(57)【要約】【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。【選択図】  図１
2008241657.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器が設けられた圧力容器支持ペデスタルと、
前記原子炉圧力容器に収容された炉心と、
前記原子炉圧力容器の下方に設けられた下部ドライウェルと、
前記圧力容器支持ペデスタルの周囲に設けられた圧力抑制室と、
前記圧力制御室に水が蓄えられた圧力抑制プールと、
前記原子炉圧力容器の周囲に設けられた上部ドライウェルと、
を備えた原子炉格納容器において、
前記原子炉圧力容器の下方に設置されて、前記炉心からの炉心溶融物が飛散しないように受け止めて案内するホッパと、
前記下部ドライウェルの床面に設けられた、炉心溶融物を保持するコアキャッチャと、
前記下部ドライウェルの側壁面および床面と前記コアキャッチャの側面および底面との隙間で構成された冷却水流路隙間と、
前記冷却水流路隙間に前記圧力抑制プールの水を供給する冷却水路と、
を備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
前記ホッパの内表面層が高融点材料、中間層が低熱伝導材料、外表面層が高延性材料で構成されたことを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器。
【請求項３】
前記コアキャッチャの内表面層が高融点材料、中間層が低熱伝導材料、再外層が高延性材料で構成されたことを特徴とする請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
【請求項４】
前記コアキャッチャ内側にペレット状に成形したガラス体が敷設されたことを特徴とする請求項１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項５】
前記コアキャッチャ内側にペレット状に成形したガラス体とペレット状に成形した中性子吸収体とが混合されて敷設されたことを特徴とする請求項１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項６】
前記冷却水流路隙間は、前記下部ドライウェルの側壁面および床面と前記コアキャッチャの側面および底面との隙間に連通して設けられ、コアキャッチャの側面の頂上部で密閉されて構成され、
前記冷却水路は、前記冷却水流路隙間の底部と圧力抑制室プールの低い位置に接続させて連通させた連通管と、前記冷却水流路隙間の上部と圧力抑制室プールの高い位置に接続させて連通させた連通管と、で構成されたことを特徴とする請求項１から５のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項７】
前記冷却水流路隙間は、前記下部ドライウェルの床面と前記コアキャッチャの底面との隙間がコアキャッチャの側面の底部で密閉されて構成され、
前記冷却水路は、前記冷却水流路隙間の底部と圧力抑制プールの低い位置に接続させて連通させた連通管と、前記冷却水流路隙間の外周部と圧力抑制プールの高い位置に接続させて連通させた連通管とで構成されたことを特徴とする請求項１から５のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項８】
前記コアキャッチャの底部が逆錐状に構成され、
前記冷却流路隙間は前記コアキャッチャの逆錐状の底部形状に沿うように構成されたことを特徴とする請求項１から７のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項９】
熱交換器と、
前記熱交換器に接続された冷却装置と、
前記熱交換器と前記冷却装置を循環する冷媒と、
前記冷媒を循環させるための循環ポンプと、
を備え、前記熱交換器の高温部を前記圧力抑制室プールに浸漬して、圧力抑制プールを冷却するように構成されたことを特徴とする請求項１から８のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項１０】
ヒートパイプと、
前記ヒートパイプに接続する凝縮冷却部と、
前記ヒートパイプと前記冷却装置を循環する冷媒と、
を備え、前記ヒートパイプの高温部を前記圧力抑制室プールに浸漬して、圧力抑制プールを冷却するように構成されたことを特徴とする請求項１から８のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項１１】
