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Fターム[2G002AA01]の内容

原子炉の緊急防護のための構成 (640) | 炉型 (132) | 沸騰水型(BWR) (90)

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【課題】定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができ、異常事象時におけるドライウェルヘッド内の可燃性ガスを排出できる原子炉格納容器を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器2は、原子炉格納本体容器3の上端にドライウェルヘッド4を着脱可能に取り付けている。水素ガス排出通路13が、ドライウェルヘッド4の内面に設置され、ドライウェルヘッド4内側の領域6の頂部に配置されるガス流入口15を有する。水素ガス排出通路14が、原子炉格納本体容器3の上端部の内面に設置され、原子炉格納本体容器3の外面に取り付けられる水素ガス排出管16に接続される。分離された水素ガス排出通路13及び水素ガス排出通路14は、ドライウェルヘッド4を原子炉格納本体容器3に取り付けたときに互いに接触し、水素ガス排出通路13が水素ガス排出通路14に連絡される。 (もっと読む)


【課題】低酸素濃度環境における水素処理性能を向上できる原子力プラントの水素処理設備を提供する。
【解決手段】原子力プラントの水素処理設備は、触媒式水素処理設備であり、板状の複数の触媒カートリッジ5をケーシング内に配置している。ケーシング内には、複数の触媒カートリッジ5で仕切られた複数のガス通路9が形成される。各触媒カートリッジ5は、酸素吸蔵・放出材7で作られた担体部材6の表面に、触媒金属(白金)8を担持して構成される。水素処理設備は窒素ガスが充填された原子炉格納容器内に配置される。冷却材喪失事故時に、原子炉圧力容器に接続された配管に生じたき裂から原子炉格納器内に放出された蒸気及び水素を含む窒素ガスがガス通路9に供給される。ガス通路9に流入した窒素ガスに含まれる水素は触媒金属8の作用により酸素吸蔵・放出材7から放出された酸素と反応して水を生成する。 (もっと読む)


【課題】能動機器特に循環ポンプをできる限り回避する凝縮室用冷却系を提供する。
【解決手段】凝縮室42と、凝縮室42の外側に設けられた少なくとも1つの熱交換器48とを有する。凝縮室42には、縦長の冷却モジュール54が設けられており、冷却モジュールは、上方領域に、蒸発室を有する。冷却モジュール54は、更に、少なくとも1つの昇水管および少なくとも1つの降水管を有する。昇水管および降水管の各々の上端は、蒸発室に通じており、各々の下端は、凝縮室に位置している。蒸発室から熱交換器48へ延びる第1の圧力管56が設けられており、熱交換器から、第2の圧力管58が、凝縮室で、最低液面の下方に通じている。かくして、凝縮室と、圧力管56,58と、冷却モジュール54と、熱交換器48とによって、受動的な閉鎖型の冷却回路が形成される。 (もっと読む)


【課題】設置コストを増加させることなく炉心溶融物保持構造物の設置容易化を図った炉心溶融物保持装置等を提供する。
【解決手段】炉心溶融物保持装置10Aは、炉心溶融物4を受け止めて保持する保持面と、自己の周囲を満たす冷却材1を内部に導入した冷却材との熱交換によって装置全体を冷却する冷却手段とを具備し、少なくとも一組の平行な面を有し、前記平行な面の一つである第1の面を底面として配置した際に、側面21に貫通孔22が設けられた多面体であって、この多面体を前記側方に隣接させて配置した際に貫通孔22を介して前記多面体同士が連通するように構成された炉心溶融物保持構造体20A,20Bを、複数個配置することによって構成される。 (もっと読む)


