【課題】
原子炉格納容器における冷却性能が向上することは勿論、全電源喪失時であっても、簡単な構成で電気を使用せずに原子炉格納容器の冷却を行うこと。
【解決手段】
上記課題を解決するために、本発明の原子炉システムは、炉心を内包する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器を取り囲むように設置されたドライウェルと、前記原子炉格納容器の下部に設置され、該原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための圧力抑制プールを保有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを連結するベント管とを備えた原子炉システムにおいて、前記ドライウェル内に、前記原子炉格納容器外から取り入れた空気が流れて前記原子炉格納容器外に排出される空気流路が設置されていることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉事故時に、外部動力電源に頼らずに、粒子状放射性物質の環境への放出を抑制し、かつ、原子炉格納容器の圧力を設計圧力以下に制限する。
【解決手段】原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２を覆う内殻１７と、内殻１７の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェル１９を形成する外殻１８と、を有する。内殻１７は、原子炉圧力容器３の水平方向周囲を取り囲む第１の円筒状側壁４ａと、原子炉圧力容器２の上部を覆う上蓋６と、上蓋６の周囲と第１の円筒状側壁４ａの上端部とを気密に接続する第１のトップスラブ５ａと、を有する。外殻１８は、第１の円筒状側壁４ａの外周を取り囲む第２の円筒状側壁４ｂと、第２の円筒状側壁４ｂの上端部付近と第１の円筒状側壁４ａとを気密に接続する第２のトップスラブ５ｂと、を有する。 （もっと読む）

【課題】原子炉格納容器内の水素を処理する触媒式水素処理装置において、格納容器内部に様々なガスの流れが生じた場合であっても安定した水素処理性能を確保できる水素処理装置を提供することを課題とする。
【解決手段】原子炉格納容器１１内の水素ガスを処理する触媒式の水素処理装置１０において、水素ガスと反応する触媒２と、その触媒２を収容する触媒収納容器８を備え、触媒収納容器８は上部開口部１及び下部開口部３を備える収納容器であって、ガスが通過する上部開口部１の面積が位置によって異なるような部材４を設置することによって、上記課題を解決することができる。 （もっと読む）

【課題】炉心溶融物を保持する流路天板下面の冷却水への伝熱面積を確保しつつ、流路天板の変形を抑制する。
【解決手段】炉心溶融物保持装置に、給水容器１０と、給水容器１０から放射状に延びる複数の流路サポート２１と、流路サポート２１の間に流路サポート２１の給水容器側の端部よりも給水容器１０からの距離が遠い位置から放射状に延びる変形防止板２３と、流路サポート２１および変形防止板２３で下面を支持されて給水容器１０から放射状に広がる傾斜流路天板１８と、を備える。 （もっと読む）

【課題】 原子力発電プラントにおいて使用されるリスク軽減構成部品を提供すること。
【解決手段】 例示的な実施形態は、事故シナリオにおける損傷防止及びリスク軽減に使用するための空間特性及び機械特性の改善を可能にする基盤内部溶融阻止冷却装置（ＢｉＭＡＣ）（１００）を提供する。例示的な実施形態は、原子力規制委員会により要求される最小限の安全マージンを維持しながら、基盤床（６２）及び／又は直径４インチ未満のクーラントチャンネル（１３０）から１０度未満の傾きを有するＢｉＭＡＣを含むことができる。 （もっと読む）

【課題】炉心損傷事故時の注水遅れによるコアキャッチャーの破損リスクおよび溶融炉心落下時の水蒸気爆発リスクを低減する。
【解決手段】原子力発電プラントに、格納容器２の内部で原子炉容器１の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器６２と、その開口部の縁よりも低い位置の出口まで外面に沿って延びる冷却流路５０を形成するペデスタル壁１４などの構造体と、冷却流路５０に冷却水を供給する給水配管１２と、給水配管１２に設けられた給水弁８と、開口部を覆うドレン集積蓋５と、を備える。冷却流路５０をドレン廃液サンプとして用いることで、冷却流路５０に常時冷却水が存在している状態となる。 （もっと読む）

