JP2014106041A - Nuclear reactor containment and method of constructing the same - Google Patents

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佳彦 石井
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隆久 松▲崎▼
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide nuclear reactor containment capable of suppressing erosion of a concrete layer by a meltdown object to secure soundness during a severe accident such as meltdown, and a method of constructing the same capable of applying to existing nuclear reactor containment.SOLUTION: Nuclear reactor containment includes: a reactor pressure vessel 4; a pedestal 5 that is provided on a foundation part 2a so as to support the reactor pressure vessel 4; and a concrete layer 6 having a lower side first concrete layer 22 that is provided on the foundation part 2a in the pedestal 5 and includes concrete using limestone as aggregate and an upper side second concrete layer 23 including concrete using aggregate whose generation rate of a gas during thermal decomposition is smaller than limestone.

Description

本発明は、原子炉格納容器及びその施工方法に関する。   The present invention relates to a reactor containment vessel and a construction method thereof.

原子力発電所の工学的安全設備の一つである原子炉格納容器は、原子炉で事故が万一発生した場合においても、放射能を閉じ込める機能が維持されることが求められている。   The reactor containment vessel, which is one of the engineering safety equipment of nuclear power plants, is required to maintain the function of confining radioactivity even in the event of an accident in the reactor.

原子炉格納容器の内部に格納された原子炉圧力容器内の炉心が溶融するような過酷事故が万一発生した場合、炉心溶融物が原子炉圧力容器内から原子炉格納容器の基礎部のコンクリート上に落下する可能性がある。炉心溶融物がコンクリート上に落下すると、炉心溶融物がコンクリートを侵食して、原子炉格納容器の密封性を損ね、原子炉格納容器の健全性が損なわれる虞がある。また、炉心溶融物とコンクリートとが反応することにより、二酸化炭素や水素等の非凝縮性ガスが発生する。これらの非凝縮性ガスは、原子炉格納容器内の圧力を上昇させるので、耐圧限度を超えた場合には、原子炉格納容器の健全性を損なう虞がある。   In the unlikely event that a severe accident occurs in which the core in the reactor pressure vessel stored inside the reactor containment vessel melts, the core melt will be transferred from the reactor pressure vessel to the concrete of the foundation of the reactor containment vessel. May fall on top. If the core melt falls on the concrete, the core melt may erode the concrete, impairing the sealing property of the reactor containment vessel, and may impair the soundness of the reactor containment vessel. In addition, non-condensable gases such as carbon dioxide and hydrogen are generated by the reaction between the core melt and concrete. Since these non-condensable gases increase the pressure in the reactor containment vessel, the soundness of the reactor containment vessel may be impaired when the pressure limit is exceeded.

このような過酷事故の対応策として、特許文献1乃至特許文献3に記載の技術が提案されている。   As countermeasures against such severe accidents, techniques described in Patent Documents 1 to 3 have been proposed.

特許文献1に記載の技術は、原子炉圧力容器の下方に位置し、冷却水が流れる複数の冷却チャンネルをその内部に形成した鋼製本体部を有するコアキャッチャーを提供するものである。   The technique described in Patent Document 1 provides a core catcher having a steel main body portion that is located below a reactor pressure vessel and has a plurality of cooling channels in which cooling water flows.

また、特許文献2に記載の技術は、原子炉格納容器内に設置されたペデスタルの内壁,外壁下部,及びペデスタルの床と、原子炉格納容器内の床及びその内壁の下部とに耐熱材を布設するものである。   In addition, the technique described in Patent Document 2 uses a heat-resistant material on the inner wall of the pedestal, the lower part of the outer wall, and the pedestal floor installed in the reactor containment vessel, and the floor in the reactor containment vessel and the lower part of the inner wall. It is laid.

また、特許文献3に記載の技術は、原子炉圧力容器の下方に位置するペデスタルの領域を形成する壁面及び床面の構造物を、高融点で且つ高密度の材料から成る粗骨材を有するコンクリートにより形成するものである。   In addition, the technique described in Patent Document 3 includes a coarse aggregate made of a high-melting-point and high-density material in a wall surface and a floor surface structure forming a pedestal region located below the reactor pressure vessel. It is formed from concrete.