【課題】原子炉格納容器の外面を冷却ができ、この冷却に用いた冷却水を再利用できる原子炉格納容器の冷却方法を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器6が、原子炉圧力容器2を配置するドライウェル43を形成するドライウェル容器44、ドライウェル容器44に接続されてドライウェル43に連絡されている複数の排出管9、及び各排出管9が挿入されてドライウェル容器44の底部を取り囲み圧力抑制プール11を形成する環状の圧力抑制室8を有する。ドライウェル容器44を取り囲む、生体遮へい壁16とドライウェル容器44との間に形成される環状の隙間26内に冷却水を供給する。ドライウェル容器44を冷却しながら隙間26内を落下する冷却水が、圧力抑制室8が設置される環状の圧力抑制室設置室28に回収される。圧力抑制室設置室28に回収された冷却水を隙間26内に供給し、上記の冷却に再利用する。 (もっと読む)


【課題】任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内の気体をベントすることができるとともに、全交流電源喪失、空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失が発生した際にも、原子炉格納容器内の気体をベントすることのできる原子炉格納容器の減圧装置等を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して放出する排気管と、排気管内の気体圧力を駆動源として開動作し排気管を介した気体の移送を許容する自力開閉式第1隔離弁と、排気管の気体を自力開閉式第1隔離弁の駆動部に導入するための導圧配管と直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第1隔離弁駆動用ラインと、排気管の自力開閉式第1隔離弁より下流側に配設され、排気管内の気体圧力を駆動源として開動作する自力開閉式第2隔離弁と、排気管の気体を自力開閉式第2隔離弁の駆動部に導入するための導圧配管と直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第2隔離弁駆動用ラインとを有する。 (もっと読む)


【課題】任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内のガスをベントすることができるとともに、放射性物質のリークが生じた場合も安全に処理することができる原子炉格納容器の減圧装置を提供すること。
【解決手段】原子炉格納容器2に第1隔離弁12を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔15に移送する排気管13と、排気管13の途中に第2隔離弁14を介して接続された非常用ガス処理系11と、排気管13の第2隔離弁14の上流側から分岐する緊急排気管13cと、緊急排気管13cに直列に配置された複数の止め弁18と、緊急排気管13cの前記複数の止め弁18の下流側に配置された放射線モニター19と、放射線モニター19の出力により第2隔離弁14を開放するとともに非常用ガス処理系11を起動させる制御手段20とを備える。 (もっと読む)


【課題】格納容器内の給水管が破断した場合、この格納容器の内部における圧力及び温度の上昇を抑制する原子力プラントを提供する。
【解決手段】原子力プラント10は、核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器11と、この水蒸気の熱エネルギーを運動エネルギーに変換する高圧タービン13及び低圧タービン14と、熱エネルギーを放出した水蒸気を冷却して凝縮水16にする復水器15と、この復水器15から原子炉圧力容器11に戻る凝縮水16が流動する配管30と、原子炉圧力容器11を格納する格納容器12の内部に凝縮水16が流出したことを検知する検知部42と、その検知結果に基づいて配管30に冷却水48を放出する蓄水部40と、を備えている。 (もっと読む)


【課題】 長期的に原子炉格納容器内部の発生熱を原子炉格納容器外部へ輸送をすることができ、かつ原子炉建屋の耐震性能への影響が少ない原子炉格納容器の熱輸送装置を提供する。
【解決手段】 原子炉格納容器の熱輸送装置1は、原子炉格納容器22の内側において設けられ、この原子炉格納容器22内の発生熱31を受熱し、内部を流れる冷媒32に受熱した発生熱31を与える受熱部2と、前記原子炉格納容器の外側であって、タンク上面が原子炉圧力容器23の上頂よりも下方に位置するように設けられ、内部において冷却材33を収容し、冷却材33を所定温度以下に保つ冷却手段を有する冷却タンク3と、内部を流れる冷媒32の熱を冷却材33へ放熱する放熱部4と、受熱部2と放熱部4を連結して冷却ループ51を形成し、この冷却ループ51内において冷媒32を循環させるヒートパイプ5とを備える。 (もっと読む)


