手段の下面は中心部より周辺部が高くなってい
ることにより、蒸気が浮力で抜けやすくなり対流熱伝達
を促進する。また前記支持手段の下面にフィンや冷却材
を導く多数の配管を設けることにより対流熱伝達を促進
する。

【００３５】また、本発明においては、下部ドライウェ
ルと他のドライウェルとは連結する唯一の配管である第
９の配管の上端が前記ベント管の上端より高いことによ
り、冷却材喪失事故時に冷却材は第９の配管ではなくベ
ント管へ流入し下部ドライウェルに流入しない。

【００３６】

【実施例】以下、本発明の実施例を図１〜図１５により
説明する。本発明の第１の実施例を図１〜図４により説
明する。まず、本実施例の沸騰水型原子炉設備の全体構
成を図１により説明する。図１において、炉心１は圧力
容器２で囲われ、圧力容器２は格納容器３の内部に包含
されている。圧力容器２内には主蒸気管１２により冷却
材が供給されている。圧力容器２の周囲に設けられた圧
力抑制室４はベント管５により格納容器３内部のドライ
ウェル１０と連結されている。また、格納容器３内部の
圧力抑制室４の上部には、重力により圧力容器２へ冷却
材を供給する水プール６及び７が設置され、格納容器３
の外側には格納容器３を冷却する水プール８と空気流路
９が設置されている。

【００３７】圧力容器２の下方に位置する下部ドライウ
ェル１１にはコア・キャッチャー２０が設けられる。コ
ア・キャッチャー２０上方の圧力抑制室４の水プール８
とコア・キャッチャー２０の下方の空間１１Ａとは配管
３０及び弁４０で連結され、また空間１１Ａと下部ドラ
イウェル１１とは配管３１で連結され、さらにコア・キ
ャッチャー２０の上方の空間１１Ｂと圧力抑制室４の水
プール８とは配管３２及び弁４１で連結されている。ま
た下部ドライウェル１１と上部のドライウェル１０とは
配管３３で連結され、その上端はドライウェル１０のベ
ント管５の上端より高い位置にある。また弁４０及び４
１には、故障時に手動で操作する場合を考慮し生体遮蔽
板７２が設けられている。

【００３８】また下部ドライウェル１１の温度は温度計
５０で測定され、その値は主制御器６０へ送られる。主
制御器６０は、下部ドライウェル１１の温度に応じて弁
４０及び弁４１を開閉する信号を弁操作器７０及び７１
に送る。主制御器６０及び弁操作器７０，７１には所内
電源が使用できない場合に用いる図示しない非常用バッ
テリーが備えられている。

【００３９】なお、圧力容器２の下部ドライウェルに接
する面に配置された配管が破断した場合に下部ドライウ
ェル１１の圧力上昇を低く抑えるため、配管３３の直径
は十分大きく、例えば４０ｃｍとしておくことが望まし
い。また、配管３０及び配管３２は炉心１を冷却するの
に十分な冷却水流量が得られる直径、例えば０．１ｍで
ある。

【００４０】コア・キャッチャー２０の断面図を図２に
示す。コア・キャッチャー２０の上面は、例えば酸化マ
グネシウムのような高融点・低熱伝導率の材料２１で構
成され、下面は、例えば炭素鋼のような高熱伝導率・高
延性の材料２２で構成されている。

【００４１】なお、例えば酸化マグネシウムからなる材
料２１の厚さを３ｃｍ、炭素鋼からなる材料２２の厚さ
を１ｃｍとすると、コア・キャッチャー２０だけで炉心
１で発生する熱をほぼすべて除去するのに必要な熱流束
４×１０5Ｗ／ｍ2を得ることができる。炉心１の上部か
らの熱流束も同程度以上期待できるので、コア・キャッ
チャー２０は材料２１及び材料２２の厚さをさらに厚く
することが可能である。

【００４２】上記構成の原子炉設備において、圧力容器
２に連結された配管、例えば主蒸気管１２が破断するよ
うな冷却材喪失事故時には、圧力容器２からの冷却材の
喪失に伴い、圧力容器２内部の圧力が低下しドライウェ
ル１０の圧力が上昇する。圧力容器２とドライウェル１
０の圧力差が十分小さくなると、重力により水プール６
及び水プール７の冷却材が圧力容器２へ流入し、圧力容
器２内部の水位は炉心１より上方に維持される。このと
き水プール６及び水プール７には圧力容器２を水づけに
するのに十分な量の冷却材が保持されているので、圧力
容器２の内部の水位がさらに上昇すると、冷却材が主蒸
気管１２の破断口からドライウェル１０へ流出してく
る。ドライウェル１０へ流出してきた冷却材はドライウ
ェル１０に蓄積し、水位がベント管５の上端に達すると
ベント管５を通って圧力抑制室４へ流入する。

