CN101390170A

CN101390170A - 堆芯收集器及其制造方法、以及核反应堆外壳及其制造方法

Info

Publication number: CN101390170A
Application number: CNA2007800064868A
Authority: CN
Inventors: 佐藤崇; 滨崎亮一; 田原美香; 小岛良洋; 及川弘秀; 栗田智久; 横堀诚一; 铃木由佳
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2006-02-22
Filing date: 2007-02-22
Publication date: 2009-03-18
Anticipated expiration: 2027-02-22
Also published as: JP4612558B2; JP2007225356A; CN101390170B

Abstract

本发明涉及堆芯收集器及其制造方法、以及核反应堆外壳及其制造方法，其目的是提高将核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片冷却的效率。通过具有位于核反应堆容器的下方、在其内部形成有由以放射状延伸的冷却翅片(31)包围的第一段冷却通道(21a)及第二段冷却通道(21b)的钢制主体(20)的堆芯收集器接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片。第二段冷却通道(21b)的条数比第一段冷却通道(21a)的条数多。冷却水被从冷却水注入口(22)供给，由分配器(10)分配给第一段冷却通道(21a)。在第一段与第二段冷却通道(21a、21b)之间，形成有中间集管(24)，对第二段冷却通道(21b)也均匀地供给冷却水。

Description

堆芯收集器及其制造方法、以及核反应堆外壳及其制造方法

技术领域

本发明涉及堆芯收集器及其制造方法、以及核反应堆外壳及其制造方法。

背景技术

在水冷型核反应堆中，有可能因向核反应堆压力容器内的供水的停止、或连接在核反应堆压力容器的配管的断裂而引起冷却水的丧失、核反应堆水位降低而堆芯露出、冷却变得不充分。设想这样的情况，通过水位下降的信号自动地将核反应堆紧急停止，通过紧急用堆芯冷却装置(ECCS)的冷却材料的注入而使堆芯浸水并冷却，将堆芯熔融事故防止于未然。

但是，虽然是很低的概率，但是也可以想象上述紧急用堆芯冷却装置不动作、并且其他的向堆芯的注水装置也不能使用的状况。在这样的情况下，有可能因核反应堆水位的下降而堆芯露出，变得不能进行充分的冷却，基于在核反应堆停止后还持续发生的衰变热使燃料棒温度上升，最终达到堆芯熔融。

如果在核发电厂发生这样的严重的事故，则熔融堆芯有可能贯通核反应堆压力容器的底部的核反应堆压力容器下部封头而下落到核反应堆外壳的地面上。作为熔融堆芯的残骸即堆芯碎片在存在于其内部的放射线物质的衰变热的作用下继续核反应堆输出的1％左右的发热。因此，在没有冷却机构的情况下，堆芯碎片将铺设在收纳容器地面上的混凝土加热，如果接触面成为高温状态则与混凝土反应，有可能大量地产生二氧化碳、氢等的非凝缩性气体，并且将混凝土熔融浸蚀，将大量的放射性物质释放到环境中。

产生的非凝缩性气体提高收纳容器内的压力，有可能使核反应堆外壳损坏，此外，有可能通过混凝土的熔融浸蚀使收纳容器边界损坏、或使收纳容器构造强度降低。结果，如果堆芯碎片与混凝土的反应继续，则会造成收纳容器损坏，有可能向外部环境释放收纳容器内的放射性物质。

为了抑制这样的堆芯碎片与混凝土的反应，需要将堆芯碎片冷却，将堆芯碎片底部的与混凝土的接触面的温度冷却到浸蚀温度以下(在一般的混凝土中是1500K以下)、或者使堆芯碎片与混凝土不直接接触。以往，通过从落下的堆芯碎片的上方注水冷却，降低堆芯碎片温度，实现了混凝土浸蚀反应的抑制(例如参照专利文献1及专利文献2)。

所以，为堆芯熔融物下落的情况准备，提出了各种对策。代表性的是称作堆芯收集器的对策。堆芯收集器通过耐热部件接住并保持落下的堆芯熔融物，并且与注水机构组合来将堆芯熔融物冷却。

所谓的堆芯收集器，是用来接住堆芯碎片而维持能够冷却的状态、担负核反应堆外壳的健全性、抑制放射性物质向外部的释放的安全设备。

在已有的沸腾水型核发电厂(BWR)中，将事故的发生概率抑制得很低。进而，有关事故时的堆芯冷却的安全性也很高，不会发生这样的严重事故。此外，在概率论的安全评价(PSA)中，也将这样的严重事故的发生概率评价为可忽视那样小。

目前，提出了完善安全系统而由静态设备构成的自然循环冷却式被动安全沸腾水型核反应堆(ESBWR)。在该ESBWR中，在核反应堆外壳的下部设置有堆芯收集器。这是用来进一步提高有关下一代BWR的安全性的完备性的措施。

在通过向碎屑注水、通过碎屑上面的水的沸腾进行冷却的情况下，如果碎屑堆积厚度较厚，则有可能不能充分地冷却到碎屑底部。因此，需要将地面面积取得较大、使碎屑的堆积厚度成为能够冷却的厚度以下。但是，确保足够大的地面面积在收纳容器构造设计上是困难的。

例如，典型的碎屑的破坏热是额定热输出的约1％左右，在额定热输出4000MW的反应堆的情况下，成为40MW左右的发热量。在上面的沸腾热传导量中，根据碎屑上面的状态而有幅度，作为较小的值而设想0.4MW/m²左右的热流通量。在此情况下如果仅通过上面的热传递取得碎屑的发热量，则需要100m²左右(圆直径11.3m)的地面面积。因此，随着设施输出变大，需要的下部干井的地面面积变大，成为收纳容器设计上的课题。

即使对落下到核反应堆外壳地面上的堆芯熔融物的上面注入冷却水，如果堆芯熔融物的底部处的除热量较小，也有可能因衰变热而将堆芯熔融物底部的温度维持着高温的状态、不能停止收纳容器地面的混凝土浸蚀。所以，还提出了将堆芯熔融物从底面冷却的方法(例如参照专利文献2至专利文献5)。

专利文献1：日本特开2004-333357号公报

专利文献2：日本特开2005-195595号公报

专利文献3：日本特开平7-110392号公报

专利文献4：日本特开平6-130169号公报

专利文献5：日本特开平9-138292号公报

非专利文献1：T.G.Theofanous及另1人，“The Coolability Limits of AReactor Pressure Vessel Lowerhead”，1997年，Nuclear Engineering andDesign，Volume 169，p.59-p.76

堆芯收集器例如使用耐热性的部件，配设在下部干井的地面部分，以使熔融堆芯不会将核反应堆外壳的下部熔融贯通、或者放射性物质泄漏。但是，仅通过铺满单纯的耐热性的部件，有可能不能充分地将堆芯碎片冷却。此外，如果为了将堆芯碎片冷却而配设多个用来通过冷却水的配管，则有在其配设中花费工夫的问题。

仅通过从碎屑的上方进行注水，只是碎片上面的水的沸腾带来的冷却，如果碎屑堆积厚度较厚则有可能不能充分冷却到碎屑底部。因而，需要将地面面积取得较大，使碎屑的堆积厚度成为能够冷却的厚度以下。但是，确保足够大的地面面积在收纳容器构造设计上是困难的。

发明内容

本发明的目的是提高对在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片进行冷却的效率。

为了解决上述问题，本发明是一种用于接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片的堆芯收集器，其特征在于，具有位于上述核反应堆容器的下方、在其内部形成有供从冷却水注入配管供给的冷却水流动的以放射状延伸的多个冷却通道的主体部。