前記凝縮冷却部を前記上部ドライウェル内に設けることを特徴とする請求項１０に記載の原子炉格納容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力発電所の原子炉格納容器であって、特に、万一、炉心溶融物が原子炉圧力容器の外へ流出した場合であっても、温度や内圧の上昇を抑制し安全を確保する原子炉格納容器に関する。
【背景技術】
【０００２】
将来型の原子炉において、設計基準を超える仮想の過酷事象に対しても、安全対策が義務づけられる傾向にある。このような仮想の過酷事象の例として、原子炉圧力容器内の炉心が溶融し圧力容器から流出する場合が想定される。
【０００３】
かかる仮想事故に対する公知技術は以下のものがある。
【０００４】
特許文献１は、想定される仮想の過酷事象である炉心溶融事故時に原子炉格納容器内の圧力容器下方に溶融した炉心を保持する装置（受け皿）を設置し、この炉心保持装置を下部ドライウェル内に圧力抑制プールの水を連通して溜めておいた冷却水に浸漬させて間接的に炉心溶融物を冷却する。
【０００５】
特許文献２は、下部ドライウェルに溶融炉心の保持手段を設置し、保持した炉心溶融物の上と炉心保持手段の下との両方から圧力抑制プール水を供給して炉心溶融物を冷却する。
【０００６】
特許文献３は、下部ドライウェル床面にヒートパイプを埋め込んだ厚板ガラスを設置し、炉心溶融物のガラス内への溶解による炉心溶融物内の活性金属の安定化と、圧力抑制プール水をヒートパイプの凝縮部へ供給して炉心溶融物を冷却する。
【０００７】
特許文献４は、下部ドライウェル床面に溜めたプール水中に炉心溶融物の回収冷却装置を浸漬し、炉心溶融物を回収し冷却する。この回収冷却を効果的に行うために回収冷却装置を構成する回収壁を蛇腹状に形成するなどしている。
【０００８】
特許文献５は、原子炉の下部に円錐型構造物または傾斜した平板構造物を設置し、炉心溶融物を円錐型構造物または傾斜した平板構造物で一旦受け止めて、小径の液滴とならしめて、その下のプール水に落下することで、プール水と炉心溶融物の接触によって発生する水蒸気爆発を抑制する効果を期待している。
【特許文献１】特開昭５９−１９６４９８号公報
【特許文献２】特開平６−１３０１６９号公報
【特許文献３】特開２００１−１６６０８１号公報
【特許文献４】特開平５−１３４０７６号公報
【特許文献５】特開平７−２４４１８６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
上述した公知技術は以下の問題点が存在する。
【００１０】
特許文献１においては、下部ドライウェル内に通常状態においても圧力抑制プール水と概略同水位の水が貯留されているので、定期点検時には大量の水を排水しなければならず、保守性が低下する。
【００１１】
特許文献２においては、保持手段に保持された炉心溶融物の上からの直接の注水と保持手段の下側からの注水による冷却手段をとっているので冷却速度は速くなるが、高温の炉心溶融物への直接の注水を併用しており、大量の水蒸気と、水と炉心溶融物との反応によって生じる水素ガスなどの不凝縮ガスの発生により原子炉格納容器の内圧上昇の恐れが考えられる。
【００１２】
特許文献３においては、炉心溶融物をガラス体に溶解させて活性金属を安定な酸化物にして水素ガスの発生を抑制できることが特徴であるが、厚板のガラスを使用しているので据付時の取り扱いが困難であり建設作業時間の増大化につながる恐れがある。
【００１３】
特許文献４においては、炉心溶融物をプール水と直接接触させて冷却するので大量の水蒸気発生の恐れが考えられる。
【００１４】
特許文献５においては、水蒸気爆発を抑制するために円錐型構造物で炉心溶融物を小球状に分離して冷却することをねらっているが、短時間のうちに大量の炉心溶融物が落下してきた場合はその効果は薄れて、プール水と直接接触し大量の水蒸気発生、床面との直接接触などの恐れが考えられる。
【００１５】
原子炉格納容器は放射性物質を閉じ込めるための最後のバリアであり、仮に炉心溶融事故が起きても半永久的に健全性を保つ必要がある。本発明は、上述した課題を解決するためになされたものである。
【００１６】
本発明は、炉心溶融物が原子炉格納容器と直接に接触するのを防止して、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することができる原子炉格納容器を提供することを目的とする。
【００１７】
また、本発明の他の目的は、炉心溶融物による活性な反応を防止することができる原子炉格納容器を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１８】