【００４３】上記冷却材喪失事故の発生の際炉心１の冷
却に失敗し、さらに炉心溶融事故の発生に至った場合に
は、炉心１は圧力容器２から下部ドライウェル１１へ流
出し、コア・キャッチャー２０で保持される。下部ドラ
イウェル１１の温度はこの炉心１からのふく射及び対流
熱伝達によって上昇する。温度計５０で測定される温度
が所定の値、例えば３００℃を超えると主制御器６０は
弁４０を開放する信号を弁操作器７０へ送る。弁４０が
開放されると、圧力抑制室４の水が重力により配管３０
を通ってコア・キャッチャー２０の下方の空間１１Ａに
流入し、コア・キャッチャー２０の構造材を通しての熱
伝導により炉心１を下部から間接的に冷却する。炉心１
からの熱により発生した蒸気は配管３１を通って下部ド
ライウェル１１に流出する。弁４０が開放された後、一
定の時間遅れ、例えば２００秒の後に主制御器６０は弁
４１を開放する信号を弁操作器７１へ送る。弁４１が開
放されると、圧力抑制室４の水が重力により配管３２を
通ってコア・キャッチャー２０の上方の空間１１Ｂに流
入し、炉心１を上部から冷却する。このときの下部ドラ
イウェル１１の雰囲気温度の時間変化を図３に、また炉
心１の代表点（炉心１の上面から１ｃｍの位置）の温度
の時間変化を図４に示す。

【００４４】図３において、炉心１を下部からだけ冷却
する従来例ではふく射及び対流熱伝達により雰囲気温度
が時間の経過と共に上昇し、ついには格納容器３に設置
された制御ケーブルの収納部分である電気ペネトレーシ
ョンの被覆が溶融し、気相のリークが発生する。しかし
本実施例においては、下部からの冷却の後弁４１が開放
され上部注水が開始されると、雰囲気温度はリーク発生
温度より低い水準の温度Ｔ1にほぼ維持される。

【００４５】図４においても同様に、従来例では炉心１
が下部冷却により凝固した後は代表点温度は凝固点の温
度Ｔ2からあまり低下しないのに対し、本実施例におい
ては下部冷却によって炉心１が凝固した後に上部から注
水を開始し、時間の経過と共に代表温度は凝固点温度Ｔ
2からさらに低下し、迅速に冷却される。

【００４６】このように下部冷却及びそれに続く上部注
水による冷却で下部ドライウェル１１の温度が低下し、
所定の値、例えば２００℃より低下すると主制御器６０
は弁４０及び弁４１を閉じる信号を弁操作器７０及び弁
操作器７１へ送り冷却を中止する。中止した後時間が経
過して炉心１からの発熱により再び温度が上昇すれば再
度主制御器６０により弁４０及び４１が開かれ冷却が行
われる。この主制御器６０の制御による弁４０及び４１
の開閉動作によって、下部ドライウェル１１の温度は一
定以下に維持され圧力抑制室４の水位は高い位置で保持
される。

【００４７】一方このとき炉心１の崩壊熱で発生した蒸
気は配管３３、ドライウェル１０、及びベント管５を通
って圧力抑制室４に流入して凝縮する。この蒸気の凝縮
に伴い圧力抑制室４の温度は上昇し、水プール８との温
度差によって熱が格納容器３の外に放出され、さらに空
気流路９における自然対流によっても格納容器３の外に
熱が放出される。したがって、格納容器３の圧力は設計
値以下に維持される。

【００４８】以上のように構成した本実施例によれば、
冷却材喪失事故時に冷却材はベント管５を通って圧力抑
制室４へ流入するので、下部ドライウェル１１へ冷却材
が流入することはなく下部ドライウェル１１に設置され
た機器が水づけになることはない。したがってこれら機
器の健全性が高まる。また炉心溶融事故時においては、
上述のように冷却材喪失事故において下部ドライウェル
１１が水づけになる確率が低下しているので、下部ドラ
イウェル１１には冷却材はほとんど存在しない。したが
って炉心１が溶融し圧力容器２から流出して冷却材と接
する際に水が急激に蒸発しておこる動的荷重の発生が低
減される。またコア・キャッチャー２０の上面の材料２
１は高融点であるので炉心１と接しても溶融せず、かつ
低熱伝導率であるので下面の温度が低くなり下面の材料
２２も溶融しない。さらに下面の材料２２は高熱伝導率
であるので冷却材との温度差が小さくても伝熱量が大き
く、高延性であることより破損しにくい。さらに、炉心
１を下部からだけではなく上部からも注水して冷却する
ので、上部注水が開始されると従来例と比較して雰囲気
温度がよりすみやかに低下し迅速に冷却される。したが
って格納容器３に設置された制御ケーブルの収納部分で
ある電気ペネトレーションから気相の漏れすなわちリー
クが発生する恐れがなく、リーク防止のため従来必要で
あった下部ドライウェル１１及びドライウェル１０の温
度を低下させる追加設備が不要となる。また、炉心１は
コア・キャッチャーで保持され下方から除熱されるの
で、格納容器３下部の侵食に伴う気相の発生がなく格納
容器３の圧力上昇が緩和される。したがって、格納容器
３の圧力を低下させるための追加設備が不要となる。ま
た炉心１の上部から注水する際には炉心１は既に凝固し
ているので、冷却材が炉心１と接する際に発生する蒸気
量が制限される。従って、蒸気の急激な発生に伴って生
じる動的荷重の発生が低減される。さらに制御器６０の
制御により弁４０及び４１が開閉動作を行うので、下部
ドライウェル１１の温度を一定以下に維持し、圧力抑制
室４の水位を高い位置で保持することができる。