此外，本发明是一种收纳核反应堆容器的核反应堆外壳，其特征在于，在上述核反应堆容器的下方设置有堆芯收集器，该堆芯收集器具备位于核反应堆容器的下方、在其内部形成有从冷却水注入配管供给的冷却水的以放射状延伸的多个冷却通道的主体部，并用于接住在上述核反应堆容器内的堆芯熔融而通过上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片。

此外，本发明是一种收纳核反应堆容器的核反应堆外壳，其特征在于，具有：基础地面，位于上述核反应堆容器的下方；基础侧壁，支承上述核反应堆容器，包围上述基础地面的周围；堆芯收集器，设置在基础地面之上，具备冷却水通道和隔热部件，所述冷却水通道形成有由相对于水平方向倾斜的底面和在该底面的周围沿铅直方向扩大的壁包围的向上打开的堆芯熔融物保持区域，以及在水平方向的宽度为一定的状态下沿着上述堆芯熔融物保持区域的底面、上面一边上升一边延伸的相互平行的多个冷却水流路的冷却水通道，所述隔热部件安装在上述冷却水通道的朝向堆芯熔融物保持区域的面上。

此外，本发明是一种用于接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片的堆芯收集器的制造方法，其特征在于，具有：主体断片制造工序，制造在其内部形成有供冷却水流动的多个冷却通道的主体断片；主体配设工序，将多个上述主体断片配设在上述核反应堆容器的下方，以使上述冷却通道以放射状延伸；配管连接工序，将供给上述冷却水的冷却水注入配管连接在上述冷却通道上。

此外，本发明是一种收纳核反应堆容器的核反应堆外壳的改造方法，其特征在于，具有：基础侧壁扩大工序，从形成位于上述核反应堆容器的下方的空间的基础侧壁的下端将预定的高度沿径向扩大；堆芯收集器配设工序，将具备在其内部形成有供冷却水流动的以放射状延伸的多个冷却通道的主体部、承接在上述核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片的堆芯收集器从上述基础侧壁的下端配设在上述预定的高度的铅直方向范围中；配管连接工序，将供给上述冷却水的冷却水注入配管连接到上述冷却通道。

发明效果：

根据本发明，将在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片冷却的效率提高。

附图说明

图1是有关本发明的第1实施方式的钢制主体的仰视图。

图2是有关本发明的第1实施方式的堆芯收集器附近的立剖视图。

图3是有关本发明的第1实施方式的核反应堆外壳的立剖视图。

图4是有关本发明的第2实施方式的主体断片的立体图。

图5是有关本发明的第2实施方式的主体断片的仰视图。

图6是有关本发明的第2实施方式的堆芯收集器的俯视图。

图7是有关本发明的第3实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图8是有关本发明的第3实施方式的核反应堆外壳的立剖视图。

图9是有关本发明的第3实施方式的给水腔体和水通道集合体的俯视图。

图10是表示对于朝下的传热面的角度的沸腾极限热流通量的实验结果的曲线图。

图11是有关本发明的第4实施方式的水通道的立体图。

图12是有关本发明的第5实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图13是有关本发明的第6实施方式的、将堆芯熔融物冷却装置与核反应堆外壳的立剖面一起表示的说明图。

图14是有关本发明的第7实施方式的、将堆芯熔融物冷却装置与核反应堆外壳的立剖面一起表示的说明图。

图15是有关本发明的第8实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图16是有关本发明的第8实施方式的核反应堆外壳的立剖视图。

图17是有关本发明的第8实施方式的冷却水通道附近的俯视图。

图18是表示冷却水通道的流路高度为一定的情况下的距供水箱中心的距离与冷却通道流路截面积的关系的例子的曲线图。

图19是表示将冷却水通道的流路截面积保持为一定的情况下的距供水箱中心的距离与冷却水通道的流路高度的关系的例子的曲线图。

图20是有关本发明的第9实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图21是有关本发明的第10实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图22是有关本发明的第11实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图23是有关本发明的第12实施方式的冷却水通道附近的俯视图。

图24是图23的XXIV-XXIV向视剖视图。

图25是图23的XXV-XXV向视剖视图。

图26是有关本发明的第13实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图27是有关本发明的第14实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图28是图27的XXVIII-XXVIII向视剖视图。

图29是图27的XXIX-XXIX向视剖视图。

图30是图27的XXX-XXX向视剖视图。

图31是有关本发明的第15实施方式的基础地面附近的立剖视图。

图32是有关本发明的第16实施方式的基础地面附近的俯视图。

图33是图32的XXXIII-XXXIII向剖视图。

图34是有关本发明的第17实施方式的基础地面附近的立剖视图。

标号说明

1 基础侧壁，3 下部干井，7 GDCS浸水配管，8 爆破阀，10 分配器，20 钢制主体，21、21a、21b 冷却通道，22 冷却水注入口，23 注入配管，24 中间集管，25 侧壁部通道，26 耐热材料层，27 排水槽，28 底部构造件，29 牺牲混凝土层，30 主体断片，31 冷却翅片，32 底盖，33 集管区域，36 核反应堆外壳，37 重力下落式堆芯冷却系统(GDCS)池，41 堆芯，42 核反应堆压力容器，51 干井，52 RPV支承部，53 RPV下摆部；54 上部干井；58 压力抑制室；59 压力抑制池；65 静态收纳容器冷却系统(PCCS)池，70 堆芯收集器，71 堆芯收集器上端部，101 核反应堆压力容器，102 核反应堆外壳，103 核反应堆压力容器下部封头，104 抑制池，105 水槽，106 收纳容器冷却器，107 基础地面，108 注水配管，109循环配管，110 给水腔室，111 水通道，112 耐热部件，113 碎屑(堆芯熔融物)，114 注入阀，115 基础，121 下部入口部，122 上部出口部，124基础侧壁，125 冷却水流路，130 堆芯熔融物冷却装置，131 水通道集合体，136 注入阀控制器，137 传感器，138 外部冷却水储水槽，139 泵控制器，140 外部冷却水供给配管，141 泵，201 核反应堆压力容器，202 核反应堆外壳，203 核反应堆压力容器下部封头，204 抑制池，204a 池水，205 水槽，206 收纳容器冷却器，207 基础地面，208 注水配管，209、291、292 给水配管，210 给水腔室，211 冷却水通道，212 耐热部件，213 碎屑(堆芯熔融物)，214 注入阀，215 基础，216 下部干井，221 下部入口部，222 上部出口部，223 堆芯，224 基础侧壁，225 冷却水流路，230 堆芯熔融物保持装置，251 堰，252 第1耐热部件，253 第2耐热部件，261堆芯熔融物(碎片)保持区域，262 入口部，263 出口部，266 热交换机，281 入口侧垂直流路，282 出口侧垂直流路

具体实施方式

参照附图说明有关本发明的堆芯收集器的实施方式。另外，对于相同或类似的结构赋予相同的标号而省略重复的说明。此外，在第1及第2实施方式中，以自然循环冷却式被动安全沸腾水型核反应堆(ESBWR)为例、在第3至第17实施方式中以沸腾水性核反应堆(BWR)为例进行说明，但在其他型式的核反应堆中也能够使用。

[第1实施方式]

图3是有关本发明的第1实施方式的核反应堆外壳的纵剖视图。

在核反应堆外壳36的内部有称作干井51的空间，核反应堆压力容器(RPV)42设置在其中。核反应堆压力容器42通过RPV支承部52经由RPV下摆部53固定。将干井51的比RPV支承部52靠上部的空间称作上部干井54，将下部的空间称作下部干井3。此外，将包围下部干井3的壁称作基础侧壁1。在ESBWR中，通过基础侧壁1支承RPV支承部52。

