(57)【要約】【課題】炉心溶融事故時に原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を保持できると共に、通常運転時に原子炉圧力容器から漏洩した漏洩水をドレンサンプにより検知できること。【解決手段】炉心を内蔵した原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器内の下部に、原子炉圧力容器から落下する炉心溶融物を保持する耐熱材２１が設置され、この耐熱材は、流路を有する流路付熱材２２と、流路を有しない通常耐熱材２３とを有して構成され、流路付耐熱材は、流路の一端が、原子炉格納容器内の空間に連通され、流路の他端が、漏洩水を回収し検知するドレンサンプに接続されて構成されたものである。【選択図】  図３
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内の下部に設置され、流路を有する耐熱材と、
前記原子炉格納容器の最下部に設置されるドレンサンプと、を有し、
前記耐熱材は、前記流路の一端が前記原子炉格納容器内の空間に連通され、前記流路の他端が前記ドレンサンプに接続されて構成されたことを特徴とする炉心溶融物保持構造。
【請求項２】
前記耐熱材は、流路を有する流路付耐熱材と、流路を有しない通常耐熱材とを備えて構成されたことを特徴とする請求項１に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項３】
前記ドレンサンプは、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器からの漏洩水を回収し検知するよう構成されたことを特徴とする請求項１または２に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項４】
前記原子炉格納容器内には、前記耐熱材の下方で且つ前記ドレンサンプの上方に、炉心溶融物を保持し且つ冷却するコアキャッチャが配置されたことを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項５】
前記耐熱材は、複数の耐熱部材が組み合わされて構成され、このうちの流路付耐熱材は、足部を備えた耐熱部材、または断面コ字形状の耐熱部材が用いられることで流路を形成するよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項６】
前記耐熱材は、複数の耐熱部材が組み合わされて構成され、このうちの流路付耐熱材は、対向して配置される前記耐熱部材間に、これらの耐熱部材よりも小さな寸法の耐熱片を複数個介在させ、前記耐熱部材と前記耐熱片間の隙間により流路を形成するよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至５のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項７】
前記流路付耐熱材の流路の他端と前記ドレンサンプとを接続する配管は、この配管自体が高融点材料で構成され、または前記配管の内側に高融点材料製の内張部材が固着されて構成されたことを特徴とする請求項１乃至６のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項８】
前記流路付耐熱材の流路の他端と前記ドレンサンプとを接続する配管は、この配管の内径よりも小さな寸法の高融点材料製の充填片が、前記配管内に複数個充填されて構成されたことを特徴とする請求項１乃至７のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項９】
前記通常耐熱材は、前記流路付耐熱材よりも薄く構成され、これらの通常耐熱材及び流路付耐熱材上に金属板が設置されて構成されたことを特徴とする請求項１乃至８のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項１０】
前記金属板には、前記流路付耐熱材の流路の一端が連通すると共に前記原子炉格納容器内の空間に開口する開口部が形成され、前記金属板は、前記開口部へ向かって下り勾配に形成されたことを特徴とする請求項９に記載の炉心溶融物保持構造。
【請求項１１】
請求項１乃至１０のいずれか１項に記載された炉心溶融物保持構造を備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、炉心溶融事故時に原子炉圧力容器から落下する炉心溶融物を保持すると共に、通常運転時に原子炉格納容器下部のドレンサンプを用いて原子炉圧力容器からの漏洩水を検知する炉心溶融物保持構造、及びこの炉心溶融物保持構造を備えた原子炉格納容器に関する。
【背景技術】
【０００２】