【００４９】本発明の第２の実施例を図５により説明す
る。図５は、本実施例の沸騰水型原子炉設備の全体構成
図である。図１に示した第１の実施例の原子炉設備と共
通の部品については共通の番号で示す。図５において、
図１の原子炉設備との相違点は、コア・キャッチャー２
０の下方の空間５１１Ａとコア・キャッチャー２０の上
方の空間１１Ｂとを配管３４で連結し、その先端にスプ
レイノズル３５を設置した点である。その他の点は図１
の原子炉設備とほぼ同様である。

【００５０】上記構成の原子炉設備の冷却材喪失事故時
の動作は図１の原子炉設備と同様である。炉心溶融事故
時の動作は、下部冷却を行うまでは図１の原子炉設備と
ほぼ同様である。すなわち、炉心１はコア・キャッチャ
ー２０で保持され、ドライウェル１１の温度の上昇とと
もに主制御器５６０が弁４０を開放する。圧力抑制室４
の水が配管３０を通じてコア・キャッチャー２０の下方
の空間５１１Ａに流入し、コア・キャッチャー２０の下
部から炉心１を冷却する。コア・キャッチャー２０の下
部に流入する冷却材はその一部が蒸発するが水位は徐々
に上昇し、ついには冷却材は配管３４及びスプレイノズ
ル３５を通り水滴となって下部ドライウェル１１を落下
し炉心１を上部から冷却する。このとき炉心１の熱で発
生した蒸気は配管３１及び配管３４を通って下部ドライ
ウェル１１に流出するが、配管３０を通ってコア・キャ
ッチャー２０の下方に流入する流量は、炉心１で発生す
る熱を除去するのに必要な量より多くなり水位が上昇す
るように配管３０の直径を例えば０．１５ｍとする。

【００５１】以上のようなコア・キャッチャー２０上部
及び下部からの冷却により下部ドライウェル１１の温度
はすみやかに低下し、下部ドライウェル１１の温度が所
定の値、例えば２００℃より低下すると主制御器５６０
は弁４０を閉じる信号を弁操作器７０へ送り冷却を中止
する。またこのときの除熱経路は図１と同様である。

【００５２】本実施例によれば、コアキャッチャー２０
上部からの冷却を配管３４及びスプレイノズル３５を用
いた冷却材の水滴により行うので、第１の実施例に比し
配管と弁の数を減らしても同様の効果を得る。

【００５３】本発明の第３の実施例を図６〜図１０によ
り説明する。図６は、本実施例の沸騰水型原子炉設備の
全体構成図である。図５の原子炉設備と共通の部品は共
通の番号で示す。図６において、図５に示した第２の実
施例との相違点は、圧力抑制室４の水プール８とコア・
キャッチャー６２０の下方の空間６１１Ａとを連結する
配管６３０が弁を介さず直接連結され、また空間６１１
Ａと圧力抑制室４とは配管３６で連結されて循環ループ
を形成し、さらに空間６１１Ａとコア・キャッチャー６
２０の上方の空間１１Ｂとが配管６３４、弁４２、及び
弁４３で連結されている点と、コア・キャッチャー６２
０の構造である。その他の点は図５の原子炉設備と同様
である。

【００５４】コア・キャッチャー６２０の断面図を図７
に示す。本実施例においてはコア・キャッチャー６２０
の下方は常時冷却材に接しているので、材料６２２の下
方には腐食を防ぐのに好適な材料、例えばステンレス鋼
の薄板６２３が張り付けられている。また、材料６２１
の上方には通常運転時のメンテナンスを容易にするのに
好適な材料、例えばステンレス鋼の薄板６２４が張り付
けられている。

【００５５】弁４２及び４３の断面図を図８に示す。弁
４３は温度が所定の値を超えると溶融する金属、例えば
溶融温度３２８℃の鉛で栓４４をした構造となってい
る。なお、弁４２はメンテナンスのため弁４３を取り変
える場合などに冷却材の流出を防ぐために閉じる弁であ
り、通常は開放されている。

【００５６】上記構成の原子炉設備において、冷却材喪
失事故時の動作は図２の原子炉設備と同様である。炉心
溶融事故時においては、下部ドライウェル１１に流出し
た炉心１は、コア・キャッチャー６２０で保持される
が、コア・キャッチャー６２０下方の空間６１１Ａには
既に冷却材が存在しており、直ちに炉心１を下部から間
接的に冷却する。炉心１からの熱により発生した蒸気は
自然循環により配管３６を通って圧力抑制室４の水プー
ルに流入して凝縮する。