堆芯41收纳在核反应堆压力容器42的内部。

在上部干井54中，设置有重力下落式堆芯冷却系统(GDCS)池37。GDCS池37与核反应堆压力容器42经由爆破阀56通过配管57连结。此外，在上部干井54的下方设置有压力抑制室58，以使其包围核反应堆压力容器42。在压力抑制室58的内部设置有压力抑制池59。在干井51的上部设置有静态收纳容器冷却系统(PCCS)池65，并储存有冷却水。

堆芯收集器70设置在下部干井3的内部、核反应堆压力容器42的下方。

图2是第1实施方式的下部干井3的一部分的立剖视图。

堆芯收集器70设置在位于下部干井3的底部的底部构造件28之上。该底部构造件28由混凝土或耐热材料构成。底部构造件28的上面呈向上方打开的圆锥形。堆芯收集器70具备呈厚度约20cm的圆形的盘状的钢制主体20。在钢制主体20的底面上，安装有向上打开的圆锥形的底盖32，以使其沿着底部构造件28的上面的形状。

此外，从基础侧壁1的下端收纳堆芯收集器70的足够的范围被向约50cm外周方向扩大，堆芯收集器70设置为，使其覆盖由基础侧壁1包围的下部干井3的整个底面。

在钢制主体20与底盖32之间，形成有冷却通道21。

在堆芯收集器70的钢制主体20的下面的中央部，有冷却水注入口22。在冷却水注入口22上连接着经由爆破阀8连接到GDCS池的注入配管23。注入配管23通过底部构造件28连接到GDCS浸水配管7。GDCS浸水配管7的一部分通过基础侧壁1的内部。

在钢制主体20的外周部上，形成有沿着基础侧壁1竖起的侧壁部通道25。将该侧壁部通道25的上端部称作堆芯收集器上端部71。

在堆芯收集器70的钢制主体20的上面，形成有例如由厚度约1.5m的镁氧(氧化镁)构成的耐热材料层26。在耐热材料层26中，也可以代替镁氧而使用锆土(氧化锆)等的耐热材料。此外，在耐热材料层26的上面形成有排水槽27。

耐热材料层26的上面包括形成有排水槽27的部分，并由牺牲混凝土层(sacrifice concrete layer)29覆盖。此外，侧壁部通道25的与耐热材料层26接触的面从耐热材料层26的上面到堆芯收集器上端部71也由牺牲混凝土层29覆盖。牺牲混凝土层29的厚度例如是10cm。

图1是第1实施方式的堆芯收集器70的钢制主体20的仰视图。

在堆芯收集器70的钢制主体20的下面，形成有从其中心以放射状延伸的冷却翅片31。冷却翅片31的宽度例如为约10cm并为一定，以放射状且末端扩大型隔开一些间隔设置。冷却翅片31与底盖32一起形成冷却通道21a、21b。

钢制主体20、以及与其一体形成的冷却翅片31例如是钢制，厚度整体为约18cm。此外，底盖32的厚度例如是约2cm，钢制主体20的厚度整体为约40cm。底盖32只要是具有水密性和牢固性的部件，材质是什么样的都可以，但也可以与钢制主体20及冷却翅片31同样为钢制。

在钢制主体20的背面中心部分上，有圆形的分配器10，从分配器10第一段冷却通道21a以放射状延伸。在分配器10的中央部有冷却水注入口22。此外，形成有环状的中间集管24，以使其包围第一段冷却通道21a。在中间集管24的外侧，第二段冷却通道21b以放射状延伸。第二段冷却通道21b的数量比第一段冷却通道21a多。此外，形成有环状的侧壁部通道25，以使其包围第二段冷却通道21b。

在堆芯碎片下落到堆芯收集器70上的情况下，从GDCS浸水配管7所供给的储存在GDCS池37中的冷却水通过注入配管23被从冷却水注入口22导引到分配器10内部。分配器10内部的冷却水再被通水到以放射状延伸的第一段冷却通道21a内。冷却水暂且被导引到中间集管24中后，被导引到比第一段根数多的第二段冷却通道21b中。冷却通道的段数也可以配合堆芯收集器整体的大小而适当增减。

在通过第二段冷却通道21b后，冷却水在侧壁部通道25中上升，从堆芯收集器上端部71溢流，流入到由牺牲混凝土层29所包围的高度约为1.5m的区域中。这样，下落到堆芯收集器70中的堆芯碎片被浸水、冷却。

然后，冷却水的水位再继续上升，达到约20m的水深。充满了堆芯收集器70的上部的冷却水受到来自堆芯碎片的衰变热而一部分总是继续蒸发。

产生的水蒸气被静态收纳容器冷却系统池65冷却而成为凝缩水。该凝缩水被送回到GDCS池37中，再次通过GDCS浸水配管7而被用于堆芯收集器70的冷却。这样，对堆芯收集器70总是回流并供给冷却水，一旦冷却水达到约20m的水深，就将其后的水深维持为大致一定。此外，对于堆芯收集器70的冷却通道21，总是供给由静态收纳容器冷却系统池65冷却的低温的冷却水。

这样，在本实施方式中，通过设置冷却翅片31，堆芯收集器70的主体部的表面积变大，冷却水所带来的冷却效果提高。根据需要，也可以通过减薄冷却翅片31的宽度并增加设置数，来提高冷却效果。

此外，由于冷却水从连接在中心部分的分配器10上的冷却水注入配管23被供给，所以冷却水从最被加热的中心部被供给，能够避免中心部分的旁通现象。冷却通道21的数量随着向外周前进而增加，所以能够避免在外周部上冷却通道21的设置密度变得稀疏。

设置在两个冷却通道21a、21b之间的中间集管24是通过各冷却通道的冷却水暂时混在一起的混合区域。通过设置该中间集管24，即使作为后段的第二段冷却通道21b的条数比作为前段的第一段冷却通道21a的条数多，也能够对第二段冷却通道21b均匀地供给冷却水。

冷却通道21与钢制主体20一体地形成，所以构造较简单，向实际设备的设置也能够更容易地进行，能够节省将多个冷却配管一个一个地设置到下部干井3内等的劳动和时间。

另外，在本实施方式中，冷却通道为方管状，但是也可以是圆筒状等其他形状。例如，也可以在钢制的板的背面上以放射状配置配管而形成冷却通道。在此情况下，冷却水也通过中间集管24等流动，所以能够节省将各个配管连接的劳动和时间。

根据本实施方式，通过设置牺牲混凝土层29，在通常运转时、或没有伴随着堆芯损伤的设计基准事故时，耐热材料不会游离而飞散。

此外，如果通过冷却水将堆芯碎片冷却，则其表面固化而形成保护膜状的固态物质(硬壳(crust))。因此，如果硬壳附着在侧壁部通道25上，则在堆芯碎片的表面与硬壳之间形成空隙，有可能使从碎片表面的冷却效率降低。所以，在本实施方式中，通过在侧壁部通道25附近也配置牺牲混凝土层29，由堆芯碎片积极地侵蚀，形成在堆芯碎片的上面的硬壳容易从侧壁部通道25剥离而落下。

在熔融堆芯有可能飞散的堆芯收集器上部附近，将GDCS浸水配管7埋设在混凝土制的基础侧壁1的内部，所以能够防止由堆芯碎片带来的热攻击，GDCS浸水配管7损坏的可能性也较小。