特開2007−225356号公報JP 2007-225356 A 特開平5−5795号公報Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-5795 特開2005−337733号公報JP 2005-337733 A

上記した特許文献1に記載の技術を、既設の原子炉格納容器に適用しようとすると、原子炉圧力容器の下側には、制御棒駆動機構及び計装配管が配置されているため、設置スペースが確保できない場合がある。   If the technique described in Patent Document 1 is applied to an existing reactor containment vessel, a control rod drive mechanism and instrumentation piping are arranged below the reactor pressure vessel, so that the installation space May not be secured.

また、特許文献2に記載の技術は、設置スペースの少ない既設の原子炉格納容器に適用できるが、耐熱材として使用する耐熱タイルはブロック形状であるため、各耐熱材間の目地を耐熱性のある充填剤で塞ぐための追加作業が必要である。また、耐熱タイルの布設作業を機械化することはペデスタル内の空間が狭い等の理由により難しく、布設作業に時間やコストがかかるという問題がある。   Moreover, although the technique of patent document 2 is applicable to the existing reactor containment vessel with little installation space, since the heat-resistant tile used as a heat-resistant material is a block shape, the joint between each heat-resistant material is made into heat-resistant. Additional work is required to plug with some filler. Further, it is difficult to mechanize the laying operation of the heat resistant tile because the space in the pedestal is narrow, and there is a problem that the laying operation takes time and cost.

また、特許文献3に記載の技術は、炉心溶融物がコンクリートを侵食した場合に、高融点で且つ高密度の材料から成る粗骨材を有するコンクリートを用いることにより、コンクリートと炉心溶融物の間に、熱絶縁性がよい固化クラスト(下部クラスト)を形成させてコンクリートの侵食を抑制するものである。具体的には、WやTa等の高融点かつ高比重の材料から成る骨材と、骨材よりも分解温度及び密度の低いコンクリートを混合して一体成形した構造材を原子炉格納容器底部に対応する部分に設けることで、コンクリートと炉心溶融物の境界に骨材成分と炉心溶融物の共融混合を形成させるものである。   In addition, the technique described in Patent Document 3 uses a concrete having a coarse aggregate made of a high-melting-point and high-density material when the core melt erodes the concrete, so that the gap between the concrete and the core melt is reduced. In addition, a solid crust (lower crust) with good thermal insulation is formed to suppress erosion of concrete. Specifically, an aggregate made of a mixture of a high melting point and high specific gravity material such as W or Ta and concrete having a decomposition temperature and density lower than that of the aggregate are integrally formed at the bottom of the reactor containment vessel. By providing in the corresponding part, the eutectic mixture of the aggregate component and the core melt is formed at the boundary between the concrete and the core melt.

このようにすると、粒子状コンクリート分解生成物が炉心溶融物上面に堆積して冷却水が炉心溶融物の上面に浸透することを妨げないと記載しているが、その現象が発生する可能性があるのは炉心溶融物の落下の少ない側壁近傍だけであり、炉心溶融物は主にペデスタル領域の中心に位置する原子炉圧力容器の底部から継続して落下するため、この技術は炉心溶融物の上部に形成される固化クラスト(上部クラスト)の形成を防ぐ十分な対応にはなっていない。   In this way, it is described that the particulate concrete decomposition product does not prevent the cooling water from penetrating the upper surface of the core melt by depositing on the upper surface of the core melt, but this phenomenon may occur. There is only in the vicinity of the side wall where the core melt is less likely to fall, and the core melt continues to fall mainly from the bottom of the reactor pressure vessel located at the center of the pedestal region, so this technology It is not enough to prevent the formation of a solid crust (upper crust) formed on the upper part.

炉心溶融物は主に上面から冷却されるので、注水で炉心溶融物の上部が冷却されて熱絶縁性のよい固化クラストが形成されると、炉心溶融物の上面からの十分な冷却が阻害されて、下部クラストを形成させてもコンクリートの侵食が抑制できない虞がある。   Since the core melt is mainly cooled from the upper surface, if the upper part of the core melt is cooled by water injection to form a solidified crust with good thermal insulation, sufficient cooling from the upper surface of the core melt is hindered. Thus, there is a possibility that the erosion of the concrete cannot be suppressed even if the lower crust is formed.

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、炉心溶融のような過酷事故時に、炉心溶融物によるコンクリート層の侵食を抑制して、健全性を確保でき、既設の原子炉格納容器に適用することができる原子炉格納容器及びその施工方法を提供するものである。   The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and its purpose is to suppress the erosion of the concrete layer by the core melt in a severe accident such as core melting and to ensure soundness. The present invention provides a reactor containment vessel that can be applied to an existing reactor containment vessel and a method for constructing the same.