【課題】水素処理性能の低下をさらに抑制できる原子炉格納容器の水素処理設備を提供する。
【解決手段】水素処理設備1は、ケーシング2、複数の触媒カートリッジ3およびヨウ素吸着材カートリッジ4を有する。内部に触媒を充填した板状の複数の触媒カートリッジ3が、ケーシング2内に設置され、ケーシング2内に平行に並んで配置されている。触媒カートリッジ3の相互間には、ガス通路5が形成される。ヨウ素吸着材を内部に充填した板状の複数のヨウ素吸着材カートリッジ4が、ケーシング2内に設置され、ケーシング2内に平行に並んで配置されている。ヨウ素吸着材カートリッジ4は、触媒カートリッジ3の真下に配置され、ヨウ素吸着材カートリッジ4の横断面積および横断面形状は、触媒カートリッジ3のそれらと同じである。ヨウ素吸着材カートリッジ4の相互間には、ガス通路5が形成される。 (もっと読む)


【課題】原子炉圧力容器を格納する格納容器の冷却構造に関し、空気流路内の自然対流の流れ低下を効果的に抑制する。
【解決手段】原子炉圧力容器52を格納する格納容器10と、格納容器10の外側面から空間を隔てて設けられ取入口20を有する壁部11と、壁部11の上部に設けられ排気口26を有する屋根部12と、屋根部12の下面から格納容器10の外側面と壁部11の内側面との間を下方に向かって延設され取入口20から壁部11の内側面に沿って下方に向かうとともに格納容器10の外側面に沿って上方に折り返される空気流路22,23を区画形成する隔壁板13とを備え、格納容器10の外側面と対向する隔壁板13の表面には無数の凹凸部αを設けた。 (もっと読む)


【課題】原子炉格納容器の表面の製作精度に左右されることなく、原子炉格納容器の表面を均一に冷却することが可能となる原子炉格納容器の冷却設備を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器2の上方に設けた散水ノズル12により冷却水を散水して冷却する原子炉格納容器の冷却設備であって、前記散水ノズル12は、前記原子炉格納容器2の中心軸に平行に回転可能な回転軸13と、該回転軸13から径方向外方に延出されると共に所定の方向に屈曲された複数のノズル部14とを備え、前記ノズル部14には冷却水の噴射力で前記回転軸13を回転させると共に冷却水を前記原子炉格納容器2の上面全体に噴射するための噴射方向を設定した複数の噴射孔15〜18が設けられている。 (もっと読む)


【課題】原子炉圧力容器を格納する格納容器の冷却構造に関し、冷却水を格納容器の外表面上に均一に分散させて、格納容器の冷却効率を向上する。
【解決手段】原子炉圧力容器51を格納する格納容器10と、格納容器10を取り囲むように格納容器10から空間を隔てて立設される原子炉建屋11,12と、格納容器10の外表面に冷却水を供給する冷却水供給手段13,14とを備え、格納容器10の外表面に、冷却水供給手段13,14から供給される冷却水を格納容器10の外面上に均一分散させる無数の微小突起16を設けた。 (もっと読む)


【課題】通常運転時には主蒸気系統の圧力損失を抑えることによりプラントの運転効率低下を抑制する一方で、主蒸気管の破断時には圧力損失を生じさせることにより主蒸気管内の逆流を抑制し、これにより破断面からの流出量を最小限にする。
【解決手段】複数の原子炉側主蒸気管13とタービン側主蒸気管18が接続された原子力プラントの主蒸気ヘッダ3において、前記各原子炉側主蒸気管13は前記主蒸気ヘッダ3の内側に突出部14を有する。 (もっと読む)


【課題】原子力発電プラント内のH2およびO2などの滞留した非凝縮性ガスが燃焼することにより損傷を受けやすい設備から非凝縮性ガスを静的に除去するシステムを提供する。
【解決手段】システムは、静的格納容器冷却系(PCCS)コンデンサの下部ヘッダに設置した触媒プレート105と、PCCSコンデンサの凝縮チューブまたはPCCSコンデンサの環状出口の内面の触媒充填部材および/または触媒コーティングとを含む。構造は、水の形成を抑制すると共に非凝縮性ガスとの接触を促進する表面または疎水性要素を有してもよい。原子力発電プラント内の非凝縮性ガスは、このシステムを個々にまたは組み合わせて設置および使用することによって除去される。内部で非凝縮性ガスの再結合を容易にするために、PCCSコンデンサの運転圧力を増大させてもよい。 (もっと読む)