図１２を用いて従来技術を説明する。水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器１内への給水の停止や、原子炉圧力容器１に接続された配管の破断により冷却材（冷却水）が喪失すると、原子炉水位が低下して炉心２が露出し、炉心２の冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、原子炉は水位低下の信号により自動的に非常停止され、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。
【０００３】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、非常用炉心冷却装置が作動せず、且つ、その他の炉心２への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉圧力容器１内の水位の低下により炉心２は露出して十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって炉心２内の燃料棒の温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至る恐れがある。
【０００４】
このような事態に至った場合には、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器１の下部に溶け落ち、更に原子炉圧力容器の下鏡３を溶融し貫通して、原子炉格納容器４内の床上に落下するに至る。この炉心溶融物は、原子炉格納容器４の床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応して、二酸化炭素や水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させると共に、コンクリートを溶融浸食する。発生した非凝縮性ガスは原子炉格納容器４内の圧力を高め、この原子炉格納容器４を破損させる恐れがある。また、コンクリートの溶融浸食により原子炉格納容器４のバウンダリが破損したり、原子炉格納容器４の構造強度が低下したりする恐れもある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると原子炉格納容器４の破損に至り、原子炉格納容器４内の放射性物質が外部環境へ放出する恐れがある。
【０００５】
特に、原子炉格納容器４の下部に位置するドレンサンプ６に炉心溶融物が侵入すると、炉心溶融物の体積に比して炉心溶融物の上面の面積が小さいため、仮に、注水ライン５で原子炉格納容器４の下部に注水がなされたとしても、炉心溶融物の温度が低下せず、ドレンサンプ６の底部の浸食が進行する恐れがある。なお、ドレンサンプ６は、通常運転時に原子炉圧力容器１等からの漏洩水が流入することでこの漏洩水を検知する機能を有する。
【０００６】
このような事象の進展を防止する対策として、原子炉格納容器４の下部にコアキャッチャ７を設置する。このコアキャッチャ７は、原子炉圧力容器１の下鏡３を溶融し貫通して落下した炉心溶融物を保持し冷却する機能を持つ。炉心溶融物はコアキャッチャ７に保持されて堆積する。この炉心溶融物から発生する崩壊熱は、炉心溶融物の上面からの水による冷却と、コアキャッチャ７の下部に設けられた冷却流路内で水と蒸気の密度差を駆動力として生成される水の自然循環とによって除熱される。
【０００７】
このように、コアキャッチャ７は、原子炉圧力容器１の下鏡３を溶融し貫通した炉心溶融物の全量を保持し且つ冷却する機能が要求されるが、その一方で、ドレンサンプ６は、通常運転時やメンテナンス時に原子炉格納容器４内で発生した漏洩水を回収し検知する機能が要求される。これらの炉心溶融物の保持・冷却機能と漏洩水検出機能とを両立させる構造として、コアキャッチャ７上部に漏水検知床８を設ける構造が開示されている。この構造であれば、コアキャッチャ７の上部で漏洩水を検知することが可能になる。なお、既設炉においてコアキャッチャ７及び漏水検知床８を設けるためには、それらの設置スペースを確保する必要上、原子炉格納容器４の床を一部掘削しなければならない場合がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００９−１４５１３５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
上述の従来技術は、漏水検知床８を設けることで漏洩水検知機能を維持しながら、過酷事故時に炉心溶融物をコアキャッチャ７により保持し冷却する機能を有する。しかしながら、既設炉では、原子炉格納容器４の下部のスペースが狭くまた緩衝物が存在するため、コアキャッチャ７の上部に設置する漏水検知床８として可能な限り薄く物量の少ないものが望まれ、更には漏水検知床８を設置するスペースを確保できない場合もある。
【００１０】
本発明における実施形態の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、炉心溶融事故時に原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を保持できると共に、通常運転時に原子炉圧力容器から漏洩した漏洩水をドレンサンプにより検知できる炉心溶融物保持構造、及びこの炉心溶融物保持構造を備えた原子炉格納容器を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