【課題】原子炉格納容器冷却設備により取り込まれる水蒸気やガスの温度を低下させることにより、冷却機能および構造健全性の低下を抑えることができる原子炉格納容器冷却技術を提供すること。
【解決手段】本発明では、原子炉格納容器内部の水蒸気圧を駆動力にしてこの容器内部の水蒸気を取り込み、取り込んだ水蒸気を凝縮させて得た凝縮水を用いて原子炉格納容器を冷却する原子炉格納容器冷却設備において、原子炉格納容器１０のドライウェル１５およびサプレッションチェンバ１６と隔離して設けられ、水蒸気の冷却媒体を貯留する熱交換プール２１と、熱交換プール２１に浸漬され、原子炉格納容器１０のドライウェル１５から水蒸気を取り込むと共にこの水蒸気を熱交換プール２１の冷却媒体と熱交換させて凝縮水とする熱交換器２２と、熱交換器２２から凝縮水を引き出し、この凝縮水を原子炉圧力容器１２に向かって流れるように案内して放出する凝縮水ドレン配管２５とを採用した。 （もっと読む）

【課題】ドライウェル内の不凝縮性ガス濃度を低減して原子炉格納容器からの除熱性能の劣化を抑制する。
【解決手段】ドライウェル２および、圧力抑制プール３０を収容するウェットウェル３を備えた原子炉格納容器１５と、ドライウェル２と圧力抑制プール３０とを連絡するベント管４と、ドライウェル２内に配設された冷却器ケーシング８と、冷却器ケーシング８内に配設されて内部を冷却水が通る冷却器５と、原子炉格納容器１５の外側から冷却器５内へ冷却水を冷却水ポンプ１１によって送る冷却水強制循環系統１４と、原子炉格納容器１５外かつ冷却器５より上方に配置された外部プール１７と、外部プール１７に溜まった冷却水を冷却器５内に供給する重力利用冷却系統と、冷却器ケーシング８と圧力抑制プール３０とを連絡するガス排出配管１８と、を有する。 （もっと読む）

【課題】原子炉事故時における静的冷却系での冷却能力を低下させずに原子炉格納容器外の水プール容量・容積の低減を図る。
【解決手段】原子炉圧力容器３の上部周囲に配置された上端スラブ１３を備えて原子炉圧力容器３を格納する原子炉格納容器２と、原子炉格納容器２の外側に配置され、上端スラブ１３の上方に位置する主貯水部１０９ｂ、１１１ｄおよび、主貯水部１０９ｂ、１１１ｄに連通して上端スラブ１３の側部に位置するピット１２ｂ、１２ｄを含むアイソレーションコンデンサプール９ｂおよび静的格納容器冷却系プール１１ｄと、ピット１２ｂ、１２ｄ内で、上端スラブ１３と同等または下方の位置に配置されて、原子炉格納容器内での事故時の崩壊熱を除去するアイソレーションコンデンサ８および静的格納容器冷却系コンデンサ１０と、を有する。 （もっと読む）

【課題】強制循環炉を格納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と動的安全系と静的安全系を組み合わせたハイブリッド安全系との組み合わせを提供することを目的とする。
【解決手段】ハイブリッド安全系５８は、ベント管２４の上端側の開口部が圧力抑制室２１の天井であるダイアフラムフロアー５５より上方に突出して設けられ、一方、炉心１２は、その上端がダイアフラムフロアー５５よりも下方になるよう配置されて原子炉格納容器５に収容される。ハイブリッド安全系５８は、例えば原子炉冷却材喪失事故時、動的安全系と静的安全系を組み合わせて原子炉圧力容器１１を溝浸けし、その後は静的な安全系のみで炉心１２の冷却を継続できる。 （もっと読む）