从基础侧壁1的下端足够收纳堆芯收集器70的范围，向外周方向扩大，并且，其上方与配置有堆芯收集器70的部分相比没有被扩大。由此，能够将堆芯收集器70的碎片扩散面积确保得更大，并且能够减少GDCS池的冷却水保有水量。

即，如果为了确保堆芯收集器的碎片扩散面积而扩大下部干井整体，则可以避免需要将用来使下部干井整体水满的GDCS池37的容量变大、为了收纳增大的GDCS池37而必须扩大核反应堆外壳的内径的恶性循环。

在现有的核反应堆外壳中没有将基础侧壁1的下端附近扩大的情况下，切削基础侧壁1，将用来收纳堆芯收集器70的区域向外周方向扩大后，配设堆芯收集器70，由此同样能够减少冷却水保有水量。

此外，由于在堆芯收集器70的上部设置有排水槽27，所以堆芯收集器70与排水槽27能够不损害各自的功能而共存。即，在通常运转时，因万一的泄漏事故而从核反应堆压力边界漏出的泄漏水全集中到排水槽27中，能够检测到作为安全问题的泄漏。另一方面，在发生了伴随着堆芯熔融的事故的情况下，即使将排水槽27破坏，也能够通过堆芯收集器70接住堆芯碎片而进行冷却。

这样，根据本实施方式，能够提供冷却水的流路阻力相同、可以将中心部分有效冷却的堆芯收集器。此外，由于泄漏水集中到排水槽中，所以能够进行泄漏检测。

另外，在4500MWt的热输出的ESBWR中，如果将堆芯收集器的碎片有效扩散部分的直径扩大到11.2m，则碎片扩散面积变为约98.5m²，可以使没单位热输出的碎片扩散面积成为约0.022m²/MWt。

[第2实施方式]

有关本发明的第2实施方式的堆芯收集器将使设置变得容易而进行细分化的多个主体断片30组合起来使用。

图4是第2实施方式的主体断片30及底盖32的立体图。图5是第2实施方式的主体断片30的仰视图。

在主体断片30的下面形成有冷却翅片31。在冷却翅片31的下面安装有与主体断片30投影形状相同的底盖32，冷却翅片31之间为冷却水通过的冷却通道21。

主体断片30以及与主体断片30一体形成的冷却翅片31例如是钢制，厚度整体上约为18cm。此外，底盖的厚度例如是约2cm，作为主体断片30的整体，厚度约为40cm。底盖32只要是有水密性和牢固性的部件，材质是什么的都可以，也可以与主体断片30及冷却翅片31同样为钢制。冷却翅片31的宽度例如定为约10cm，并以放射状且末端扩大型隔开一些间隔地设置。

另外，在图4及图5中，主体断片30及底盖32的形状以梯形进行了图示，但是并不限于梯形。

图6是表示第2实施方式的主体断片的配置的俯视图。

本实施方式的钢制主体20是在正八边形的分配器10的周围配置8个第一段主体断片30a及16个第二段主体断片30b，以使整体上成为大致圆形状的结构。另外，第二段主体断片30b的一边做成了圆弧状，但也可以是直线状。

通过将主体断片30以瓦状排列设置在底部构造件28(图1)之上，整体上构成研钵状的钢制主体20。例如，第一段主体断片30a呈梯形的上面形状，沿着八边形状的分配器10的外周配置有8个。进而，第二段主体断片30b沿着第一段主体断片30a的外周配置有16个。第二段主体断片30b的外周部呈圆弧状，与圆筒形的基础侧壁部通道平滑地连接。

主体断片30根据需要也可以细分化。例如，如果将主体断片30的数量更多地细分化，则能够使堆芯收集器70的整体接近于曲面体。此外，通过将主体断片30细分化，主体断片30的重量及体积降低，所以设置堆芯收集器70时的作业性提高。

在主体断片30的相互接触的外周部上，设有相互嵌合的凹凸，通过使该凹凸重合，也可以使间隙不易产生。

[第3实施方式]

图8是有关本发明的第3实施方式的、核反应堆外壳的立剖视图。

在核反应堆外壳102中，通过位于下部的基础地面107、以及包围其周围的圆筒面状的基础侧壁124，形成基础115。内装堆芯123的核反应堆压力容器101由基础侧壁124支承。

此外，在核反应堆外壳102的下部形成有抑制池104，以使其包围基础侧壁124。在抑制池104中储存有水。

在基础地面107之上配设有熔融堆芯冷却装置(堆芯收集器)130。在熔融堆芯冷却装置130上连接着注水配管108。此外，注水配管108经由注入阀114连结到位于核反应堆外壳102的上部的水槽105。

在核反应堆外壳102之上，配设有冷却器106。冷却器106例如是导引核反应堆外壳102的蒸汽、并由沉入在水中的热交换机106a使其凝缩、使凝缩水回到水槽105中的设备。作为这样的冷却器106，可以使用静态收纳容器冷却设备或干井冷却器等。

图7是第3实施方式中的、基础地面107附近的立剖视图。另外，在图7中示意地用虚线的箭头表示冷却水的流动。此外，也同时表示碎屑(堆芯碎片)113下落到熔融堆芯冷却装置130上的情况下的、碎屑113的堆积状况。

熔融堆芯冷却装置130设置在基础地面107之上。熔融堆芯冷却装置130具有给水腔室110、水通道集合体131、耐热部件112及循环配管109。

给水腔室110形成为中空的圆盘状，配置在基础地面107的上面。在给水腔室110上连接着注水配管108。

水通道集合体131从给水腔室110朝向基础侧壁124有倾斜地上升，在基础侧壁124的附近铅直地竖起，其上端开口。水通道集合体131的比铅直地竖起的外周部靠内侧是向上打开的圆锥状。

在水通道集合体131与基础侧壁124之间，循环配管109的一端开口。循环配管109的另一端连接到给水腔室110。在图7中，循环配管109与注水配管108夹着水通道集合体131分别各记载了1根，但是也可以适当增减。在水通道集合体131与基础侧壁124之间，循环配管109和注水配管108以外的部分也可以用环状的盖覆盖，以使冷却水不会流入到水通道111的下方的空间129中。

在水通道集合体131的上面以及沿着基础侧壁124垂直地竖起的部分的内侧配设有耐热部件112，以使其覆盖整体。

作为耐热部件112，例如可以使用ZrO₂、MgO等金属氧化物、玄武岩类混凝土，也可以做成金属氧化物与混凝土的双层构造。此外，作为耐热部件112，也可以配设为，使其作为这样的材料的长方体的块铺满。另外，在此情况下，块的形状并不限于长方体。

图9是第1实施方式的给水腔室110与水通道集合体131的俯视图。

水通道集合体131是组合了在给水腔室110的周围以放射状延伸的多个水通道111的结构。各个水通道111的投影形状呈扇形，水通道111之间无间隙地接触。在本实施方式中，例如将16个水通道111组合而形成水通道集合体131，但是水通道111的个数也可以适当增减。

形成在水通道111的内部的冷却水流路125从连接到给水腔室110的下部入口部121朝向外周沿周向扩大，并连接到上部出口部122。

另外，在本实施方式中，将多个水通道111组合而形成水通道集合体131，但是只要具有从给水腔室一边扩大一边上升的冷却水流路125，什么的形状都可以。例如，也可以是保持两片圆锥面状的板以使其保持预定的间隔的形状。

如果发生堆芯熔融事故、碎屑113贯通核反应堆压力容器下部封头103而向基础下落，则被熔融堆芯冷却装置130的耐热部件112接住。如果碎屑113下落，则向给水腔室110供给冷却水，从下部入口部121将冷却水分配给各水通道111。