【課題】本発明は、静的格納容器冷却設備の蒸気冷却熱交換器を格納容器外部に設置するシステムにおいて、窒素や水素などの非凝縮性ガスが存在した場合でも静的格納容器冷却設備の除熱性能の低下を抑制可能な手段を提供することである。
【解決手段】本発明は、少なくとも2つ以上の蒸気冷却熱交換器と、前記ドライウェル内の蒸気または蒸気と非凝縮性ガスの混合気体を引き込む気体引込手段と、該気体引込手段から前記蒸気冷却熱交換器の間に設けられた非凝縮性ガス分離装置とを有し、該非凝縮性ガス分離装置内で分離された蒸気または蒸気と非凝縮性ガスの混合気体をそれぞれ別の前記蒸気冷却熱交換器に導くことを特徴とする。 (もっと読む)


【課題】炉心溶融物冷却装置内の冷却流路の冷却水中にナノ粒子を沈殿や堆積が生じないように供給する
【解決手段】炉心溶融物冷却装置7は、断熱材42と冷却流路天板93とからなる堆積床を有している。堆積床の上面は、炉心溶融物41が堆積する堆積面である。堆積床の下方には、冷却流路43が形成されている。堆積床の冷却流路43に面する側すなわち冷却流路天板93の少なくとも一部は、ナノ粒子を含有する多孔質材料で形成されている。炉心溶融物41が落下した際に、冷却流路天板93で沸騰が生じると、それに伴って、多孔質材料の孔に含有されたナノ粒子が冷却水中に放出される。 (もっと読む)


【課題】ポンプなどの動的機器および格納容器外の冷却水タンク等を用いずに、事故時の原子炉格納容器内の雰囲気を長期的に除熱する。
【解決手段】原子炉格納容器1の外部に設けられた少なくとも一つのダクト5と、前記ダクト5の内部に配置された熱交換機3bと、前記格納容器1の内部に配置された少なくとも一つの熱交換機3aと、前記ダクト5内及び格納容器1内に配置された熱交換機3a、3bを接続するヒートパイプ4とを備える。 (もっと読む)


【課題】炉心溶融物保持装置の設置後の位置のずれを抑制する。
【解決手段】原子炉格納容器に、炉心溶融物保持装置と、スペーサ26とを備える。炉心溶融物保持装置は、ペデスタル床の上に載せられてペデスタル側壁11の内面と間隙を挟んで向かい合う外周面を持ち、その外周面の内側に上に開いた保持容器と保持容器の下方に設けられた給水容器とを備えている。炉心溶融物保持装置の外周面とペデスタル側壁11の内面との間の間隙から給水容器には、給水流路が延びる。給水容器から保持容器の下面に沿って、冷却流路が延びる。スペーサ26は、炉心溶融物保持装置の外側ライザー20の上端に引掛り、外側ライザー20の外側とペデスタル側壁11の内面との間に延びていて、炉心溶融物保持装置の偏心を防止する。 (もっと読む)


【課題】苛酷事故で原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制する手段を、環境への放射性物質の放出や可燃性ガスの酸素との反応を防止しつつ経済性を考慮して実現すると共に、通常運転時に上部原子炉建屋へ立ち入る作業員のリスクを低減する。
【解決手段】原子炉建屋は、原子炉格納容器3とその領域を囲う付属建屋の上方に上部原子炉建屋9を有し、上部原子炉建屋9の上部に気密空間13を設置し、ウエットウエル5と気密空間13とを、ウエットウエル5内の圧力が上昇し制限値に近づいた場合に開放される破裂板11を介して放出配管14で接続し、気密空間13を隔離弁16を介して真空排気系統の真空ポンプと接続し、真空排気系統の作動および隔離弁16の開動作は、過酷事故発生信号の発生を契機とし、ウエットウエル5内の圧力が破裂板11が開放される圧力に到達する以前に真空ポンプを停止し隔離弁16を閉とする運転を行う。 (もっと読む)


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