【００５７】一方、下部ドライウェル１１の温度が炉心
１からのふく射及び対流熱伝達によって上昇し温度が所
定の値、例えば３２８℃を超えると、弁４３の栓４４を
構成する金属、例えば鉛が溶融して落下し弁４３が開放
される。弁４３が開放されるとコア・キャッチャー６２
０の下方から水位を上昇してきた冷却材が配管６３４、
弁４２、及び弁４３を通って下部ドライウェル１１に流
入し炉心１を上部から冷却する。

【００５８】また炉心１の崩壊熱により下部ドライウェ
ル１１の上部空間１１Ｂで発生した蒸気の除熱経路は図
５と同様である。

【００５９】本実施例によれば、第１及び第２の実施例
と同様に、冷却材喪失事故時において下部ドライウェル
１１の機器の健全性が高まる効果を得る。また炉心溶融
事故時において、制御装置を別に設けることなく、第１
及び第２の実施例と同様の冷却時の効果、すなわち動的
荷重発生の防止、コア・キャッチャーの破損防止、温度
・圧力低下の追加設備の不要化という効果を得ることが
できる。

【００６０】本発明の第４の実施例を図９及び図１０に
より説明する。本実施例は、図８の第３の実施例におけ
る弁４２及び４３の替わりに、温度に連動して動作する
開閉弁９４３を使用するものである。図９及び図１０
は、本実施例の開閉弁９４３の構成及び動作を示す図で
ある。図９において開閉弁９４３は、タングステンのよ
うな線膨張率の小さい金属４６と亜鉛のような線膨張率
の大きい金属４５とを張り合わせた部材９４５と、部材
９４５に固着して設けられ一体となって動く仕切り板４
７と、冷却材の流出を防ぐパッキン４８とを配管９３４
に設けて構成される。

【００６１】上記構成において、通常の温度では仕切り
板４７により開閉弁９４３は閉じられている。図９はこ
の状態を示す。炉心溶融事故事故時に、開閉弁９４３が
設置されている空間の温度が上昇すると、金属４５が金
属４６より膨張量が大きいので仕切り板４７が下方へ移
動して開閉弁９４３が開放され、冷却材が配管９３４を
通じ開放弁９４３が設置されている空間に流出する。図
１０はこの状態を示す。

【００６２】その後一定量の冷却材が流出し開閉弁９４
３が設置されている空間の温度が低下すると、金属４５
及び４６は圧縮し再び仕切り板４７が上方へ移動して開
閉弁９４３が閉じられ、図９の状態に復帰する。

【００６３】本実施例によれば、制御装置を別に設ける
ことなく冷却材の流入を調整し、第１及び第２の実施例
と同様の効果を得ることができる。

【００６４】本発明の第５の実施例を図１１により説明
する。本実施例は、図８の弁４２の替わりにフロート弁
１１４２を用いるものであり、図１１はフロート弁１１
４２をコア・キャッチャー６２０に配置した状態を示す
構成図である。図８と共通の部品については共通の番号
で示す。

【００６５】図１１において、フロート弁１１４２は、
フロート８０と、フロート８０を内包し上下に流路孔を
有する容器８１と、フロート８０と連動して動く仕切り
板１１４７とを配管１１３４に設けて構成される。また
フロート弁１１４２の側方には多数の流路８３を有する
熱遮蔽板８２が設置され、輻射等による急激な温度上昇
が抑えられ変形・破損が防止される。

【００６６】上記構成において、炉心溶融事故時に弁４
３が設置されている空間１１１１Ｄの温度が上昇する
と、まず栓４４が溶融して弁４３が開放され冷却材が流
出し空間１１１１Ｄの温度が低下する。

【００６７】空間１１１１Ｄに流出した冷却材の一部は
流路８３を通してフロート弁１１４２が設置されている
空間１１１１Ｃに流入し、水位がフロート８０に達する
と浮力によりフロート８０が上昇して仕切り板１１４７
が上昇してフロート弁１１４２は閉じられ、冷却材の流
入が停止し冷却を終了する。弁４３が設置されている空
間１１１１Ｄの温度が再び上昇し冷却材が蒸発して水位
が下がってくると、フロート８０が下降しフロート弁１
１４２が開放され再度冷却を開始する。

【００６８】本実施例によっても第４の実施例と同様の
効果を得ることができる。

【００６９】本発明の第６の実施例を図１２により説明
する。図１２は、本実施例の沸騰水型原子炉設備の全体
構成図である。本実施例は、炉心１の崩壊熱で発生する
蒸気を水プール１５の凝縮器１４で凝縮する形式の沸騰
水型原子炉に本発明を適用したものである。図６と共通
の部品については共通の番号で示す。図１２において、
上記形式の原子炉である点を除く図６の第３の実施例と
の主な相違点は、コア・キャッチャー１２２０の下部か
ら冷却材を導く空間１３を設け、この空間１３とコア・
キャッチャー１２２０の上方の空間１２１１Ｂとを配管
９１及び弁９０により連結した点である。

