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公开(公告)号：JP2019078705A
公开(公告)日：2019-05-23
申请号：JP2017207830
申请日：2017-10-27
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
Abstract: 【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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公开(公告)号：JP2020139900A
公开(公告)日：2020-09-03
申请号：JP2019037385
申请日：2019-03-01
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
IPC: G21C15/18
Abstract: 【課題】過酷事故時にサプレッションプールの水を冷却することができるサプレッションプールの冷却技術を提供する。 【解決手段】サプレッションプール5の冷却装置11は、サプレッションプール5の内部の水から熱を吸収して蒸発する液体の作動流体16を内部に貯留する蒸発部12と、内部に貯留される気体の作動流体15が放熱により凝縮する凝縮部13と、気体の作動流体15が蒸発部12から凝縮部13まで上昇する蒸気流路19と、液体の作動流体16が凝縮部12から蒸発部12まで重力により降下する凝縮液路20と、蒸発部12に貯留される液体の作動流体16の液面32よりも上方の空間を蒸気流路19に連通する部分と凝縮液路20に連通する部分に分離する気液分離部31とを備える。 【選択図】図4
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公开(公告)号：JP2018200239A
公开(公告)日：2018-12-20
申请号：JP2017105239
申请日：2017-05-29
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
IPC: G21C9/016
Abstract: 【課題】装置の小型化及び簡素化を図り、既設炉への適用が可能な溶融炉心保持冷却装置を提供する。 【解決手段】本実施形態の溶融炉心保持冷却装置20は、原子炉圧力容器を支持するペデスタル内壁4と、その床面を形成するペデスタル床6面からそれぞれ離隔して設置され、溶融炉心を保持する溶融炉心保持部21と、溶融炉心保持部21とペデスタル内壁4との間であって、溶融炉心保持部21に対して離隔して上下方向に設置されて溶融炉心を冷却する冷却水が通る上下配管26と、を備え、上下配管26の下端がペデスタル床6面より上方の高さで、少なくとも溶融炉心保持部21の下端の高さまで延びている。 【選択図】図2
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公开(公告)号：JP2021196790A
公开(公告)日：2021-12-27
申请号：JP2020102080
申请日：2020-06-12
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
IPC: G06Q50/26
Abstract: 【課題】避難者の状況に応じて適切な避難場所の予約を行うことができる避難支援システムおよび方法を提供する。 【解決手段】避難支援システム1において、メイン制御部は、避難者Rの属性情報を取得する属性情報取得部と、現在位置と属性情報に基づいて避難者Rの優先度を決定する優先度決定部と、避難行動と避難場所情報に基づいて避難者Rが避難可能な避難場所Eの候補を避難者Rが扱う避難者用端末6に表示する候補表示部と、候補として表示された避難場所Eの予約を避難者用端末6から受け付ける避難場所予約部と、予約を受け付けた避難者Rの優先度に基づいて予約の承諾または拒否を決定する予約決定部と、避難者Rを個々に識別可能な避難者識別情報と予約が承諾された避難場所Eを対応付けて記憶する避難データ蓄積データベースとを備える。 【選択図】図3
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公开(公告)号：JP2021092906A
公开(公告)日：2021-06-17
申请号：JP2019222176
申请日：2019-12-09
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
Abstract: 【課題】原子力災害時に最適な避難経路および避難タイミングの決定の判断を迅速に支援することができる原子力災害時の避難判断支援技術を提供する。 【解決手段】原子力災害時の避難判断支援システム1は、特定機関3から提供され、風向および風速の観測結果と未来の状態を示す予測結果の少なくともいずれか一方を含む提供データを集積する集積データベース10と、原子力施設24の周辺地域の避難者が避難に要する時間を予め推定した避難時間推計データを記憶する避難時間推計データベース9と、提供データと避難時間推計データに基づいて避難経路20および避難タイミングの決定の判断を支援する避難判断支援モデル19を作成する判断支援部11とを備える。 【選択図】図11