上記課題を解決するため、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を支持するように基礎部上に設置されたペデスタルと、前記ペデスタル内部の前記基礎部上に設けられ、骨材として石灰岩を用いたコンクリートを含んだ下部側の第1のコンクリート層と,熱分解された時のガスの発生量が石灰岩より少ない骨材を用いたコンクリートを含んだ上部側の第2のコンクリート層とを有するコンクリート層とを備えたことを特徴とする。
In order to solve the above problems, for example, the configuration described in the claims is adopted.
The present application includes a plurality of means for solving the above-mentioned problems. To give an example, a reactor pressure vessel, a pedestal installed on a base so as to support the reactor pressure vessel, and the pedestal The first concrete layer on the lower side including concrete using limestone as an aggregate, and an aggregate that generates less gas than limestone when pyrolyzed are provided on the foundation portion inside. And a concrete layer having an upper second concrete layer containing concrete.

本発明によれば、コンクリート層を、骨材として石灰岩を用いた下部側の第1のコンクリート層と,熱分解された時のガスの発生量が石灰岩より少ない骨材を用いた上部側の第2のコンクリート層とで形成したので、炉心溶融物がコンクリート層に落下するような事故が万一発生した場合においても、炉心溶融物によるコンクリート層の侵食を抑制して、原子炉格納容器の健全性を確保することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
According to the present invention, the concrete layer is composed of a first concrete layer on the lower side using limestone as an aggregate and an upper side using an aggregate that generates less gas than limestone when pyrolyzed. In the unlikely event of an accident where the core melt falls into the concrete layer, the erosion of the concrete layer by the core melt is suppressed and the reactor containment vessel is sound. Sex can be secured.
Problems, configurations, and effects other than those described above will be clarified by the following description of embodiments.

本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を適用した改良型沸騰水型原子炉建屋の概略断面図である。1 is a schematic cross-sectional view of an improved boiling water reactor building to which a first embodiment of a reactor containment vessel of the present invention is applied. 図1に示す本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。It is an expanded sectional view which shows the concrete layer which comprises 1st Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention shown in FIG. 図2のIII−III矢視から本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を構成するコンクリート層を見た平面図である。It is the top view which looked at the concrete layer which comprises 1st Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention from the III-III arrow of FIG. 本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を構成するコンクリート層の炉心溶融物による侵食状態を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the erosion state by the core melt of the concrete layer which comprises 1st Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention. 本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。It is an expanded sectional view which shows the concrete layer which comprises the modification of 1st Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention. 図5のVI−VI矢視から本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例を構成するコンクリート層を見た平面図である。It is the top view which looked at the concrete layer which comprises the modification of 1st Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention from the VI-VI arrow view of FIG. 本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。It is an expanded sectional view which shows the concrete layer which comprises 2nd Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention. 図7のVIII−VIII矢視から本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態を構成するコンクリート層を見た平面図である。It is the top view which looked at the concrete layer which comprises 2nd Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention from the VIII-VIII arrow of FIG. 本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。It is an expanded sectional view which shows the concrete layer which comprises 3rd Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention. 本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態の変形例を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。It is an expanded sectional view which shows the concrete layer which comprises the modification of 3rd Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention.

以下、本発明の原子炉格納容器及びその施工方法の実施の形態を図面を用いて説明する。
図1乃至図3は本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を示すもので、図1は本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を適用した改良型沸騰水型原子炉建屋の概略断面図、図2は図1に示す本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を構成するコンクリート層を示す拡大断面図、図3は図2のIII−III矢視から本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を構成するコンクリート層を見た平面図である。
Hereinafter, embodiments of a reactor containment vessel and a construction method thereof according to the present invention will be described with reference to the drawings.
1 to 3 show a first embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention. FIG. 1 shows an improved boiling water type to which the first embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention is applied. 2 is a schematic cross-sectional view of the reactor building, FIG. 2 is an enlarged cross-sectional view showing a concrete layer constituting the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention shown in FIG. 1, and FIG. 3 is an arrow III-III in FIG. It is the top view which looked at the concrete layer which comprises 1st Embodiment of the nuclear reactor containment vessel of this invention from the view.