前記の課題を解決するため本発明では、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器が設けられた圧力容器支持ペデスタルと、前記原子炉圧力容器に収容された炉心と、前記原子炉圧力容器の下方に設けられた下部ドライウェルと、前記圧力容器支持ペデスタルの周囲に設けられた圧力抑制室と、前記圧力制御室に水が蓄えられた圧力抑制プールと、前記原子炉圧力容器の周囲に設けられた上部ドライウェルと、を備えた原子炉格納容器において、前記原子炉圧力容器の下方に設置されて、前記炉心からの炉心溶融物が飛散しないように受け止めて案内するホッパと、前記下部ドライウェルの床面に設けられた、炉心溶融物を保持するコアキャッチャと、前記下部ドライウェルの側壁面および床面と前記コアキャッチャの側面および底面との隙間で構成された冷却水流路隙間と、前記冷却水流路隙間に前記圧力抑制プールの水を供給する冷却水路とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器を提供する。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、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、流出した炉心溶融物が原子炉格納容器と直接に接触するのを防止し、かつ、炉心溶融物による水蒸気や水素ガスなどの不凝縮ガスの発生を防いで原子炉格納容器の内圧の上昇を防ぎ、炉心溶融物による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することができる原子炉格納容器を提供することを目的とする。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２０】
以下、本発明に係る原子炉格納容器の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００２１】
［第１の実施形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態について、図１から図５を参照して説明する。
【００２２】
図１に示すように、本実施形態の原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器２を格納にしており、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に支持されている。この原子炉格納容器１は圧力容器支持ペデスタル３を内部に有する一方、原子炉圧力容器２の下方に下部ドライウェル５を備えている。また、この圧力容器支持ペデスタル３の周囲に圧力抑制室６を備えている。この圧力抑制室６は底部に水が蓄えられた圧力抑制プール７があり、冷却水として貯留されている。さらに、この圧力抑制室６の上方には、原子炉圧力容器３の周囲に上部ドライウェル８を備えている。
【００２３】
ここで、図１に示すように、原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器２の下方にホッパ９を備えている。原子炉圧力容器２は内部に炉心４を収容する一方、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。また、下部ドライウェル５の床面には、このホッパ９から落下してくる前記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。コアキャッチャ１０は推定される炉心溶融物の全量を収納できる容積を有する。また、コアキャッチャ１０は炉心溶融物を含む荷重を支えるための支持部材（図示省略）を介して下部ドライウェル５の床面に設置される。ホッパ９は炉心溶融物が飛散しないように受け止める筒部９ａと、この炉心溶融物を集める傾斜部９ｂと、この炉心溶融物をコアキャッチャ１０へ導入する投下口９ｃと、で構成される。
【００２４】
このホッパ９は図２に示すように、炉心溶融物を受け止める時に高温になる内側から順に例えばタングステンのような高融点材料９Ａと、例えばアルミナまたはジルコニアまたは酸化マグネシウムのような低熱伝導材料９Ｂと、例えばステンレス鋼または炭素鋼のような高延性材料９Ｃと、を積層して多層構造に構成されている。
【００２５】
一方、コアキャッチャ１０は図３に示すように、例えばタングステンのような高融点材料１０Ａと、例えばアルミナまたはジルコニアまたは酸化マグネシウムのような低熱伝導材料１０Ｂと、例えばステンレス鋼または炭素鋼のような高延性材料１０Ｃと、を積層して多層構造に構成されている。
【００２６】
さらに、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は冷却水として圧力抑制プール７の水を流通する冷却水流路隙間を構成する。この冷却水流路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。コアキャッチャ１０に炉心溶融物が保持されると、炉心溶融物の熱が冷却水流路隙間に満たされる圧力抑制プール７の水に伝わり、炉心溶融物が冷却される。
