【課題】サプレッションチェンバ及びベント管の少なくともいずれかに破損箇所が存在する可能性が高い原子炉格納容器の冠水方法であって、原子炉格納容器の冠水に必要となる止水材や水の量を出来る限り抑えつつ原子炉格納容器を冠水させる。
【解決手段】ベント管に止水材を供給する止水材供給経路を確保できるかを判断する経路判断工程と、経路判断工程にて止水材供給経路を確保できると判断した場合に、ベント管内に止水材を充填するベント管閉塞工程とを有し、ベント管閉塞工程の後に、原子炉格納容器に水を供給する水供給工程を行う。 （もっと読む）

【課題】溶融物の捕集装置において、原子炉から落下する溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図る。
【解決手段】加圧水型原子炉１２の下方のキャビティ８６を設け、このキャビティ８６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して加圧水型原子炉１２から落下する溶融物を受け止める捕集板９３を設け、この捕集板９３に所定の間隔で複数の凹部９４を形成し、複数の凹部９４の間に冷却水流通路９５を設ける。 （もっと読む）

【課題】溶融物の捕集装置において、原子炉から落下する溶融物を早期に冷却することで安全性の向上を図る。
【解決手段】加圧水型原子炉１２の下方にキャビティ８６を設け、このキャビティ８６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して加圧水型原子炉１２から落下する溶融物を拡散する傾斜板９３を設け、この傾斜板９３に所定の間隔で複数の球面凹部９４を千鳥状に形成する。 （もっと読む）

【課題】放射性物質、Ｆｅ、Ｚｒをそれぞれ別々に分離して回収する炉心溶融物の処理方法を提供する。
【解決手段】炉心溶融物の処理方法は、炉心溶融物を陽極に装荷し（Ｓ１１）、陰極に金属Ｚｒを電解析出させる工程（Ｓ１２）と、交換した陰極に金属Ｆｅを電解析出させる工程（Ｓ１３）と、第１ガスをバブリングして陽極の雰囲気の酸化性を高める工程（Ｓ１４）と、交換した陰極にＵ酸化物を電解析出させる工程（Ｓ１５）と、第２ガスをバブリングして陽極の雰囲気の酸化性をさらに高める工程（Ｓ１６）と、交換した陰極にＵ酸化物及びＰｕ酸化物の混合物を電解析出させる工程（Ｓ１７）と、陽極に残留する残留物を回収する工程（Ｓ１８）と、電解浴１２に含まれる核分裂生成物を回収する工程（Ｓ１９）と、を含む。 （もっと読む）

【課題】 従来、臨界系核分裂動力炉の安全は定量的な災害を想定して、その災害に遭遇しても、これに耐えて機能を喪失しないよう設計されてきた。定量的な想定には限界があり、決して１００％の安全を保障するものではない。すなわち、安全性を担保するために壊れないように設計することには限界がある。発想を変えて定性的な事故を想定すると安全性の本質が変わる。「壊れないから安全」を実現することが不可能だが、「安全に壊す」ことは可能である。この「安全に壊す」機能を原子炉のシステムの一部として試みられた前例が無い。
【解決手段】 本発明は、臨界系核分裂炉において、「冷却機能喪失」という定性的な事故を想定して、「壊れても安全」になるような装置を具体的に考慮して、さらに、原子炉の系内に誘発性放射線吸収物質を蓄え、短時間にこれを炉心に充填することで原子炉を「安全に壊す」装置を原子炉に組み込む概念と方法を具体的に提供する。 （もっと読む）

【課題】原発の事故を、未然に防止する。
【解決手段】非常時源発自動停止のプログラムを、格納容器の出口つまり、蒸気配管途中の蒸気開閉弁を閉じない、に変更する。 （もっと読む）

【課題】原子力プラントの事故として炉心溶融を想定したときに、その原子力プラントの安全性を高める。
【解決手段】原子力プラントは、炉心１０を収容する原子炉容器１１と、原子炉容器１１を格納する原子炉格納容器１２と、原子炉容器１１の下方でかつ原子炉格納容器１２内に配置された輻射熱反射部材３０と、を有する。輻射熱反射部材３０は、炉心１０が事故によって溶融した状態の溶融炉心３１が原子炉容器１１の下方に流出して原子炉格納容器１２内下部に堆積しているときに溶融炉心３１から放出されて原子炉格納容器１２の側壁面に向かう輻射熱を遮る。 （もっと読む）