【００７０】上記構成の原子炉設備において、冷却材喪
失事故時には、ドライウェル１２１０と下部ドライウェ
ル１２１１とは配管１２３３だけで連結された構造であ
るので、このときの動作は図６の原子炉設備と同様であ
る。すなわち冷却材喪失事故時に下部ドライウェル１１
に冷却材が存在する確率は低い。しかし、本実施例の原
子炉設備においては、もし冷却材が下部ドライウェル１
２１１に流入したとしても、圧力容器１２０２内部の炉
内水位が設定値、例えば炉心１の上端位置に達すると主
制御器６１が弁９０を開放する信号を弁操作器７３に送
り、冷却材は配管９１を通って空間１３に流入するので
下部ドライウェル１２１１には冷却材は完全に存在しな
くなる。

【００７１】炉心溶融事故時における動作は、図６の実
施例の原子炉設備とほぼ同様であり、下部ドライウェル
１２１１に流出した炉心１を既にコア・キャッチャー１
２２０の下方の空間１２１１Ａに存在していた冷却材に
より間接的に冷却し、その後所定温度で弁４３が開放さ
れ冷却材がコア・キャッチャー１２２０を上部から冷却
する。

【００７２】また上記動作に加え、本実施例の構成にお
いては、一部の蒸気はドライウェル１２１０及び配管１
２３７を通って凝縮器１４に流入し、熱を水プール１５
に伝えて凝縮し、さらに凝縮した水は重力により圧力容
器１２０２に戻るか若しくは配管１２３９を通って圧力
抑制室１２０４に戻る。

【００７３】以上のように構成した本実施例によれば、
第３の実施例と同様の効果が得られることに加え、配管
９１及び弁９０が冷却材を空間１３へ導く機能を有する
ので、冷却材喪失事故時に下部ドライウェル１２１１か
ら冷却材を完全に除去できる。また炉心１と格納容器１
２０３が接触・反応しておこる不凝縮性ガスの発生がな
いので不凝縮性ガスによる凝縮器１４の性能低下を防止
できる。

【００７４】なお本実施例は、配管９１、弁９０、空間
１３を凝縮器で凝縮する形式の沸騰水型原子炉へ適用す
る場合を一例として示したものであり、本形式の原子炉
に限定されるものではなく他の形式の沸騰水型原子炉に
も適用可能である。

【００７５】本発明の第７の実施例を図１３により説明
する。図１３は、本実施例の沸騰水型原子炉設備の全体
構成図である。本実施例は、圧力抑制室上部の水プール
を有さず、圧力容器外側の水プールが異なる形式の原子
炉へ本発明を適用したものである。図６と共通の部品に
ついては共通の番号で示す。

【００７６】図１３において、上記形式の原子炉である
点を除く図６の第３の実施例との主な相違点は、格納容
器１３０３の圧力を低下させる最終的な手段として、従
来の残留熱除去系（図示せず）のほかに格納容器１３０
３の圧力が設定値、例えば設計圧力の８５％に達した場
合に作動するフィルターベント装置９４とこれに通じる
配管９３及び弁９２とを設け、さらに弁９２を制御する
弁制御器７４とこれに制御信号を送信する主制御器６２
を設けた点である。

【００７７】上記構成の原子炉設備において、炉心溶融
事故時における動作は図６に示した図６の原子炉設備と
ほぼ同様であり、下部ドライウェル１３１１に流出した
炉心１を既にコア・キャッチャー１３２０の下方の空間
１３１１Ａに存在していた冷却材により間接的に冷却
し、その後所定温度で弁１３４３が開放され冷却材がコ
ア・キャッチャー１３２０を上部から冷却する。また配
管１３３４にはコア・キャッチャー１３２０の下方の空
間１３１１Ａと、圧力抑制室１３０４上部からの配管１
３３６も連結され、過剰な冷却水を圧力抑制室１３０４
内のプール１３０８へ戻す。

【００７８】この冷却動作時において、通常の沸騰水型
原子炉では、残留熱除去系（図示せず）が作動して圧力
抑制室１３０４の温度を低下させるようになっている。
しかしもし残留熱除去系が何らかの故障により作動しな
い場合には格納容器１３０３の内部の圧力が徐々に上昇
する。本実施例においては、圧力計５１で測定される格
納容器１３０３の内部圧力の値は主制御器６２に送られ
ており、この値が設定値、例えば格納容器１３０３の設
計圧力の８５％に達すると主制御器６２は弁９２を開放
する信号を弁制御器７４に送る。この信号により圧力抑
制室１３０４の上部空間に存在する蒸気は配管９３及び
弁９２を通ってフィルターベント装置９４に流入し、格
納容器１３０３の圧力は設計圧力以下に維持される。