図1において、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)の原子炉建屋1内には、原子炉格納容器2が設置されている。原子炉格納容器2は、この例では、鋼製ライナ3を内張りした鉄筋コンクリート製で構成されており、密封性及び耐圧性が確保されている。   In FIG. 1, a reactor containment vessel 2 is installed in a reactor building 1 of an improved boiling water reactor (ABWR). In this example, the reactor containment vessel 2 is made of reinforced concrete lined with a steel liner 3, and sealability and pressure resistance are ensured.

原子炉格納容器2内には、炉心(図示せず)を内蔵した原子炉圧力容器4が格納されている。原子炉圧力容器4は、原子炉格納容器2の基礎部2a上に立設した略円筒状のペデスタル5によって支持されている。ペデスタル5には、点検時等に作業者がペデスタル5の内部へ立ち入ることができるように、開口部(図示せず)が設けられている。ペデスタル5内部の原子炉圧力容器4の下方には、ペデスタルキャビティ9が形成されている。   A reactor pressure vessel 4 containing a core (not shown) is stored in the reactor containment vessel 2. The reactor pressure vessel 4 is supported by a substantially cylindrical pedestal 5 erected on the base portion 2 a of the reactor containment vessel 2. The pedestal 5 is provided with an opening (not shown) so that an operator can enter the pedestal 5 at the time of inspection or the like. A pedestal cavity 9 is formed below the reactor pressure vessel 4 inside the pedestal 5.

原子炉圧力容器4の下側には、制御棒を駆動する制御棒駆動機構7及び計装配管(図示せず)が配置されている。原子炉格納容器2の側壁2bとペデスタル5の間には、ダイヤフラムフロア8が架け渡されている。ダイヤフラムフロア8は、原子炉格納容器2の内部をドライウェル10とウェットウェル11とに分割している。   A control rod drive mechanism 7 for driving the control rod and an instrumentation pipe (not shown) are arranged below the reactor pressure vessel 4. A diaphragm floor 8 is bridged between the side wall 2 b of the reactor containment vessel 2 and the pedestal 5. The diaphragm floor 8 divides the inside of the reactor containment vessel 2 into a dry well 10 and a wet well 11.

ドライウェル10はダイヤフラムフロア8より上方の原子炉圧力容器4の周囲の空間である。ウェットウェル11はダイヤフラムフロア8より下方のペデスタル5の周囲の空間である。ドライウェル10とウェットウェル11はベント管13を介して連通されている。ベント管13は、冷却材喪失事故等によりドライウェル10に蒸気が流入した場合に、蒸気をドライウェル10からウェットウェル11へ導くものである。ウェットウェル11へ導かれた蒸気はウェットウェル11のサプレッションプール水12で凝縮され、原子炉格納容器2内の圧力上昇が抑制される。   The dry well 10 is a space around the reactor pressure vessel 4 above the diaphragm floor 8. The wet well 11 is a space around the pedestal 5 below the diaphragm floor 8. The dry well 10 and the wet well 11 communicate with each other through a vent pipe 13. The vent pipe 13 guides the steam from the dry well 10 to the wet well 11 when the steam flows into the dry well 10 due to a coolant loss accident or the like. The steam guided to the wet well 11 is condensed by the suppression pool water 12 of the wet well 11 and the pressure increase in the reactor containment vessel 2 is suppressed.

原子炉圧力容器4には、給水管14が接続されており、通常運転時には、給水管14を介してタービン建屋に設置された復水器(図示せず)の水が給水ポンプ(図示せず)から原子炉圧力容器4に供給される。給水管14には、事故時に発電所外部の水源から冷却水を原子炉圧力容器4内に代替注入できるように、消防ホースと接続可能な接続プラグ15が設けられている。   A water supply pipe 14 is connected to the reactor pressure vessel 4, and during normal operation, water from a condenser (not shown) installed in the turbine building via the water supply pipe 14 is supplied to a water supply pump (not shown). ) To the reactor pressure vessel 4. The water supply pipe 14 is provided with a connection plug 15 that can be connected to a fire hose so that cooling water can be alternatively injected into the reactor pressure vessel 4 from a water source outside the power plant in the event of an accident.

原子炉圧力容器4には、緊急炉心冷却系の配管16が接続されている。配管16は、事故時に原子炉圧力容器4内に冷却水を注入するためのものである。   The reactor pressure vessel 4 is connected to an emergency core cooling system pipe 16. The piping 16 is for injecting cooling water into the reactor pressure vessel 4 at the time of an accident.