【課題】水蒸気爆発が発生した場合であっても、炉心溶融物保持装置における炉心溶融物の冷却機能が喪失する可能性を低減し、従来よりも炉心溶融物の冷却継続性を高めた炉心溶融物保持装置を提供する。
【解決手段】炉心溶融物保持装置６０Ａは、ペデスタルで炉心溶融物を保持する耐熱材の下面に配置され耐熱材の熱を除熱する除熱板２１と、冷却材の供給を受け、除熱板２１を除熱する冷却流路２７とを具備し、冷却流路２７は、ペデスタルの横断面に現れる円を当該円の半径によって複数に分割される分割流路は、除熱板２１を上面、ペデスタル床面上に配置される基礎部材３１を底面、除熱板２１を支持する垂直壁３２を側面とする前記冷却材の流れ方向に垂直方向の断面が矩形となる流路であり、この流路の二つの垂直壁間、かつ、底面上に除熱板が変形した際に当該除熱板を支持する変形抑制部材３５を設置した。 （もっと読む）

【課題】従来よりも、原子炉格納容器に生じ得る熱損傷の程度を緩和し、原子炉格納容器の健全性低下を抑止する炉心溶融物保持装置を提供する。
【解決手段】第１の炉心溶融物保持装置３０Ａは、原子炉圧力容器１の下方に位置し、原子炉圧力容器１を支える円筒状のペデスタル側壁５とペデスタル床９によって囲まれるペデスタル領域に形成される炉心溶融物保持装置であり、前記ペデスタル領域で炉心溶融物を保持する耐熱材８と、耐熱材８とペデスタル床９との間に設けられ、冷却材を供給する冷却流路と、を具備し、前記冷却流路は、冷却材が供給される給水ヘッダ７と、ペデスタル側壁５の内周面に沿って周方向に形成されたライザー流路３２と、給水ヘッダ７と一端が接続され、他端がライザー流路３２と接続される複数の並行流路である冷却チャンネル３１とを有する。 （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】炉心溶融物の熱によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能であり、さらに炉心溶融物の落下による機械的衝撃にも耐えうる炉心溶融物の保持装置を提供する。
【解決手段】実施形態によれば、原子炉圧力容器の下方に設けられる炉心溶融物の保持装置であって、前記保持装置は、耐熱層と、この耐熱層よりも圧縮強度の低い衝撃緩和層とを具えるようにして構成する。 （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】所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能な新規な構成の炉心溶融物の保持装置を提供する。
【解決手段】実施形態の炉心溶融物の保持装置は、原子炉圧力容器の下方に設けられる炉心溶融物の保持装置であって、前記保持装置は、酸化物セラミックスを含み、少なくとも水平方向に所定の空隙を有するようにして敷設された複数のブロックからなる耐熱層を具える。また、前記複数のブロックにおける隣接したブロック同士の、前記空隙に相当する接合部の表面に形成された、タングステン、モリブデン、タンタル、ニオブ、レニウム、ハフニウム、ジルコニウム及びチタンからなる群より選ばれる少なくとも一つの金属を含む被覆材を具える。 （もっと読む）

【課題】炉心溶融物の熱によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能な、実用に供することのできる炉心溶融物の保持装置を提供する。
【解決手段】原子炉圧力容器の下方に設けられる炉心溶融物の保持装置であって、前記保持装置は、炉心溶融物の温度より、融点又は沸点の低い第１の材料を含む冷却層を具えるようにして構成する。 （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】簡素な構造により冷却水流路の破損を防止することが可能な炉心溶融物保持装置を提供する。
【解決手段】給水容器１１、給水流路１５、給水容器の外縁に放射状に設けられ流路サポート２１により仕切られた複数の冷却水流路１１を有し、この冷却水流路１１は傾斜冷却水流路底板１７と、流路サポート２１と変形防止板２３との上に載置されており、各々の冷却水流路１１における傾斜冷却水流路底板１７と流路サポート２１とでＬ字型形状を形成し、各々の冷却水流路１１の傾斜冷却水流路底板１７と流路サポート２１とは溶接により接合され、変形防止板２３は傾斜冷却水流路底板１７の上面に溶接により接合されている。 （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】異物の落下によるコアキャッチャの破損および冷却流路の閉塞を防止する。
【解決手段】炉心溶融物保持装置の本体は、上に開いた保持容器とこの保持容器の内面に敷設された耐熱材１２と給水容器１０とを備える。冷却流路１１は、保持容器の外周部に形成されて上に開いた出口開口８１まで給水容器１０から保持容器の外面に沿って延びる。給水流路７１，７２は、出口開口８１とペデスタル側壁１６との間に形成されて上に開いた入口開口８２から給水容器１０まで延びる。出口開口８１および入口開口８２は、上方に間隔を置いて設けられた環状のカバー１８で覆われる。カバー１８の中央に形成された貫通部と耐熱材１２の上面との間には、金網状の緩衝体１７が配置される。 （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）