【００２７】
図４に示すように、この冷却水流路隙間は、下部ドライウェル５の床面とコアキャッチャ１０の底面の間の隙間で構成される冷却水流路隙間１１Ａと、この冷却水流路隙間１１Ａに連通して下部ドライウェル５の側壁面とコアキャッチャ１０の側面の間の隙間で構成される冷却水流路隙間１１Ｂと、この冷却水流路隙間１１Ｂの上部を密閉する密閉部１１Ｃとで構成される。また、前記冷却水路は、この冷却水流路隙間１１Ａの底部と圧力抑制プール７の低い位置とを接続する連通管１２と、冷却水流路隙間１１Ｂの頂上部と圧力抑制プール７の高い位置とを接続する連通管１３とで構成する。
【００２８】
別の冷却水流路隙間と前記冷却水路の構成を図５に示す。
【００２９】
図５に示すように、この冷却水流路隙間は、下部ドライウェル５の床面とコアキャッチャ１０の底面の間の隙間で構成され、外周部を密閉する冷却水流路隙間１１１Ａで構成される。また、冷却水路は、この冷却水流路隙間１１１Ａの中央底部と圧力抑制プール７の低い位置とを接続する連通管１２と、冷却水流路隙間１１１Ａの外周部と圧力抑制プール７の高い位置とを接続する連通管１１３とで構成される。
【００３０】
さらに、別の冷却水流路隙間と冷却水路の構成を図６および図７に示す。
【００３１】
図６に示すように、図４の実施形態において、コアキャッチャ１０の底部下面の形状を逆円錐形や逆多角錐形の逆錐形状にして、この底部下面に沿うような形状の冷却水流路隙間２１１Ａが構成される。
【００３２】
図７に示すように、図５の実施形態において、コアキャッチャ１０の底部下面の形状を逆円錐形や逆多角錐形の逆錐形状にして、この底部下面に沿うような形状の冷却水流路隙間３１１Ａが構成される。
【００３３】
このように構成された本実施形態であれば、もし、炉心４が溶融し原子炉圧力容器２の下部を貫通して流出するような過酷事故が万一、仮に発生し、原子炉圧力容器２の下部の特定できない箇所で炉心溶融物の流出が発生した場合でも、流出した炉心溶融物は飛散せずにホッパ９で一旦、受け止められる。次に炉心溶融物はホッパ９の傾斜面を流下して投下口９ｃへ案内される。さらに、炉心溶融物は投下口９ｃからコアキャッチャ１０へ案内される。これにより、コアキャッチャ１０の設置領域を縮小し限定できる。
【００３４】
ホッパ９はステンレス鋼または炭素鋼などの高延性材９Ｃを強度部材としており、ペデスタル４に固定されて炉心溶融物と自重による荷重を支える。さらに、このホッパ９が炉心溶融物と接触する内表面はタングステンなどの高融点材９Ａを耐熱部材としており、かつ、アルミナまたはジルコニアまたは酸化マグネシウムのような低熱伝導材９Ｂを断熱部材としているので約２０００℃以上の高温な炉心溶融物が接触しても前記強度部材の温度上昇を抑制して健全性を維持できる。
【００３５】
コアキャッチャ１０は高温の炉心溶融物が原子炉格納容器１を構成する下部ドライウェル５の側壁面や床面と直接接触するのを防ぎ、長期間保持し、かつ炉心溶融物からの熱による原子炉格納容器１の損傷を防止するために設けられる。
【００３６】
したがって、コアキャッチャ１０は、ステンレス鋼または炭素鋼などの高延性材１０Ｃを強度部材としており、下部ドライウェル５の床面に設けられて炉心溶融物と自重による全荷重を支える。さらに、コアキャッチャ１０が炉心溶融物と接触する内表面はタングステンのような高融点材１０Ａを耐熱部材としており、炉心溶融物と直接接触する面が２０００℃以上になっても健全性を維持できる。さらにアルミナまたはジルコニアまたは酸化マグネシウムのような低熱伝導材１０Ｂを断熱部材としているので、熱抵抗が大きくなり高延性材１０Ｃからなる強度部材の温度上昇を抑えて健全性を維持できる。さらに、熱抵抗が大きくなることで、炉心溶融物からコアキャッチャ１０を経由して冷却水流路隙間への熱通過率が少なくなる利点がある。コアキャッチャ１０に保持された炉心溶融物の熱による下部ドライウェル４の床面およびその近傍の側壁面の温度を健全な温度に保つために連結管１２、１３によって圧力抑制プール７の水が冷却水流路隙間１１Ａ、１１Ｂに注入されている。密閉部１１Ｃによって圧力抑制プール７の水が下部ドライウェル５側に漏れることはなく、水蒸気や水素ガスなどの不凝縮ガスの発生を防ぐことができる。一度、炉心溶融物がコアキャッチャ１０に保持されると炉心溶融物の熱が冷却水流路隙間１１Ａ、１１Ｂに満たされた圧力抑制プール７の水に伝わり、この圧力抑制プール７の水の温度が上昇する。さらに圧力抑制プール７の水の温度が上昇すると圧力抑制プール７の水は沸騰を始める。温度が上昇して軽くなった圧力抑制プール７の水は冷却水流路隙間１１Ｂから連通管１３を通って圧力抑制プール７内に流れる。さらに、水頭差で圧力抑制プール７の水は連通管１２を通って冷却水流路隙間１１Ａ内に注入される。このようにして圧力抑制プール７の水が、冷却水流路隙間１１Ａ、１１Ｂを自然に循環し続けるので、下部ドライウェル５の床面および側壁面とコアキャッチャ１０の底面および側面を冷却し、炉心溶融物を冷却することができる。