【００７９】本実施例によれば、炉心溶融事故時におい
て、制御装置を別に設けることなく、第１及び第２の実
施例と同様の冷却時の効果、すなわち動的荷重の発生防
止、コアキャッチャーの破損防止、温度低下の追加設備
の不要化という効果を得るほか、格納容器の設計を大幅
に変更することなく簡易な装置を追加するだけで格納容
器の圧力を設計値以下に維持できる。

【００８０】本発明の第８の実施例を図１４により説明
する。本実施例は、これまでに述べた第１〜第７の実施
例におけるコア・キャッチャーに関する他の実施例であ
る。図１４は、本実施例のコア・キャッチャー１４２０
の断面図である。図１４において、本実施例のコア・キ
ャッチャー１４２０は、図１の実施例におけるコア・キ
ャッチャー２０の底部を周辺部が中心部より高くなるよ
うに構成し、さらにコア・キャッチャー１４２０の下面
に放熱を促進するためのフィン９５を設置したものであ
る。

【００８１】上記の構成において、コア・キャッチャー
１４２０の下面はフィン９５が設置されているため伝熱
面積が大きくなっており、コア・キャッチャー２０の下
面から冷却材への伝熱量が大きい。また、コア・キャッ
チャー１４２０の底部は、中心部より周辺部を高くし、
コア・キャッチャー１４２０の下面で炉心１からの熱に
より冷却材が蒸発して発生した蒸気は浮力により抜けや
すくなり、冷却材への伝熱量が増大する。

【００８２】本実施例によれば、第１の実施例における
コア・キャッチャー２０の有する溶融・破損防止効果に
加え、炉心１からの伝熱量が増大するのでさらにすみや
かに冷却できる。

【００８３】本発明の第９の実施例を図１５により説明
する。本実施例は、第８の実施例と同様、コア・キャッ
チャーに関する他の実施例である。図１５は、本実施例
のコア・キャッチャー１５２０の断面図である。図１５
において、本実施例のコア・キャッチャー１５２０は、
図１の実施例におけるコア・キャッチャー２０の底部を
周辺部が中心部より高くなるように構成し、かつコア・
キャッチャー２０の下方の空間に冷却材を導く多数の配
管９６を設け、この配管９６を圧力抑制室４の水プール
８と連結された配管３０と接続したものである。

【００８４】本実施例によれば、上記コアの周辺部が中
心部より高いことによる伝熱量増大の効果に加え、多数
の配管９６により冷却材への伝熱面積が増大しコア・キ
ャッチャー２０の下面から冷却材にすみやかに熱が伝達
されるので、炉心がさらにすみやかに冷却される。

【００８５】なお、上記第１〜第９の実施例は沸騰水型
原子炉に本発明を適用した場合を例として説明したが、
本発明の適用は沸騰水型に限定されるものではなく、他
の形式、すなわち加圧水型原子炉等でも水プールを備え
た圧力抑制室を有する構成であれば適用可能である。

【００８６】

【発明の効果】本発明によれば、炉心を下方からだけで
なく上方からも冷却するので効果的に冷却を行うことが
できる。また迅速に冷却を行って温度が低下し電気ペネ
トレーションからリーク発生の恐れがないので、温度低
下のための追加設備が不要となる。さらに下方よりの冷
却は間接冷却であるので格納容器の侵食による気相の発
生がなく圧力低下のための追加設備が不要となる。また
あらかじめ下方から間接冷却を行ったあと上部から冷却
するので、上部からの注水の際には炉心は既に凝固して
おり接触で生じる蒸気による動的荷重の発生が低減され
る。さらに支持手段の下方空間と下部ドライウェルとを
連結するので蒸気を下部ドライウェルへ逃がして除熱で
きる。また支持手段の上面は高融点・低熱伝導率材料で
あるので上面・下面が溶融せず、下面は高熱伝導率なの
で伝熱量が大きく高延性なので破損しにくい。さらに弁
が制御され開閉動作を行うので、下部ドライウェルの温
度を一定以下に維持しつつ圧力抑制室の水位を高い位置
に維持できる。またスプレイノズルを用いて支持手段の
下方の空間と支持手段の上方の空間とを連結するので弁
と配管を簡略化できる。さらに弁の開放を制御するので
冷却開始条件を設定し冷却を制御できる。また支持手段
の下方空間と下部ドライウェルとを連結するので蒸発し
た蒸気を下部ドライウェルへ逃がし除熱できる。また水
プールと支持手段下方の空間とを直接連結しまた支持手
段下方の空間と上方の空間とを連結するので配管を簡略
化できる。さらに耐腐食材を用いるので常時冷却材が接
しても腐食しない。また循環ループを形成するので冷却
材の供給と発生した蒸気の凝縮とを円滑に行える。また
溶融性の金属で弁の栓をするので特に制御系を設けるこ
となく冷却材供給時期を設定できる。さらに伸縮手段が
伸び縮みして仕切板が上下するので特に制御系を設ける
ことなく冷却材流量を制御できる。また弁のフロートが
水位により開閉動作するので特に制御系を設けることな
く冷却材流量を制御できる。さらに排水空間へ冷却材を
導いて下部ドライウェルの冷却材を完全に除去するの
で、炉心と冷却材の接触で生じる蒸気による動的荷重の
発生を低減できる。また不凝縮性ガスが発生しないので
凝縮器の性能低下を防止できる。さらに簡易な装置を追
加するだけで格納容器の圧力を設計値以下に維持でき
る。また支持手段において蒸気が浮力で抜けやすくなる
ので対流熱伝達を促進でき速やかに冷却できる。さらに
支持手段に冷却材を導く多数の配管を設けるので対流熱
伝達を促進でき速やかに冷却できる。また本発明によれ
ば、冷却材喪失時事故に下部ドライウェルに冷却材が流
入しないので下部ドライウェル内の機器の健全性が高ま
る。またしたがって炉心溶融事故時にも炉心との接触で
生じる蒸気による動的荷重の発生を低減できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施例の沸騰水型原子炉設備の
全体構成図である。