本発明の実施形態における炉心溶融物保持構造は、原子炉格納容器内の下部に設置され、流路を有する耐熱材と、前記原子炉格納容器の最下部に設置されるドレンサンプと、を有し、前記耐熱材は、前記流路の一端が前記原子炉格納容器内の空間に連通され、前記流路の他端が前記ドレンサンプに接続されて構成されたことを特徴とするものである。
【００１２】
本発明の実施形態における原子炉格納容器は、前記発明の実施形態に記載された炉心溶融物保持構造を備えたことを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１３】
本発明の実施形態によれば、炉心溶融事故時に原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を保持できると共に、通常運転時に原子炉圧力容器から漏洩した漏洩水をドレンサンプにより検知できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】第１実施形態に係る炉心溶融物保持構造が適用された原子炉格納容器を示す縦断面図。
【図２】図１のＩＩ部を拡大して示す拡大断面図。
【図３】（Ａ）が図２のＩＩＩ矢視図、（Ｂ）が図３（Ａ）のＩＩＩＢ−ＩＩＩＢ線に沿う断面図。
【図４】図２のＩＶ部を拡大して示す拡大断面図。
【図５】図４に示す流路付耐熱材の流路を形成する足付耐熱部材を示し、（Ａ）がその平面図、（Ｂ）が図５（Ａ）のＶ−Ｖ線に沿う使用状態の断面図。
【図６】図４に示す流路付耐熱材の流路を形成する溝付耐熱部材を示し、（Ａ）がその平面図、（Ｂ）が図６（Ａ）のＶＩ−ＶＩ線に沿う使用状態の断面図。
【図７】図４に示す流路付耐熱材の流路を形成する耐熱片の使用状態を示す断面図。
【図８】図２のドレン配管を示し、（Ａ）が一変形形態を、（Ｂ）が他の変形形態をそれぞれ示す断面図。
【図９】第２実施形態の炉心溶融物保持構造における耐熱材を示す図３に対応する平面図。
【図１０】図９のＸ−Ｘ線に沿う断面図。
【図１１】図９のＸＩ−ＸＩ線に沿う断面図。
【図１２】従来の原子炉格納容器を示す縦断面図。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明を実施するための形態を、図面に基づき説明する。
［Ａ］第１実施形態（図１〜図８）
図１は、第１実施形態の炉心溶融物保持構造が適用された原子炉格納容器を示す縦断面図である。この図１に示す原子炉格納容器１０は、原子力発電プラントの図示しない原子炉建屋内に設置されて、炉心１２を内蔵する原子炉格納容器１１を収容する。この原子炉圧力容器１１内には、冷却材（冷却水）が炉心１２を水没させるように収容され、この炉心１２の上方に気水分離器１３．蒸気乾燥器１４が順次配置される。また、炉心１２内には図示しない制御棒が配置され、この制御棒は、原子炉圧力容器１１の下鏡に設置された制御棒駆動機構１５により、炉心１２内に挿入または炉心１２から引抜駆動される。
【００１６】
原子炉圧力容器１１は、炉心１２内の燃料棒の発熱により冷却材を沸騰させて蒸気を発生し、この蒸気を気水分離器１３、蒸気乾燥器１４に順次通過させることにより乾き蒸気とする。この乾き蒸気は、図示しない蒸気タービンへ供給されてこの蒸気タービンを駆動し、蒸気タービンに連結された発電機が発電を行う。
【００１７】
原子炉格納容器１０内に収容される原子炉圧力容器１１は、ペデスタル床１６から立設されたペデスタル側壁１７により支持される。これらのペデスタル床１６及びペデスタル側壁１７はコンクリート製である。原子炉格納容器１０内の最下部に位置するペデスタル床１６にドレンサンプ１８が設けられている。このドレンサンプ１８は、原子力発電プラントの通常運転時またはメンテナンス時に、原子炉圧力容器１１またはこの原子炉圧力容器１１に接続された各種配管から冷却材等の水が漏洩したときに、この漏洩水を回収すると同時にこの漏洩水を検知する。
【００１８】
図１及び図２に示すように、原子炉格納容器１０の下部で且つドレンサンプ１８の上方には、炉心溶融事故の発生時に、原子炉圧力容器１１の下鏡を溶融して貫通した炉心溶融物を保持し且つ冷却するコアキャッチャ１９が配置されている。つまり、このコアキャッチャ１９は、原子炉圧力容器１１の下鏡を溶融して貫通し落下した炉心溶融物を受け止めて保持する機能を備える。更に、コアキャッチャ１９は、保持した炉心溶融物を上方から、例えば注水ライン３４から注水した水により冷却すると共に、コアキャッチャ１９の下部及び内部に設けられた冷却流路３５及び３６内を流れる水によって、保持した炉心溶融物を下方から熱伝達により冷却する機能を備える。
【００１９】