【００３７】
図５で示した冷却水流路隙間と前記冷却水路の構成の場合も同様に、圧力抑制プール７の水が、冷却水流路隙間１１１Ａから連通管１１３、圧力抑制プール７、連通管１２、冷却水流路隙間１１１Ａへと自然に循環して冷却することができる。
【００３８】
また、図６および図７示した冷却水流路隙間と前記冷却水路の構成の場合には、冷却水流路隙間２１１Ａ、３１１Ａの下流側はコアキャッチャ１０の底部の最下部よりも上へ傾斜しているので、加熱により軽くなった圧力抑制プール７の水が冷却水流路隙間と前記冷却水路を循環し易くなり、冷却水流路隙間２１１Ａ、３１１Ａの局部的な滞留を防いで局所過熱が防止できる。
【００３９】
本実施形態によれば、炉心４が溶融し原子炉圧力容器３の下部を貫通して流出するような過酷事故が万一、仮に発生した場合でも、ホッパ９により炉心溶融物を飛散させることなく安全にコアキャッチャ１０へ導くことができるとともに、コアキャッチャ１０により炉心溶融物を下部ドライウェル５の床面および側壁面に直接接触させることなく保持できるので、炉心溶融物が原子炉格納容器を侵食して気体が発生し、原子炉格納容器の内圧が上昇するのを抑えることができる。さらに、コアキャッチャ１０は耐熱構造および断熱構造であり高温の炉心溶融物を保持しても健全性が維持されると共に、圧力抑制プール７の水の自然な循環により下部ドライウェル５の床面および側壁面、コアキャッチャ１０の底面および側面、炉心溶融物の冷却が行われるので、水蒸気や水素ガスなどの不凝縮ガスが発生しない、健全で本質的に安全な原子炉格納容器１を提供できる。
【００４０】
［第２の実施形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態について、図８を参照して説明する。
【００４１】
なお、本実施形態において第１の実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００４２】
本実施形態は、前記第１の実施形態記載の構成に加えて、図８に示すような、ペレット状に成形したガラス体１４を前記コアキャッチャ１０内側に敷設して構成される。
【００４３】
このように構成された本実施形態において、炉心溶融物がコアキャッチャ１０内に保持されると、炉心溶融物はペレット状ガラス体１４を溶融せしめて炉心溶融物内のジルコニウムのような活性金属は酸化物となってガラス溶融体に溶解されて安定化する。これにより、水蒸気と反応して水素ガスのような非凝縮ガスの発生を抑制することが可能で原子炉格納容器の圧力上昇を抑えることができる。一般にガラス体は酸化物混合物で酸化物を溶解することができる。このような作用は例えば、公知技術として、ヒートパイプによる炉心キャッチャの冷却に関し開示された上記特許文献３に記載されているが、本公知例では構成例としてスラブ状のガラス体を使用しており、据付時に多大な労力を要するという課題があった。
【００４４】
本実施形態によれば、ペレット状ガラス体１４のガラス体中に炉心溶融物内のジルコニウムのような活性金属を安定な酸化物として溶解することができるので安全性が向上すると共に、ペレット状のガラス体１４を使用することで取り扱いが容易であって、敷設作業を容易に行えるので原子炉格納容器１の建設時間を短縮することができる。
【００４５】
［第３の実施形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第３の実施形態について、図９を参照して説明する。
【００４６】
なお、本実施形態において第１の実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００４７】
本実施形態は、前記第２の実施形態の構成に加えて、図９に示すようにペレット状に成形したボロンなどの中性子吸収材１５と、ペレット状ガラス体１４とを混合してコアキャッチャ１０内側に敷設して構成される。
【００４８】
このように構成された本実施形態によれば、炉心溶融物がコアキャッチャ１０内に保持されると、万一の急速な核分裂反応を抑制することができるので、さらに安全性の高い原子炉格納容器１を提供することができる。
【００４９】
［第４の実施形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第４の実施形態について、図１０を参照して説明する。
【００５０】