高温的碎屑113的热传递给耐热部件112，再经由水通道111的壁传递给冷却水。通过传递碎屑113的热，流过水通道111的内部的冷却水流路125的冷却水都沸腾。

图10是表示非专利文献1所示的对于朝下的传热面角度的沸腾极限热流通量的实验结果的曲线图。图中“ULPUcor”表示ULPU试验的相关式，“SBLBcor”表示SBLB试验的相关式，“ΔTsub”表示相对于饱和温度的温度差。

由图10可知，例如在具有20°的倾斜的朝下的传热面的情况下，与朝下的水平面(角度0°)相比，沸腾极限热流通量提高了约60％左右。在本实施方式中，由于冷却水流路125具有倾斜，所以通过沸腾产生的蒸汽泡容易通过浮力从作为传热面的水通道111的内面脱离，能够得到良好的热传导率。

在本实施方式中，作为进一步提高碎屑113的冷却效果的情况下的一例，考量将碎屑113扩大并使除热量取得较多、和有关装置高度的设置性两者，考虑将水通道111从水平倾斜例如10°～20°左右而配置。

从下部入口部121进入到水通道111中的冷却水，通过冷却水流路125而上升，从位于外周的上部出口部122溢出。从上部出口部122溢出的冷却水的大部分流入到水通道集合体131的圆锥形的部分中。从水通道111出来的冷却水溢水到耐热部件112之上，在碎屑113上形成水池。形成该水池的冷却水在碎屑113的表面沸腾，将碎屑113冷却。

这样，通过水通道111的内部的沸腾、和碎屑113的表面的沸腾两者，将碎屑113冷却。

向给水腔室110的初始的给水例如通过使设置在熔融堆芯冷却装置的上方的池水重力下落、经由注水配管108进行。在初始注水结束后，向基础115的内部的水通道集合体131的上部溢水的冷却水，通过由冷却水流路125中的沸腾产生的自然循环，被从循环配管109供给到给水腔室110中。

通过将熔融堆芯冷却而产生的蒸汽，在收纳容器上部的冷却器106中被凝缩而回到水槽105中。将回到水槽105中的蒸汽凝缩的冷却水再次被用于碎屑113的冷却，通过水自然循环来继续碎屑113的冷却。

耐热部件112的熔点在例如将ZrO2用于耐热部件112中的情况下约为2700℃左右，所以比碎屑113的温度(平均熔点约2200℃)高，熔融的可能性较小。此外，通过配设耐热部件112，碎屑113不直接与水通道111接触，并且通过耐热部件112的热阻抑制了热流通量，所以水通道111的壁损坏的可能性也较小。

这样，通过本实施方式的熔融堆芯冷却装置130，能够有效地降低碎屑的温度，碎屑113被稳定地保持在熔融堆芯冷却装置130的内部。

此外，碎屑113由于不与基础地面107的混凝土直接接触，所以也不会发生混凝土的浸蚀反应。所以因二氧化碳或氢等的非凝缩性气体产生而带来的加压、以及核反应堆外壳的损伤发生的可能性也变小。

此外，在本实施方式中，由于通过水通道111、耐热部件112、给水腔室110、以及注水配管108等的配管的组合构成，所以不需要制造大型的容器等。因此，在已经设置的收纳容器上重新设置堆芯熔融物冷却装置的情况等，即使难以将大的物体送入到基础115中的时候，也能够将另外制造的各结构部件拿入到基础115的内部、在现场组装施工，施工性良好。

[第4实施方式]

图11是有关本发明的第4实施方式的、水通道111的立体图。

本实施方式的水通道111是在第3实施方式的水通道的上面贴上耐热部件112而做成一体的结构。预先在核发电厂的外部的工厂等中制造这样的水通道111，如果将该水通道111搬入到基础115中并组装，则在熔融堆芯冷却装置130的设置上所需的时间变短。

此外，在形成该水通道111的内部的冷却水流路125的壁面上具备多个凹凸。通过该凹凸，促进了水通道111的内面的热传导，能够将碎屑更快地冷却。

[第5实施方式]

有关本发明的第5实施方式是将水通道集合体131不是做成圆锥形状、而做成向下凸的碗型的结构。

图12是第5实施方式的基础地面107附近的立剖视图。

本实施方式的水通道集合体131是随着从给水腔室110离开而接近于基础侧壁124而阶段性地使冷却水流路125的倾斜增加的结构。另外，水通道集合体131与第1实施方式同样，是将投影形状为扇形的水通道组合的结构。

如图10所示，冷却面从水平的倾斜越大，沸腾极限热流通量越大，所以冷却性能提高。因此，即使使接住碎屑的耐热部件112及经由该耐热部件112将碎屑冷却的水通道集合体131的上面的面积变得更小，也能够进行碎屑113的冷却和稳定保持。

[第6实施方式]

有关本发明的第6实施方式是关于安装在将冷却水供给到熔融堆芯冷却装置130中的注入配管108的注入阀114的控制方法的。

图13是第6实施方式的、将堆芯熔融物冷却装置与核反应堆外壳的立截面一起表示的说明图。

在注入阀114上连接着注入阀控制器136，在注入阀控制器136上连接着检测熔融堆芯下落的征兆的传感器137。

注入阀114也可以通过基础115的内压等自动地打开，但在本实施方式中，通过注入阀控制器136将注入阀114打开。注入阀控制器136获取来自传感器137的信号，如果判断为有熔融堆芯下落的征兆，则打开注入阀114，将冷却水供给到熔融堆芯冷却装置130中。

作为传感器137，例如使用测量基础环境气体温度的温度计，在基础环境气体温度超过了预定的温度的情况下通过注入阀控制器136将注入阀114打开。也可以代替基础环境气体温度而使用测量核反应堆压力容器下部封头103的温度的温度计，在该温度超过了预定的温度的情况下使注入阀114打开。

此外，作为传感器137使用检测核反应堆水位的检测器，在核反应堆水位低的信号持续预定的时间的情况下，注入阀控制器136判断熔融堆芯下落的征兆，将注入阀114打开的方法也可以。

进而，也可以将这些传感器137组合使用。

在本实施方式中，能够通过适当的传感器检测熔融堆芯下落的征兆，将冷却水供给到熔融堆芯冷却装置130中，所以即使熔融堆芯下落，也能够立即将碎屑冷却。

[第7实施方式]

图14是有关本发明的第7实施方式的、将堆芯熔融物冷却装置与核反应堆外壳的立剖视面一起表示的说明图。

在本实施方式中，在注水配管108上，连接着与外部冷却水储水槽138连接的外部冷却水供给配管140。在外部冷却水供给配管140中插入有泵141。此外，在泵141上连接泵控制器139。

泵控制器139在检测到熔融堆芯下落的征兆的情况下，启动泵141，从外部冷却水储水槽138将冷却水供给到熔融堆芯冷却装置130中。由此，在能够利用用来驱动泵141的外部电源的情况下，不仅是储存在水槽105中的冷却水，储存在外部冷却水储水槽138中的冷却水也能够用于碎屑的冷却。因而，能够更快地将碎屑冷却。

[第8实施方式]

在核反应堆外壳202的下部干井216中，通过位于下部的基础地面207、以及包围其周围的圆筒面状的基础侧壁224，形成基础215。内装有堆芯223的核反应堆压力容器201受基础侧壁224支承。

此外，在核反应堆外壳202的下部，形成有抑制池204，以使其包围基础侧壁224。在抑制池204中储存有池水204a。

在基础地面207之上，配设有事故时保持从核反应堆压力容器下部封头203放出的堆芯熔融物213的堆芯熔融物保持装置(堆芯收集器)230。在堆芯熔融物保持装置230上连接有注水配管208。此外，注水配管208经由注入阀214连接到位于核反应堆外壳202的上部的水槽205。