ここで、注水ライン３４は、原子炉格納容器１０の外部からこの原子炉格納容器１０及びペデスタル側壁１７を貫通する配管を用いて、原子炉格納容器１０の下部へ注水するものである。また、図２及び図４に示すように、冷却流路３５は、コアキャッチャ１９とペデスタル側壁１７及びペデスタル床１６との間に設けられる。冷却流路３６は、コアキャッチャ１９の内部に設けられると共に、冷却流路３５に連通する。注水ライン３４から注水された水は、冷却流路３５の上部からこの冷却流路３５内に流入した後に冷却流路３６内に流入し、この冷却流路３６内を流れる間に炉心溶融物を冷却すると共に、炉心溶融物の熱で沸騰して蒸気となり、冷却流路３６の上部からコアキャッチャ１９外へ流出する。
【００２０】
更に、原子炉格納容器１０の下部には、コアキャッチャ１９の上方に耐熱材２１が設置される。この耐熱材２１は、具体的にはコアキャッチャ１９の上面に敷設されて、原子炉圧力容器１１から落下した炉心溶融物を直接受け止めて保持する。これらのコアキャッチャ１９及び耐熱材２１を有して炉心溶融物保持構造２０が構成される。
【００２１】
図３及び図４に示すように、耐熱材２１は、流路２４を有する流路付耐熱材２２と、流路２４を有しない通常耐熱材２３とを有して構成される。流路付耐熱材２２の流路２４は、サブ流路２４Ａとメイン流路２４Ｂとが互いに連通して形成され、サブ流路２４Ａの上流端が原子炉格納容器１０内の空間に連通する。また、メイン流路２４Ｂの下流端は、図２及び図３（Ｂ）に示すように、ドレン配管２５を介してドレンサンプ１８に接続される。
【００２２】
耐熱材２１（流路付耐熱材２２、通常耐熱材２３）は、図５（Ｂ）、図６（Ｂ）及び図７に示すように、板状またはブロック状でセラミック製の複数の耐熱部材２６が、積み重ねられ組み合わされて構成される。このうち、流路付耐熱材２２は、例えば、図５（Ａ）及び（Ｂ）に示すように足部２７Ａを備えた足付耐熱部材２７、または図６（Ａ）及び（Ｂ）に示すように溝２８Ａが形成された断面コ字形状の溝付耐熱部材２８が用いられる。これらの足付耐熱部材２７または溝付耐熱部材２８の内側空間により、流路２４（サブ流路２４Ａ、メイン流路２４Ｂ）が形成される。
【００２３】
また、流路付耐熱材２２の流路２４（サブ流路２４Ａ、メイン流路２４Ｂ）は、図７に示すように、対向して配置される耐熱部材２６間に、これらの耐熱部材２６よりも小さな寸法で且つ礫状または球状の耐熱片２９を複数個介在させ、これらの耐熱部材２６と耐熱片２９間の隙間３０により形成されてもよい。
【００２４】
図２及び図４に示す流路付耐熱材２２のメイン流路２４Ｂとドレンサンプ１８とを接続するドレン配管２５は、配管自体が高融点材料で構成されたり、または図８（Ａ）に示すように、配管本体３３を鋼材で構成すると共に、この鋼材製の配管本体３３の内側に高融点材料からなる内張部材３１が固着されることで構成される。更に、ドレン配管２５は、図８（Ｂ）に示すように、配管本体３３を鋼材で構成すると共に、この鋼材製の配管本体３３の内径よりも小さな寸法の高融点材料製の充填片３２が、鋼材製の配管本体３３内に充填されて構成されてもよい。
【００２５】
上述の高融点材料は、２０００℃以上の高融点を有する例えば酸化ジルコニウムや、酸化アルミニウム、タングステンなどが好ましい。また、ドレン配管２５が上述のように構成されることで、炉心溶融物がドレン配管２５内に流入した場合でも、このドレン配管２５が炉心溶融物によって溶融されることがなく、炉心溶融物はドレン配管２５内を流れる間に冷却されて固化される。
【００２６】
以上のように構成されたことから、本第１実施形態によれば、次の効果（１）及び（２）を奏する。
（１）図１〜図４に示すように、原子炉格納容器１０内の下部に設置されて原子炉圧力容器１１から落下した炉心溶融物を直接受け止めて保持する耐熱材２１のうち、流路２４（サブ流路２４Ａ、メイン流路２４Ｂ）を有する流路付耐熱材２２は、サブ流路２４Ａの上流端が原子炉格納容器１０内の空間に連通し、このサブ流路２４Ａに連通するメイン流路２４Ｂの下流端がドレン配管２５介して、原子炉格納容器１１等からの漏洩水を回収し検知するドレンサンプ１８に接続されている。
【００２７】
このため、原子力発電プラントの通常運転時またはメンテナンス時には、原子炉圧力容器１１、またはこの原子炉圧力容器１１に接続された各種配管から漏洩した漏洩水を、流路付耐熱材２２の流路２４（サブ流路２４Ａ及びメイン流路２４Ｂ）に流してドレンサンプ１８へ導くことができるので、このドレンサンプ１８によって漏洩水を検知することができる。
【００２８】
また、炉心溶融事故時には、原子炉圧力容器１１からの炉心溶融物が耐熱材２１（流路付耐熱材２２及び通常耐熱材２３）に直接落下する。このとき、この炉心溶融物が流路付耐熱材２２の流路２４（サブ流路２４Ａ及びメイン流路２４Ｂ）内に流入した際には、流路２４の流路断面積が小さく且つ流路長が長いため、流路２４内の炉心溶融物は流路付耐熱材２２により熱を奪われて固化する。更に、炉心溶融物がドレン配管２５内に万一流入した場合でも、このドレン配管２５が高融点材料の存在によって炉心溶融物により溶融されることがなく、炉心溶融物はドレン配管２５内を流れる間に固化される。従って、炉心溶融物を耐熱材２１（流路付耐熱材２２及び通常耐熱材２３）により好適に保持することができ、ドレンサンプ１８内への流入を確実に阻止できる。