【課題】万一、炉心溶融物が原子炉圧力容器の外へ流出した場合に、原子炉格納容器の過度な温度上昇を長期にわたって防止し、かつ炉心溶融物による活性な反応を防止する。
【解決手段】原子炉圧力容器２は略筒状の圧力容器支持ペデスタル３に支持され、下方に下部ドライウェル５、ホッパ９を備え、内部に炉心４を収容する。炉心４が原子炉圧力容器２の外へ溶融して流出する過酷事故が万一、仮に発生した場合に、ホッパ９は、炉心溶融物が飛散しないように受け止めて下方へ案内する。下部ドライウェル５の床面には、このホッパ９から落下してくる炉心溶融物を保持するためのコアキャッチャ１０を備えている。下部ドライウェル５の側壁面および床面とコアキャッチャ１０の側面および底面との間の隙間に圧力抑制プール７の水を循環供給する冷却水路を備えている。 （もっと読む）

【課題】原子炉建屋の小型化および非常用炉心冷却系配管ルートの最短化を達成できる経済的な原子炉建屋を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１の圧力抑制室２２内のサプレッションプール６の下部に非常用炉心冷却系ポンプ１０などの機器を配備するための機器室９を設置し、原子炉格納容器１を内包する原子炉建屋の平面積縮小を実現する。さらに原子炉圧力容器２を支持する圧力容器ペデスタル５に非常用炉心冷却系配管１３の設置スペースを確保することにより、サプレッションプール６から原子炉圧力容器２への注水配管である非常用炉心冷却系配管の設置ルートを最短化する。 （もっと読む）

【課題】床面積を広くすることなく、原子炉容器内の炉心が溶融して原子炉容器を貫通した際に発生する炉心溶融物を冷却する効率を向上させる。
【解決手段】原子炉容器の下方に、給水チェンバー１０と、これに接続された下部入口部２１および上方に開いた上部出口部２２をもった複数の水チャンネル１１、および、水チャンネル１１の上面に取り付けられた耐熱材１２を備えた炉心溶融物冷却装置３０を設置する。複数の水チャンネル１１は上に開いた円錐状となるように組み合わせされている。給水チェンバー１０には注水配管８を介して冷却水が供給される。冷却水は給水チェンバー１０で各水チャンネル１１に分配され、傾きを持った冷却水流路２５を上昇し、上部出口部２２から溢れ、耐熱材１２の上に堆積した炉心溶融物１３を冷却する。また、溢れた水は、循環配管９を通って、給水チェンバー１０に戻される。 （もっと読む）

【課題】従来に比べて更に除熱性能を向上させることができ、更に安全性の向上を図ることのできる格納容器冷却装置および冷却方法を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１０１上部に設置した冷却水プール１０２内に収容された熱交換器１０３と、原子炉格納容器１０１のドライウェル１０４から蒸気を熱交換器１０３に供給する蒸気供給管１０５と、熱交換器１０３から凝縮水および不凝縮ガスを排出するためのドレン管１０７とを有する静的格納容器冷却系設備を具備するとともに、内部を冷却水が流通可能とされた冷却コイル１０９を有し前記ドライウェル１０４内に配設されたドライウェルクーラー１０８と、前記冷却水プール１０２内の冷却水を重力を駆動力として前記冷却コイル１０９内に供給可能とする配管系と、を有する重力利用格納容器冷却系設備を具備している。 （もっと読む）

【課題】 想定される過酷事故に対して、より安全な原子炉格納容器を提供する。
【解決手段】 原子炉格納容器は、原子炉圧力容器２を格納する原子炉一次格納容器３６と、原子炉一次格納容器３６の上方に設置された上部二次格納容器４２と、原子炉一次格納容器３６と上部二次格納容器４２の間を、隔離連通切替手段４５を介して連結する気相ベント管４４と、を有する。気相ベント管４４は、原子炉一次格納容器３６および上部二次格納容器４２の内側でも外側でもよい。また、壁に埋め込むこともできる。上部二次格納容器４２内にイグナイターを設置してもよい。上部二次格納容器４２内の空気を窒素で置換してもよい。上部二次格納容器４２内に重力落下式冠水系プールを配置し、プール内の冷却水を原子炉一次格納容器３６内に導くようにしてもよい。 （もっと読む）