在核反应堆外壳202之上，配设有收纳容器冷却器206。收纳容器冷却器206例如是导引核反应堆外壳202的蒸汽而用沉入在水中的热交换机266使其凝缩、使凝缩水回到水槽205中的设备。作为这样的收纳容器冷却器206，可以使用静态收纳容器冷却设备或干井冷却器等。

图15是第8实施方式的、基础地面207附近的立剖视图。另外，在图15中，将冷却水的流动示意地用虚线的箭头表示。此外，还一起表示碎屑(堆芯碎片)213下落到堆芯熔融物保持装置230之上的情况下的堆积状况。

堆芯熔融物保持装置230设置在基础地面207之上。堆芯熔融物保持装置230具有给水腔室210、冷却水通道211、耐热部件212、以及给水配管209。

给水腔室210形成为中空的圆盘状，配置在基础地面207的上面。在给水腔室210上连接着注水配管208。

冷却水通道211从给水腔室210朝向基础侧壁224具有倾斜地上升，在基础侧壁224的附近铅直地竖起，其上端在上部出口部222上开口。在冷却水通道211的内部形成有冷却水流路225。冷却水流路225的流路高度在与给水腔室210连接的下部入口部221处最大，越接近于外周越小。冷却水通道211的比铅直竖起的外周部靠内侧，是向上打开的圆锥状的堆芯熔融物保持区域261。

在冷却水通道211与基础侧壁224之间，给水配管209的一端开口。给水配管209的另一端连接到给水腔室210。

在冷却水通道211的上面及沿着基础侧壁22铅直地竖起的部分的内侧，配设有耐热部件212，以使其覆盖其整体。作为耐热部件212，例如可以使用ZrO₂。

图17是第8实施方式的给水腔室210附近的俯视图。另外，在图17中，省略了耐热部件212的图示。

冷却水通道211是在给水腔室210的周围无间隙地配置以放射状延伸的管状体255的结构。形成于冷却水通道211的内部的多个冷却水流路225，从连接到给水腔室210的下部入口部221朝向外周沿周向扩大，并连接到上部出口部222。

如果发生堆芯熔融事故、碎屑213贯通核反应堆压力容器下部封头203而向下部干井216落下，则被堆芯熔融物保持装置230的耐热部件212接住。如果碎屑213下落，则将冷却水向给水腔室210供给，从下部入口部221对各冷却水流路225分配冷却水。

高温的碎屑213的热传递给耐热部件212，进而经由冷却水通道211的壁传递给冷却水。通过传递碎屑213的热量，在冷却水流路225中流动的冷却水都沸腾。

由图10可知，例如在具有20°的倾斜的朝下的传热面的情况下，与朝下的水平面(角度0°)相比，沸腾极限热流通量提高约60％左右。在本实施方式中，由于冷却水流路225具有倾斜，所以通过沸腾产生的蒸汽泡容易通过浮力从作为传热面的冷却水通道211的内面脱离，能够得到良好的热传导率。

图18是表示在冷却水通道的流路高度为一定的情况下的距供水箱中心的距离与冷却通道流路截面积的关系的例子的曲线图。图19是表示将冷却水通道的流路截面积保持为一定的情况下的距供水箱中心的距离与冷却水通道的流路高度的关系的例子的曲线图。

在冷却水流路225的流路高度在半径方向为一定的情况下，冷却水流路225的截面积与距给水腔室210的中心的距离的平方成比例。因此，在冷却水流路225中流动的冷却水的流速有随着接近于外周而变小的倾向。但是，在本实施方式中，由于冷却水流路225的流路高度随着接近于外周而减小，所以冷却水流路225的截面积的增加被抑制。例如也可以如图19所示那样，将冷却水流路225的截面积保持为一定。进而，也可以随着接近于外周而使冷却水流路225的截面积变小。

通过这样抑制外周区域中的冷却水流路225的截面积的增加，能够抑制冷却水流路225内的冷却水的流速降低。即，能够抑制每单位面积、单位时间的用于除热的冷却水随着接近于外周而减小的情况。所以，能够抑制堆芯熔融物保持装置230的局部的温度上升。

从下部入口部211进入到冷却水通道211中的冷却水，通过冷却水流路225而上升，并从位于外周的上部出口部222溢出。从上部出口部222溢出的冷却水的大部分流入到堆芯熔融物保持装置230的圆锥形的部分中。从冷却水通道211出来的冷却水溢水到耐热部件212之上，在碎屑213之上形成水池。形成该水池的冷却水在碎屑213的表面上沸腾，将碎屑213冷却。

这样，通过冷却水通道211的内部的沸腾、和碎屑213的表面的沸腾双方，将碎屑213冷却。

向给水腔室的初始的给水例如通过使设置在堆芯熔融物保持装置的上方的池水重力下落而经由注水配管208进行。在初始注水结束后，向基础215的内部的堆芯熔融物保持装置230的上部溢水的冷却水，通过由冷却水流路225中的沸腾产生的自然循环，被从给水配管209供给到给水腔室210中。给水配管209由于是使冷却水循环的配管，所以也可以称作循环配管。

通过将熔融堆芯冷却而产生的蒸汽被收纳容器上部的冷却器206凝缩，而回到水槽205中。凝缩回到水槽205中的蒸汽后的冷却水再次被用于碎屑213的冷却，通过水自然循环，继续碎屑213的冷却。

耐热部件212的熔点在耐热部件212中使用ZrO2的情况下是约2700℃左右，所以比碎屑113的温度(平均熔点约2200℃)高，熔融的可能性较小。此外，通过配设耐热部件212，碎屑213不直接与冷却水通道211接触，并且通过耐热部件212的热阻抑制了热流通量，所以冷却水通道211的壁损坏的可能性也较小。

这样，通过本实施方式的堆芯熔融物保持装置230，能够有效地降低碎屑的温度，碎屑213被稳定地保持在堆芯熔融物保持装置230的内部。

此外，由于碎屑213不与基础地面207的混凝土直接接触，所以也不发生混凝土浸蚀反应。所以因二氧化碳或氢等的非凝缩性气体产生而引起的加压、或核反应堆外壳的损伤发生的可能性也变小。

[第9实施方式]

图20是有关本发明的第9实施方式的基础地面207附近的立剖视图。

在本实施方式的堆芯熔融物保持装置230中，耐热部件212的铺设厚度越接近于外周变得越厚。

另外，耐热部件212的铺设厚度不需要连续地变化，也可以通过使用厚度不同的耐热块、或层叠耐热块等而非连续地变化。

在这样的堆芯熔融物保持装置中，在冷却水通道211的内部的流路面积较大、冷却水的流速较小的外周部，能够抑制从碎屑213向冷却水的热的传递。因此，能够抑制冷却水通道211的局部的温度上升，能够稳定地保持堆芯熔融物而持续冷却。

[第10实施方式]

图21是有关本发明的第10实施方式的基础地面207附近的立剖视图。

在本实施方式的堆芯熔融物保持装置230中，具有铺设在内周部中的第1耐热部件252、和铺设在其外侧的热传导率比第1耐热部件252小的第2耐热部件253。冷却水流路225的流路高度是一定的。

另外，也可以配置两种以上的耐热部件，以使得越接近于外周、热传导率越小。

在这样的堆芯熔融物保持装置中，在冷却水通道211的内部的流路面积较大、冷却水的流速较小的外周部，抑制了从碎屑213向冷却水的热的传递。因此，能够抑制冷却水通道211的局部的温度上升，能够稳定地保持堆芯熔融物而持续冷却。