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Patent Agency Ranking
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公开(公告)号：JP2021093073A
公开(公告)日：2021-06-17
申请号：JP2019224536
申请日：2019-12-12
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
Abstract: 【課題】解像度が互いに異なる複数の空間メッシュの各々に格納される要素データの適切な取合いを可能とする連成解析技術を提供する。 【解決手段】連成解析装置10Aは、粗メッシュ27で解像度を粗く構成した解析空間20に適用される第1解析コード15を実行する第1実行部11と、細密メッシュ28で解像度を細かく構成した解析空間20に適用される第2解析コード16を実行する第2実行部12と、粗メッシュ27に格納されている第1要素データ31にガウス分布の重み付けを付与し補間した第2要素データ32を対応する細密メッシュ28に格納させる補間処理部17(第1補間処理部17a)と、第1解析コード15を実行し第1要素データ31を格納させるタイミングと格納された第2要素データ32を用いて第2解析コード16が実行されるタイミングとを制御し連成解析を実行させるタイミング制御部18と、を備える。 【選択図】図1
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公开(公告)号：JP2019219223A
公开(公告)日：2019-12-26
申请号：JP2018115469
申请日：2018-06-18
Applicant: 株式会社東芝 , 東芝エネルギーシステムズ株式会社
IPC: G21C1/16 , G21C5/00 , G21C1/00 , G21C15/257
Abstract: 【課題】減速材の温度分布の偏りを防止して原子炉の出力を向上できること。 【解決手段】核分裂性物質を含む燃料14と中性子を減速する減速材15とが、環状に形成されて交互に配置され、燃料14の核分裂反応により発生した熱を輸送するヒートパイプ16が、環状に形成されて、燃料14と減速材15との間に配置されて構成されたものであり、ヒートパイプ内には、作動流体の上昇流と下降流を分離する分離板が環状に形成されて配置されている。 【選択図】 図2
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公开(公告)号：JP2016006394A
公开(公告)日：2016-01-14
申请号：JP2014127186
申请日：2014-06-20
Applicant: 株式会社東芝
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 【課題】沸騰水型原子炉の炉心溶融事故時に、炉心溶融物を原子炉圧力容器内に保持することができる炉心溶融物保持装置を提供する。 【解決手段】制御棒駆動機構ハウジング16が原子炉圧力容器11の底部を貫通する位置に隣接する原子炉圧力容器11内側で制御棒駆動機構ハウジング16の外側に配置されたスタブチューブと、制御棒駆動機構ハウジング16外側溶接部よりも上方で制御棒駆動機構ハウジング16の外面に溶接されて制御棒駆動機構ハウジング16の外側に環状空間30を形成して上端が炉心12よりも下方で開口し、炉心溶融事故時に炉心12が溶融してできた炉心溶融物を収容可能な炉心溶融物保持筒31と、を有する。 【選択図】図1
Abstract translation: 要解决的问题：提供一种在沸水反应堆的核心熔化事故发生时能够将反应堆压力容器内的芯熔融材料保持的芯熔融材料保持装置。解决方案：沸水反应堆包括：存根 在反应堆压力容器11的内部，与控制棒驱动机构壳体16通过反应堆压力容器11的底部的位置相邻地设置在控制杆驱动机构壳体16的外部的管; 并且芯部熔融材料保持筒31在控制棒驱动机构壳体16的外侧被焊接到控制杆驱动机构壳体16的外表面上，比在控制杆驱动机构壳体16外部的焊接部更靠近上侧的位置，在控制杆驱动机构壳体16的外部形成环形空间30 其上端在比反应堆芯12更靠近下侧的位置开口，并且能够容纳在核心熔化事故时熔化的由反应堆芯12产生的芯熔融材料。
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公开(公告)号：JP2017156283A
公开(公告)日：2017-09-07
申请号：JP2016041501
申请日：2016-03-03
Applicant: 株式会社東芝
Abstract: 【課題】燃料デブリの取り出し作業の期間中において、臨界事故を防止するために中性子吸収物質を確実に燃料デブリの近傍に投入し反応度を低下させる。 【解決手段】実施形態による中性子吸収体は、燃料デブリにおいて生成される中性子を吸収する中性子吸収物質として固体状の劣化ウランを使用する。また、中性子吸収物質は、原子炉の反応度制御に用いられる元素または核種に比べれば小さいが、劣化ウランを除くその他の元素に比べれば大きな値の中性子吸収断面積またはそれを超える中性子吸収断面積を有する物質を含むことでもよい。 【選択図】図1
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