【課題】
本発明は、既存の設備に手を加えることなく、原子炉停止時の角落としを早めることが可能な炉水冷却方法および原子力発電所を提案する。
【解決手段】
第２系統の残留熱除去系（ＲＨＲ）を待機させながら第１系統のＲＨＲによって原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内または使用済燃料プール（ＳＦＰ）内の炉水を冷却する炉水冷却方法において、炉水を冷却する予備除熱手段と、原子炉圧力容器または使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段とを待機させておき、予備除熱手段と補助除熱手段の除熱能力の合計が炉水内にある燃料からの発生熱量を上回った段階で、第２系統のＲＨＲの待機を終了することを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉建屋近くの空気温度が周囲での事故等で上昇した場合でも、受動冷却機能が働かなくなってしまう虞のない液体金属冷却原子炉用受動冷却システムを提供する。
【解決手段】原子炉容器１０２を格納する格納容器１０５とサイロ１０６との間に設けたヒートコレクタ１１２とサイロ１０６の間に気体冷却流路１１１の下降流通路１１３、格納容器１０５との間に上昇流通路１１４をそれぞれ形成し、下降流通路１１３に空気取入れ部７、取入れ配管８を介して外部空気を導入して流下させ、さらに上昇流通路１１４を流通させた後に、排出配管１１５、空気排出口１１６を介して外部に放出するようにして冷却を行う受動冷却システム２で、空気取入れ部７を相互間に離間距離を設けると共に空気排出口とも離間して複数設け、かつ格納容器１０５とも格納容器１０５近傍での航空機事故等の影響を受け難い所定の距離以上に設ける。 （もっと読む）

【課題】化学デブリの発生量を抑制することによって、ストレーナの閉塞を防止する原子炉緊急冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１内の上方に設けられ、該原子炉格納容器１内に冷却水を散布するスプレー２と、前記原子炉格納容器１内の下部に設けられ、前記スプレー２から散布された冷却水を貯蔵するサンプ３と、該サンプ３に貯蔵された冷却水を前記スプレー２に供給するために格納容器スプレーポンプ５と、前記スプレー２と前記格納容器スプレーポンプ５とを接続する第１の配管９と、前記サンプ３と前記格納容器スプレーポンプ５とを接続する第２の配管８と、前記冷却水中にケイ素イオンを供給するケイ素イオン供給手段とを備える原子炉緊急冷却装置。 （もっと読む）

【課題】原子炉運転中はヘッドスプレイライン内の非凝縮性ガスをベントラインを介して排出可能とし、原子炉停止時は冷却水を原子炉圧力容器に確実に供給するとともに、ベントライン内での蒸気凝縮によるウォーターハンマー現象を回避する。
【解決手段】原子炉停止時に冷却水を原子炉圧力容器１に供給するヘッドスプレイライン３と、前記ヘッドスプレイライン３に設けられた逆止弁４と、前記ヘッドスプレイライン３に接続され非凝縮性ガスを排出するベントライン１１と、前記ベントライン１１に設けられ運転時は開状態となるベントライン止め弁１２と、を備える原子炉圧力容器ヘッドスプレイシステムにおいて、前記ヘッドスプレイライン３に前記冷却水が供給されたことを検出した後、一定時間後にベントライン止め弁１２を閉とするインターロック機構を備える。 （もっと読む）

【課題】本発明は、加圧軽水炉型原子炉の安全注入水の直接注入方式において、環形降水部の流動誘発振動を防ぐ側面支持台を備え、熱膨脹および収縮時に構造的安全性を有する垂直分割型の非常用用炉心冷却水注入用冷却ダクトに関する。
【解決手段】原子炉の非常用炉心冷却水注入用垂直分割型冷却ダクトは、原子炉の炉心バレルの周囲に沿って配置され、非常用炉心冷却水流入口が直接注入ノズルに対向して配置され、炉心バレルの円筒長手方向に沿って長く形成された原子炉の非常用炉心冷却水注入用垂直分割型冷却ダクトは、冷却ダクトの長手方向に沿って多数の垂直分割ダクトに分割されることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】非常用炉心冷却装置において、小型化並びに低コスト化を可能とすると共に安全性並びに信頼性を向上させる。
【解決手段】原子炉格納容器１１内に加圧水型原子炉１２を配置して構成し、非常時に原子炉格納容器１１または加圧水型原子炉１２に一次冷却水を供給すると共に一次冷却水を回収して循環する冷却水循環経路５１と、原子炉格納容器１１の外部にて冷却水循環経路５１を流れる一次冷却水を空気冷却する冷却装置５２とを設ける。 （もっと読む）

【課題】異常の発生をトリガーとして作動するポンプや弁を不要にする。
【解決手段】第１の冷却材１を循環させる第１の流路２の外壁２ａの内面２ｈに燃料要素３を直接又は熱伝導部材を介して接合すると共に、外壁２ａの外面２ｉが第１の冷却材１とは別系統の第２の冷却材５によって冷却される炉心６を備えている。 （もっと読む）

【課題】中性子検出器の減速材によって減速された中性子が崩壊熱除去系の空気流路に漏れ出して冷却用の空気を放射化させることがない高速炉を提供する。
【解決手段】原子炉容器１を空気で冷却する崩壊熱除去系と原子炉容器１の外側に設けた中性子検出器３０とを備え、中性子検出器３０の周囲に中性子減速材３１が配設されている高速炉において、中性子減速材３１の外側に熱中性子吸収材３２を並設する。熱中性子吸収材３２は、空気流路１９に対向する部分に配設し、また炉心２に対する相対位置に応じてその厚みを変化させることができる。 （もっと読む）

【課題】受動的安全性を備えた液体金属冷却原子炉を提供する。
【解決手段】核燃料炉心２を液体金属３中に沈めた原子炉容器４を格納する格納容器６と、格納容器６を収納するサイロ８と、格納容器６を間隔を置き下方側から覆うサイロ８内に設けた保護容器１１と、保護容器１１と格納容器６との間に形成され、大気を導入流下させ、保護容器６底部近傍で流れ方向を変えて排出する間に格納容器６を外側から冷却する第１空気冷却流路１３とを備えるもので、第１空気冷却流路１３は、液体金属３の原子炉容器４、格納容器６から保護容器１１内への漏出時、漏出液体金属３液面に多数個の中空容器１９を浮かべて第１空気冷却流路１３を閉塞する。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉の停止時に、原子炉圧力容器の上蓋を早期に開放できるようにする。
【解決手段】沸騰水型原子炉は、上部開放端を有する本体胴３８と本体胴３８の上部開放端の上を開閉可能に覆う上蓋２とを備えた原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１内で、上部開放端よりも下方の高さ位置に配置された炉心３４と、本体胴３８の側面を貫通して原子炉圧力容器１内で上部開放端と同じ高さ位置またはそれよりも高い位置に開口部を有する貫通配管３と、を有する。貫通配管３はドライウェルサンプ６、サプレッションプール３３、水位計７、窒素ガス注入ライン５０のいずれかに接続されている。貫通配管３は、上蓋２２をその内側から冷却するスプレイ水を原子炉圧力容器１内に供給するためのヘッドスプレイラインに接続されていてもよい。 （もっと読む）