[第11实施方式]

图22是有关本发明的第11实施方式的基础地面207附近的立剖视图。

在本实施方式的堆芯熔融物保持装置230中，给水腔室210的上面是向上打开的圆锥状。

在这样的堆芯熔融物保持装置230中，由于给水腔室210的上面具有倾斜，所以在其顶面部分上产生的气泡不会滞留而朝向冷却水流路225流动。因此，能够抑制给水腔室210处的局部的温度上升，能够稳定地保持堆芯熔融物而持续冷却。

[第12实施方式]

图23是第12实施方式的冷却水通道211附近的俯视图。图24是图23的XXIV-XXIV向视剖视图。图25是图23的XXV-XXV向视剖视图。另外，在图23中，省略了耐热部件212的图示。

本实施方式的堆芯熔融物保持装置230具有两种给水配管291、292。第1给水配管291连接在给水腔室210上。第2给水配管292在下部入口部221与上部出口部222之间连接在冷却水通道211上。

在这样的堆芯熔融物保持装置中，对于冷却水通道211的内部的流路面积较大、冷却水的流速较小的外周部，能够供给更多的较冷的冷却水。因此，能够抑制冷却水通道211的局部的温度上升，能够稳定地保持堆芯熔融物而持续冷却。

[第13实施方式]

图26是有关本发明的第13实施方式的基础地面207附近的立剖视图。

本实施方式的堆芯熔融物保持装置230在上部出口部222与给水配管209之间设有堰251。堰251朝向上部出口部222倾斜。

在流过冷却水流路225的中途，通过从碎片213传递的热而在冷却水中产生的气泡，被从上部出口部222与冷却水一起放出。包括该气泡的冷却水的向给水配管209的直接的流入受堰251抑制。因此，冷却水中的气泡的向给水配管209的流入被抑制，更多的冷却水被供给到给水腔室210中。

[第14实施方式]

图27是第14实施方式的基础地面207附近的俯视图。图28是图27的XXVIII-XXVIII向视剖视图。图29是图27的XXIX-XXIX向视剖视图。图30是图27的XXX-XXX向视剖视图。

本实施方式的堆芯熔融物保持装置230具有配设在基础地面207之上的、投影形状是大致正方形的冷却水通道211。在冷却水通道211的上部，形成有由倾斜的底面和向包围该底面的沿铅直方向扩展的壁构成的碎屑保持区域261，在那里保持碎屑。在冷却水通道211的朝向保持碎屑213的区域261的面上，铺设有耐热部件212。

在冷却水通道211的碎屑保持区域261的下方，在内部形成有多个冷却水流路225。冷却水流路225是相互平行的。此外，冷却水流路225以一定的水平方向的宽度从入口部262延伸到出口部263。冷却水流路225的上面沿着碎屑保持区域261的底面从入口部262朝向出口部263上升。冷却水流路225的下面接触在水平形成的基础地面207上。

注水配管208在入口部262的附近开口，从注水配管208所供给的冷却水被放出到由基础侧壁224包围的基础地面207上，至少其一部分从入口部262流入到冷却水流路225中。通过了冷却水流路225的冷却水被从出口部263放出。从注水配管208供给的冷却水储存在由基础侧壁224包围的区域中，如果水位超过包围碎屑保持区域261的壁，则流入到碎屑保持区域261的内部，在碎屑213之上形成水池。形成了该水池的冷却水在碎屑213的表面上沸腾，将碎屑213冷却。

在这样的堆芯熔融物保持装置230中，由于冷却水流路225的上面具有倾斜，所以通过沸腾产生的蒸汽泡容易通过浮力从作为传热面的冷却水流路225的上面脱离，能够得到良好的热传导率。此外，由于冷却水流路225的水平方向的宽度是一定的，所以沿着从碎屑213的作为传热面的冷却水流路225的上面的冷却水的流速的减少被抑制。因此，能够抑制冷却水通道211的局部的温度上升，能够稳定地保持堆芯熔融物，持续冷却。

[第15实施方式]

有关本发明的第15实施方式的堆芯熔融物保持装置230如果从上面观察，则与图27所示的第14实施方式的堆芯熔融物保持装置230相同。

图31是有关本发明的第15实施方式的基础地面207附近的立剖视图。另外，图31相当于图27的XXVIII-XXVIII向视剖视图。

本实施方式的堆芯熔融物保持装置230在基础地面207不是水平、而与碎屑保持区域261的底面平行这一点与第14实施方式不同。即，冷却水流路225在流路面积为一定的状态下从入口部262延伸到出口部263。因此，冷却水的流速不会降低而从入口部262流到出口部263，能够抑制冷却水通道211的局部的温度上升，能够稳定地保持堆芯熔融物而持续冷却。

[第16实施方式]

图32是有关本发明的第16实施方式的基础地面207附近的俯视图。图33是图32的XXXIII-XXXIII向视立剖视图。

本实施方式的堆芯熔融物保持装置230是分别连接到第13实施方式的堆芯熔融物保持装置的冷却水通道的入口部262及出口部263而沿铅直方向延伸的入口侧垂直流路281及出口侧垂直流路282的结构。入口侧垂直流路281及出口侧垂直流路282的上面被开放。此外，注水配管208延伸到入口侧垂直流路281的上面附近。

从注水配管208放出的冷却水流入到入口侧垂直流路281中，通过冷却水流路225从出口侧垂直流路282溢出。从出口侧垂直流路282溢出的冷却水的一部分流入到碎屑保持区域261中。

在这样的堆芯熔融物保持装置230中，从注水配管208所供给的较冷的冷却水容易流入到冷却水流路225中，能够将碎屑213有效地冷却。

[第17实施方式]

有关本发明的第17实施方式的堆芯熔融物保持装置230如果从上面观察，与图32所示的第16实施方式的堆芯熔融物保持装置230相同。

图34是有关本发明的第17实施方式的基础地面207附近的立剖视图。另外，图34相当于图32的XXXIII-XXXIII向视立剖视图。

本实施方式的堆芯熔融物保持装置230是第16实施方式的基础地板207从入口侧垂直流路281朝向出口侧垂直流路282上升的结构。

在这样的堆芯熔融物保持装置230中，由于从入口侧垂直流路281到出口侧垂直流路282之间的冷却水流路225的流路面积不变化，所以冷却水的流速不会降低。因此，能够将碎屑213有效地冷却。

[其他实施方式]

另外，以上的说明是单纯的例示，本发明并不限于上述各实施方式，可以通过各种形态实施。此外，也可以将各实施方式的特征组合起来实施。

Claims

1、一种堆芯收集器，用于接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片，其特征在于，

具有位于上述核反应堆容器的下方、在其内部形成有从冷却水注入配管所供给的冷却水流动的以放射状延伸的多个冷却通道的主体部。

2、如权利要求1所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述主体部具备与上述冷却水注入配管及多个上述冷却通道连接、将上述冷却水分配到上述冷却通道中的分配器。

3、如权利要求2所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述分配器的内上面是向上扩大的圆锥状。

4、如权利要求1～3中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述主体部的从其中心到外周之间被划分为多个区域，越接近于外周的区域形成越多的上述冷却通道。

5、如权利要求4所述的堆芯收集器，其特征在于，

在上述区域相互连接的部分，形成有与多个上述冷却通道连接、将上述冷却水分配到形成在外侧的区域的上述冷却通道的中间集管。

6、如权利要求1～5中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

在上述主体部的上面形成有耐热材料层。

7、如权利要求6所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述耐热材料层是金属氧化物及玄武岩类混凝土的任一种。