なお、本実施形態において第１から３の実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００５１】
本実施形態は、前記第１から３の実施形態の圧力抑制プール７の水を冷却するために圧力抑制プール７中に熱交換器１６を備えたものである。この熱交換器１６はチューブ型であり、内部には例えば水のような冷媒が循環している。原子炉格納容器の外側に循環ポンプ１７と、冷却装置１８とを備えている。
【００５２】
前記第１から３の実施形態では、炉心溶融物、下部ドライウェル５の床面および側壁面、コアキャッチャ１０の底面および側面を冷却するうちに圧力抑制プール７の水温が上昇して冷却効率が低下する恐れがある。本実施形態であれば、熱交換器１６による熱交換により圧力抑制プール７の水温の上昇を防いで、炉心溶融物の安定した冷却ができる原子炉格納容器１を提供できる。
【００５３】
［第５の実施形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第５の実施形態について、図１１を参照して説明する。
【００５４】
なお、本実施形態において第１から３の実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００５５】
本実施形態は、前記第１から３の実施形態の圧力抑制プール７の水を冷却するために圧力抑制プール７中にヒートパイプ１９を備えたものである。このヒートパイプ１９の凝縮冷却部２０は原子炉格納容器の外側に設けている。ヒートパイプ１９の中の冷媒の気化と凝縮作用によって冷媒は自然に循環するので、前記第４の実施形態と比べて循環ポンプが不要になり簡素化できる。
【００５６】
［第６の実施形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第６の実施形態について、図１２を参照して説明する。
【００５７】
なお、本実施形態において第１から３の実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００５８】
本実施形態は、前記第１から３の実施形態の圧力抑制プール７の水を冷却するために圧力抑制プール７の中にヒートパイプ１９と、上部ドライウェル８に凝縮冷却部２０とを備えたものである。この上部ドライウェル８は例えば公知技術の原子炉格納容器（特開２００１−８３２７５号公報）に記載の上部ドライウェル冷却ユニットで冷却される。これにより、専用の冷却装置は不要になり、簡素化できる。
【００５９】
さらに、本発明は、上述のような各実施形態に何ら制限されるものではなく、各実施形態の構成を組み合わせて、本発明の主旨を逸脱しない範囲で様々変形して実施することができる。
【図面の簡単な説明】
【００６０】
【図１】本発明に係る原子炉格納容器の第１実施形態を示す基本的な説明図。
【図２】本発明の第１実施形態に示す原子炉格納容器に備えられたホッパの構造説明図。
【図３】本発明の第１実施形態に示す原子炉格納容器に備えられたコアキャッチャの構造説明図。
【図４】本発明の第１実施形態に備えられた他の実施形態説明図で原子炉格納容器の部分断面図。
【図５】本発明の第１実施形態に備えられた他の実施形態説明図で原子炉格納容器の部分断面図。
【図６】本発明の第１実施形態に備えられた他の実施形態説明図で原子炉格納容器の部分断面図。
【図７】本発明の第１実施形態に備えられた他の実施形態説明図で原子炉格納容器の部分断面図。
【図８】本発明の第２実施形態を示す原子炉格納容器の説明図。
【図９】本発明の第３実施形態を示す原子炉格納容器の説明図。
【図１０】本発明の第４実施形態を示す原子炉格納容器の説明図。
【図１１】本発明の第５実施形態を示す原子炉格納容器の説明図。
【図１２】本発明の第６実施形態を示す原子炉格納容器の説明図。
【符号の説明】
【００６１】
１  原子炉格納容器
２  原子炉圧力容器
３  圧力容器支持ペデスタル
４  炉心
５  下部ドライウェル
６  圧力抑制室
７  圧力抑制プール
８  上部ドライウェル
９  ホッパ
９ａ  筒部
９ｂ  傾斜部
９ｃ  投下口
９Ａ  高融点材
９Ｂ  低熱伝導材
９Ｃ  高延性材
１０  コアキャッチャ
１０Ａ  高融点材
１０Ｂ  低熱伝導材
１０Ｃ  高延性材
１１Ａ、１１Ｂ、１１１Ａ、２１１Ａ、３１１Ａ  冷却水流路隙間
１１Ｃ  密閉部
１２、１３、１１３  連通管
１４  ペレット状ガラス体
１５  中性子吸収体
１６  熱交換器
１７  循環ポンプ
１８  冷却装置
１９  ヒートパイプ
２０  凝縮冷却部
【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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