【図２】コア・キャッチャーの断面図である。

【図３】下部ドライウェルの雰囲気温度の時間変化を示
す図である。

【図４】炉心の代表点の温度の時間変化を示す図であ
る。

【図５】第２の実施例の沸騰水型原子炉設備の全体構成
図である。

【図６】第３の実施例の沸騰水型原子炉設備の全体構成
図である。

【図７】コア・キャッチャーの断面図である。

【図８】弁の断面図である。

【図９】第４の実施例の開閉弁の構成及び動作を示す図
である。

【図１０】開閉弁の構成及び動作を示す図である。

【図１１】第５の実施例のフロート弁及びコア・キャッ
チャーの配置状態を示す構成図である。

【図１２】第６の実施例の沸騰水型原子炉設備の全体構
成図である。

【図１３】第７の実施例の沸騰水型原子炉設備の全体構
成図である。

【図１４】第８の実施例のコア・キャッチャーの断面図
である。

【図１５】第９の実施例のコア・キャッチャーの断面図
である。

【符号の説明】

１炉心２圧力容器３格納容器４圧力抑制室５ベント管８水プール１０ドライウェル１１下部ドライウェル１１Ａ下方空間１１Ｂ上方空間１３空間２０コア・キャッチャー２１材料２２材料３０配管３１配管３２配管３３配管３４配管３５スプレイノズル３６配管４０弁４１弁４３弁４４栓４５，４６金属４７仕切り板６０主制御器６１主制御器６２主制御器８０フロート９０弁９１配管９２弁９３配管９４フィルターベント装置９５フィン９６配管５１１Ａ下方空間５６０主制御器６１１Ａ下方空間６２０コア・キャッチャー６２１材料６２２材料６２３薄板６３０配管６３４配管９３４配管９４３弁９４５部材１１３４配管１１４２弁１１４７仕切板１２０２圧力容器１２０３格納容器１２０４圧力抑制室１２０５ベント管１２１０ドライウェル１２１１下部ドライウェル１２１１Ａ下方空間１２１１Ｂ上方空間１２２０コア・キャッチャー１２３０配管１２３３配管１２３６配管１３０２圧力容器１３０３格納容器１３０４圧力抑制室１３０５ベント管１３１０ドライウェル１３１１下部ドライウェル１３１１Ａ下方空間１３１１Ｂ上方空間１３２０コア・キャッチャー１３３０配管１３３４配管１３３６配管１３４２弁１３４３栓１４２０コア・キャッチャー１５２０コア・キャッチャー