【課題】本発明は、ドライウェル（上部空間）側からウエットウェル（下部空間）側への蒸気の漏洩を防止し、コンデンサの除熱作用を継続できる原子炉格納設備を提供することにある。
【解決手段】本発明は、原子炉格納容器１内に上部空間（ドライウェル）２と下部空間３とを有し、非常炉心注水系を起動させる注水系起動手段と、前記上部空間２と前記下部空間３との差圧を検出する圧力検出手段（１８）とを備え、前記注水系起動手段からの起動信号と前記圧力検出手段からの前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に前記真空破壊弁を強制的に閉弁する閉弁機構（２９，３０，３１）を設けたのである。 （もっと読む）

【課題】原子炉の通常運転時には常用系としてドライウェルの空調を行い、事故時には静的格納容器除熱系として格納容器過圧を防止して格納容器ベントを回避し、同時にMetal-Water反応によって発生した水素を窒素と反応させて除去することで格納容器内の不凝縮性ガス濃度を低減して格納容器の過圧を緩和することのできる原子炉格納容器の過圧防止方法および装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１内の雰囲気を冷却して蒸気を凝縮させる復水器２７と、復水器２７の出口側配管２９上に設けられたブロア２０およびブロア２０の下流に設けられた弁２１と、ブロア２０と弁２１との間で出口側配管２９から分岐した不凝縮性ガス配管２３と、不凝縮性ガス配管２３上に弁２２を介して接続され窒素と水素を反応させてアンモニアを生成する反応器２４と、反応器２４から排出されるアンモニアガスを冷却する熱交換器２５と、熱交換器２５の出口と原子炉のサプレッションプールを結ぶアンモニア排出配管２６とを備えている構成とする。 （もっと読む）

【課題】次世代のＢＷＲプラントに最適な静的安全系と動的ＥＣＣＳを合わせ持つハイブリッド安全系を、最もシンプルで、かつ高信頼度を得ることができる非常用炉心冷却系を提供する。
【解決手段】
動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、各安全区分はそれぞれ２系統の低圧炉心冷却系を有するものとする。第１の安全区分には、低圧炉心冷却系および残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）を２系統設置する。第２の安全区分にも、同じく低圧炉心冷却系として、ＬＰＦＬ／ＲＨＲを２系統設置する。非常用電源として、いずれの安全区分においてもＤＧ５を設置する。 （もっと読む）

【課題】配管の破断事故などによって原子炉圧力容器内の炉心冷却系に故障が生じ、しかも非常用炉心冷却冷却装置やその他の炉心への注水装置が利用できない事態において、ドライウェル内に炉心溶融物落下が発生した場合、炉心溶融物を短い時間で確実に冷却し、原子炉格納容器の極度の圧力および温度の上昇を抑制し、安全性を高める。
【解決手段】原子炉圧力容器２を収納するドライウェル５と、このドライウェル５と壁５ａにより仕切られ、プール水８を貯溜するサプレッションチェンバ６と、前記ドライウェル５とサプレッションチェンバ６とを連通するベント管９とからなる原子炉格納容器１において、原子炉圧力容器２の壁の温度を計測監視し、異常温度上昇を検出したらドライウェル５とサプレッションチェンバ６とを仕切るペデスタル５ａの一部を破壊装置１６により破壊し、サプレッションチェンバ６内に貯溜されているプール水８をドライウェル５内に流れ込ませ、炉心溶融物１３を冷却する。 （もっと読む）