【００２９】
（２）耐熱材２１の下方にコアキャッチャ１９が配置されていることから、耐熱材２１（流路付耐熱材２２及び通常耐熱材２３）に保持されて堆積した炉心溶融物を、コアキャッチャ１９の冷却機能によって好適に冷却でき、この結果、炉心溶融物を確実に固化させることができる。
【００３０】
［Ｂ］第２実施形態（図９〜図１１）
図９は、第２実施形態の炉心溶融物保持構造における耐熱材を示す図３に対応する平面図である。この第２実施形態において、第１実施形態と同様な部分については、第１実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００３１】
本第２実施形態の炉心溶融物保持構造４０が第１実施形態と異なる点は、図９〜図１１に示すように、流路２４を有しない通常耐熱材４１が、流路２４を有する流路付耐熱材２２よりも薄く構成されると共に、これらの通常耐熱材４１及び流路付耐熱材２２上に金属板、例えば鋼板４２が設置された点である。
【００３２】
つまり、流路付耐熱材２２は、上面が鋼板４２を介して炉心溶融物から熱的影響を受け、流路２４が炉心溶融物に接触するので、特に浸食による消失を防ぐために通常耐熱材４１よりも厚く構成する必要がある。これに対し、通常耐熱材４１は、上面が鋼板４２を介して炉心溶融物から熱的影響を受けるだけなので、この第１の理由によって流路付耐熱材２２よりも薄く構成することが可能になる。
【００３３】
また、鋼板４２には、流路付耐熱材２２のサブ流路２４Ａの上流端に連通すると共に原子炉格納容器１０の空間に開口する開口部４３が形成されている。更に、この鋼板４２は、水平な平面形状、または開口部４３へ向かって下り勾配の平面に形成される。鋼板４２が特に開口部４３へ向かって下り勾配の平面の場合には、原子炉圧力容器１１等から漏洩した漏洩水が鋼板４２に流下した際に、その漏洩水を開口部４３へ効果的に導くことが可能になる。
【００３４】
ここで、薄く構成された通常耐熱材４１と鋼板４２との間の空間には、鋼板４２を支持するための支持構造、例えば支柱４４が設置される。このように鋼板４２が支柱４４により支持されることで、この鋼板４２が水平な平面状態に、または漏洩水を鋼板４２の開口部４３に導くような下り勾配の平面状態に維持され、通常耐熱材４１を流路付耐熱材２２と同一厚さ、または流路付耐熱材２２よりも厚くに構成する必要がない点が、通常耐熱材４１を流路付耐熱材２２よりも薄く構成した第２の理由である。
【００３５】
以上のように、本第２実施形態の炉心溶融物保持構造４０においても、コアキャッチャ１９の上面に通常耐熱材４１及び流路２４を有する流路付耐熱材２２が設置されたことから、第１実施形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（３）を奏する。
【００３６】
（３）通常耐熱材４１は、流路２４を有する流路付耐熱材２２よりも薄く構成され、且つこの流路付耐熱材２２よりも広範囲に設置されている。耐熱材が高コストであることを考慮したとき、広範囲に亘る通常耐熱材４１が流路付耐熱材２２よりも薄く構成されることで耐熱材の総量を削減できるので、炉心溶融物保持構造４０のコストを低減できる。
【００３７】
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができ、また、それらの置き換えや変更は、発明の範囲や要旨に含まれると共に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【００３８】
例えば、上述の両実施形態では、炉心溶融物保持構造２０、４０がコアキャッチャ１９を有するものを述べたが、特に既設の原子炉格納容器１０においてペデスタル床１６と原子炉圧力容器１１とのスペースを十分に確保できない場合には、コアキャッチャ１９を削除し、第１実施形態の流路付耐熱材２２及び通常耐熱材２３、または第２実施形態の流路付耐熱材２２、通常耐熱材４１及び鋼板４２によって炉心溶融物保持構造を構成してもよい。
【符号の説明】
【００３９】
１０…原子炉格納容器、１１…原子炉圧力容器、１２…炉心、１８…ドレンサンプ、１９…コアキャッチャ、２０…炉心溶融物保持構造、２１…耐熱材、２２…流路付耐熱材、２３…通常耐熱材、２４…流路、２４Ａ…サブ流路、２４Ｂ…メイン流路、２５…ドレン配管（配管）、２６…耐熱部材、２７Ａ…足部、２７…足付耐熱部材、２８…溝付耐熱部材、２９…耐熱片、３０…隙間、３１…内張部材、３２…充填片、４０…炉心溶融物保持構造、４１…通常耐熱材、４２…鋼板、４３…開口部
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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