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】炉心を内蔵する圧力容器と、前記圧力容
器を配置した格納容器と、該圧力容器へ冷却材を供給す
る水プールを備えた圧力抑制室とを有する原子炉設備に
おいて、前記炉心が溶融する事故の発生時に、前記圧力容器下方
の下部ドライウェルにおいて該炉心を保持する支持手段
と、前記水プールの冷却材を前記支持手段の下方の空間
に供給する第１の冷却手段と、前記水プールの冷却材を
前記支持手段の上方の空間に供給する第２の冷却手段と
を有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項２】請求項１記載の原子炉設備において、前
記第１の冷却手段は前記水プールと前記支持手段の下方
の空間とを連結する第１の配管及び前記第１の配管に設
けられた第１の弁を有し、前記第２の冷却手段は前記水
プールと前記支持手段の上方の空間とを連結する第２の
配管及び前記第２の配管に設けられた第２の弁を有する
ことを特徴とする原子炉設備。
【請求項３】請求項２記載の原子炉設備において、前
記下部ドライウェルの温度が所定値を超えると前記第１
の弁を開放させ、該第１の弁の開放後所定時間で前記第
２の弁を開放させる第１の制御手段を有することを特徴
とする原子炉設備。
【請求項４】請求項２記載の原子炉設備において、前
記支持手段の下方の空間と前記下部ドライウェルとを連
結する第３の配管を有することを特徴とする原子炉設
備。
【請求項５】請求項１記載の原子炉設備において、前
記支持手段は、前記炉心と接する上面は高融点・低熱伝
導率の材料で構成され、下面は高熱伝導率・高延性の材
料で構成されていることを特徴とする原子炉設備。
【請求項６】請求項１記載の原子炉設備において、前
記第１の冷却手段は前記水プールと前記支持手段の下方
の空間とを連結する第１の配管及び前記第１の配管に設
けられた第１の弁を有し、前記第２の冷却手段は前記支
持手段の下方の空間と前記支持手段の上方の空間とを連
結する第４の配管と前記第４の配管に設けられたスプレ
イノズルとを有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項７】請求項６記載の原子炉設備において、前
記下部ドライウェルの温度が所定値を超えると前記第１
の弁を開放させる第２の制御手段を有することを特徴と
する原子炉設備。
【請求項８】請求項６記載の原子炉設備において、前
記支持手段の下方の空間と前記下部ドライウェルとを連
結する第３の配管を有することを特徴とする原子炉設
備。
【請求項９】請求項１記載の原子炉設備において、前
記第１の冷却手段は前記水プールと前記支持手段の下方
の空間とを連結する第５の配管を有し、前記第２の冷却
手段は前記支持手段の下方の空間と前記支持手段の上方
の空間とを連結する第４の配管及び前記第４の配管に設
けられた第３の弁を有することを特徴とする原子炉設
備。
【請求項１０】請求項９記載の原子炉設備において、
前記支持手段は、下面の表面に耐腐食材を配置したこと
を特徴とする原子炉設備。
【請求項１１】請求項９記載の原子炉設備において、
前記支持手段の下方の空間と前記水プールとを連結し循
環ループを形成する第６の配管を有することを特徴とす
る原子炉設備。
【請求項１２】請求項９記載の原子炉設備において、
前記第３の弁は所定の温度を超えると溶融する金属で栓
をした構造を有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項１３】請求項９記載の原子炉設備において、
前記第３の弁は、線膨張率の異なる２枚の金属で構成さ
れる伸縮手段と、前記伸縮手段に設けられた仕切り板と
を有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項１４】請求項９記載の原子炉設備において、
前記第３の弁は前記下部ドライウェルの水位により開閉
動作をするフロートと、前記フロートに設けられた仕切
板とを有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項１５】請求項１記載の原子炉設備において、
前記下部ドライウェル内の冷却材を導く排水空間と、前
記排水空間と前記支持手段とを連結する第７の配管及び
前記第７の配管に設けられた第４の弁と、前記圧力容器
の水位が所定値より低下すると前記第４の弁を開放する
第３の制御手段とを有することを特徴とする原子炉設
備。
【請求項１６】請求項１記載の原子炉設備において、
前記格納容器の圧力を低下させる圧力低下手段と、前記
圧力低下手段と圧力抑制室とを連結する第８の配管及び
前記第８の配管に設けられた第５の弁と、前記格納容器
の圧力が所定値を超えると前記第５の弁を開放する第４
の制御手段とを有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項１７】請求項１〜１６のいずれか１項記載の
原子炉設備において、前記支持手段は中心部より周辺部
が高くなっている底部を有することを特徴とする原子炉
設備。
【請求項１８】請求項１〜１６のいずれか１項記載の
原子炉設備において、前記支持手段は放熱を促進するフ
ィンを下面に有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項１９】請求項１〜１６のいずれか１項記載の
原子炉設備において、前記支持手段は冷却材を導く多数
の配管を下方に有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項２０】炉心を内蔵する圧力容器と、前記圧力
容器を配置した格納容器と、該圧力容器へ冷却材を供給
する水プールを備えた圧力抑制室と、前記圧力抑制室と
前記格納容器内のドライウェルとを連結するベント管と
を有する原子炉設備において、前記圧力容器の下方の下部ドライウェルと他のドライウ
ェルとは前記ベント管の上端より高い位置に上端を有す
る第９の配管だけで連結されていることを特徴とする原
子炉設備。
【請求項２１】炉心を内蔵する圧力容器と、前記圧力
容器を配置した格納容器と、該圧力容器へ冷却材を供給
する水プールを備えた圧力抑制室と、前記圧力抑制室と
前記格納容器内のドライウェルとを連結するベント管と
を有する原子炉設備において、前記炉心が溶融する事故の発生時に、前記圧力容器下方
の下部ドライウェルにおいて該炉心を保持する支持手段
と、前記水プールの冷却材を前記支持手段の下方の空間
に供給する第１の冷却手段と、前記水プールの冷却材を
前記支持手段の上方の空間に供給する第２の冷却手段と
を有し、かつ、前記圧力容器の下方の下部ドライウェル
と他のドライウェルとは前記ベント管の上端より高い位
置に上端を有する配管だけで連結されていることを特徴
とする原子炉設備。