8、如权利要求6或7所述的堆芯收集器，其特征在于，

在上述耐热材料层的上面形成有排水槽。

9、如权利要求6～8中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

在上述耐热材料层的上侧表面形成有牺牲混凝土层。

10、如权利要求6～9中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述耐热材料层形成为，与上述主体部的半径方向的内侧相比，外侧的铺设厚度较大。

11、如权利要求6～9中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述耐热材料层具备第1耐热材料层、和比上述第1耐热材料层热传导率小、位于比上述第1耐热材料层更靠上述主体部的半径方向外侧的第2耐热材料层。

12、如权利要求1～11中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述冷却材料注入配管的至少一部分埋入在用于形成上述主体部所处的空间的基础侧壁中。

13、如权利要求1～12中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述主体部是将多个主体断片组合的结构。

14、如权利要求13所述的堆芯收集器，其特征在于，

位于外周部的上述主体断片的与形成上述主体部所处的空间的基础侧壁对置的边是沿着上述基础侧壁的形状的曲线。

15、如权利要求1～14中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

具有循环配管，该循环配管使从上述冷却通道放出到上述主体部之上的上述冷却水的至少一部分回到上述冷却水通道中。

16、如权利要求15所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述循环配管包括第1循环配管、和在比上述第1循环配管靠上述冷却通道的下游侧使上述冷却水回到上述冷却水通道中的第2循环配管。

17、如权利要求15或16所述的堆芯收集器，其特征在于，

具有设在上述循环配管的入口侧的开口和上述冷却通道的出口侧的开口之间的堰。

18、如权利要求17所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述堰朝向上述冷却通道的出口侧的开口倾斜。

19、如权利要求1～17中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述冷却通道的内上面的一部分沿着上述冷却水流动的方向相对于水平倾斜。

20、如权利要求19所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述冷却通道的内上面的相对于水平的斜度越靠上述冷却水的流动方向的下游侧越大。

21、如权利要求1～20中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

在上述冷却通道的内壁上形成有多个凹凸。

22、如权利要求1～21中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

具有：

检测机构，检测熔融堆芯下落的征兆；和

冷却水供给机构，如果上述检测机构检测到上述征兆，则经由上述冷却水注水配管将冷却水供给到上述冷却通道中。

23、如权利要求22所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述冷却水供给机构具有：

第1水槽，位于上述冷却通道的出口的上方，储存冷却水；

注入阀，插入在上述冷却水注入配管的中途；和

注入阀控制器，连接在上述检测机构上，如果上述检测机构检测到上述征兆则将上述注入阀打开。

24、如权利要求23所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述检测机构用于检测上述核反应堆容器的下方的环境气体的温度；

上述注入阀控制器在上述核反应堆容器的下方的环境气体的温度超过了预定的温度的情况下将上述注入阀打开。

25、如权利要求23所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述检测机构用于检测上述核反应堆容器的下部封头的温度；

上述注入阀控制器在上述下部封头的温度超过了预定的温度的情况下将上述注入阀打开。

26、如权利要求23所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述检测机构用于检测上述核反应堆容器的内部的水位；

上述注入阀控制器在上述核反应堆容器的内部的水位低于预定的水位并经过了预定的时间的情况下将上述注入阀打开。

27、如权利要求22所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述冷却水供给机构具有：

第2水槽，用于储存冷却水；

泵，从上述第2水槽向上述给水腔室送出冷却水；和

泵控制器，连接在上述检测机构上，如果上述检测机构检测到上述征兆则启动上述泵。

28、如权利要求1～27中任一项所述的堆芯收集器，其特征在于，

在上述冷却通道中，与上述主体部的半径方向的内侧相比，外侧的流路高度形成得较小。

29、一种堆芯收集器，用于接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片，其特征在于，

具有：

冷却水通道，形成有由相对于水平方向倾斜的底面和在该底面的周围沿铅直方向扩展的壁包围的向上打开的堆芯熔融物保持区域，以及在水平方向的宽度为一定的状态下沿着上述堆芯熔融物保持区域的底面、上面一边上升一边延伸的相互平行的多个冷却水流路；和

耐热部件，安装在上述冷却水通道的朝向堆芯熔融物保持区域的面上。

30、如权利要求29所述的堆芯收集器，其特征在于，

上述冷却水流路的长度全部相同。

31、一种核反应堆外壳，收纳核反应堆容器，其特征在于，

在上述核反应堆容器的下方设置堆芯收集器，该堆芯收集器具备位于核反应堆容器的下方、在其内部形成有供从冷却水注入配管所供给的冷却水流动的以放射状延伸的多个冷却通道的主体部，并用于接住在上述核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片。

32、如权利要求31所述的核反应堆外壳，其特征在于，

具有储存上述冷却水、并连接有上述冷却水注入配管的冷却水储水池。

33、一种核反应堆外壳，收纳核反应堆容器，其特征在于，

具有：

基础地面，位于上述核反应堆容器的下方；

基础侧壁，支承上述核反应堆容器，包围上述基础地面的周围；和

堆芯收集器，设置在基础地面之上，具备冷却水通道和隔热部件，其中，所述冷却水通道形成有由相对于水平方向倾斜的底面和在该底面的周围沿铅直方向扩大的壁包围的向上打开的堆芯熔融物保持区域，以及在水平方向的宽度为一定的状态下沿着上述堆芯熔融物保持区域的底面、上面一边上升一边延伸的相互平行的多个冷却水流路，所述隔热部件安装在上述冷却水通道的朝向堆芯熔融物保持区域的面上。

34、一种堆芯收集器的制造方法，该堆芯收集器用于接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片，其特征在于，

该方法具有：

主体断片制造工序，制造主体断片，在主体断片的内部形成有供冷却水流动的多个冷却通道；

主体配设工序，将多个上述主体断片配设在上述核反应堆容器的下方，以使上述冷却通道以放射状延伸；和

配管连接工序，将供给上述冷却水的冷却水注入配管连接在上述冷却通道上。

35、如权利要求34所述的堆芯收集器的制造方法，其特征在于，

该方法具有：

制造块状的耐热材料片的工序；和

将上述耐热材料片安装在上述冷却通道的上面的工序。

36、如权利要求34所述的堆芯收集器的制造方法，其特征在于，

该方法具有：

耐热材料片制造工序，制造块状的耐热材料片；和

在上述主体断片制造工序以及上述耐热材料片制造工序之后、上述主体配设工序之前，将上述耐热部件安装在各个上述主体断片的上面。

37、一种核反应堆外壳的制造方法，该核反应堆外壳用于收纳核反应堆容器，其特征在于，

该方法具有：

基础侧壁扩大工序，从形成位于上述核反应堆容器的下方的空间的基础侧壁的下端将预定的高度沿径向扩大；

堆芯收集器配设工序，将具备在其内部中形成有供冷却水流动的以放射状延伸的多个冷却通道的主体部、接住在上述核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通上述核反应堆容器时产生的堆芯碎片的堆芯收集器，从上述基础侧壁的下端配设在上述预定的高度的铅直方向范围中；和

配管连接工序，将供给上述冷却水的冷却水注入配管连接到上述冷却通道上。

38、如权利要求37所述的核反应堆外壳的制造方法，其特征在于，

上述堆芯收集器配设工序具有：

主体断片制造工序，制造在其内部形成有上述冷却通道的堆芯收集器主体断片；和

主体配设工序，配设多个上述主体断片，以使上述冷却通道以放射状延伸。