原子炉格納容器2の上部には、原子炉格納容器スプレイ系のスプレイノズル17が設置されている。スプレイノズル17は事故時に原子炉格納容器2内に冷却水を噴霧するためのものであり、事故時に発生した蒸気は冷却水の噴霧により凝縮され、原子炉格納容器2内の圧力上昇が抑制される。   A spray nozzle 17 of a reactor containment vessel spray system is installed on the upper part of the reactor containment vessel 2. The spray nozzle 17 is for spraying the cooling water into the reactor containment vessel 2 at the time of the accident, and the steam generated at the time of the accident is condensed by the spraying of the cooling water, and the pressure rise in the reactor containment vessel 2 is suppressed. The

緊急炉心冷却系及び原子炉格納容器スプレイ系は、事故時に復水貯蔵タンク(図示せず)に貯蔵された復水やサプレッションプール水12を水源とし、非常用ディーゼルポンプ(図示せず)により冷却水が給水される構造になっている。また、緊急炉心冷却系及び原子炉格納容器スプレイ系は、非常用ディーゼルポンプが作動しない場合においても、消防ホース等を用いて発電所外部の水源から冷却水を給水できる構造になっている。   The emergency core cooling system and the containment vessel spray system are cooled by an emergency diesel pump (not shown) using the condensate or suppression pool water 12 stored in a condensate storage tank (not shown) in the event of an accident as a water source. It has a structure where water is supplied. Moreover, the emergency core cooling system and the reactor containment vessel spray system have a structure in which cooling water can be supplied from a water source outside the power plant using a fire hose or the like even when the emergency diesel pump does not operate.

接続プラグ15が設けられた給水管14、配管16及びスプレイノズル17は、炉心が溶融するような事故時に発電所外部の水源から冷却材をペデスタル5内部に供給する冷却材供給部として機能する。   The water supply pipe 14, the pipe 16, and the spray nozzle 17 provided with the connection plug 15 function as a coolant supply unit that supplies coolant to the inside of the pedestal 5 from a water source outside the power plant at the time of an accident in which the core melts.

原子炉格納容器2の側壁2b及びペデスタル5の内壁には、ガス組成分析センサ18が設置されている。ガス組成分析センサ18は、原子炉格納容器2内のガス成分(例えば、水素、一酸化炭素、二酸化炭素等)の濃度を計測するものである。   A gas composition analysis sensor 18 is installed on the side wall 2 b of the reactor containment vessel 2 and the inner wall of the pedestal 5. The gas composition analysis sensor 18 measures the concentration of gas components (for example, hydrogen, carbon monoxide, carbon dioxide, etc.) in the reactor containment vessel 2.

ペデスタル5内部の原子炉格納容器2の基礎部2a上には、コンクリート層6が設けられている。コンクリート層6は、炉心が溶融する過酷事故が発生し、炉心溶融物101が原子炉圧力容器4からペデスタルキャビティ9内へ落下した場合に、炉心溶融物101を受け止めるものである。   A concrete layer 6 is provided on the foundation portion 2 a of the reactor containment vessel 2 inside the pedestal 5. The concrete layer 6 receives the core melt 101 when a severe accident in which the core melts occurs and the core melt 101 falls from the reactor pressure vessel 4 into the pedestal cavity 9.

次に、上述したコンクリート層6の詳細な構成を図2及び図3を用いて説明する。
図2及び図3において、コンクリート層6は、下部側の第1のコンクリート層22と、上部側の第2のコンクリート層23とを有している。コンクリート層6は、内部に鉄筋21が配筋されている。
Next, the detailed structure of the concrete layer 6 mentioned above is demonstrated using FIG.2 and FIG.3.
2 and 3, the concrete layer 6 has a first concrete layer 22 on the lower side and a second concrete layer 23 on the upper side. The concrete layer 6 has reinforcing bars 21 arranged therein.

下部側の第1のコンクリート層22は、熱分解された時にガスの発生量が多い骨材(例えば、石灰岩)を用いたコンクリートで形成されている。石灰岩は、炭酸カルシウム(CaCO3)を主成分とする堆積岩である。石灰岩は、高温の炉心溶融物101と接触すると、一酸化炭素や二酸化炭素等の非凝縮性ガスや水蒸気が多量に発生する。   The first concrete layer 22 on the lower side is formed of concrete using an aggregate (for example, limestone) that generates a large amount of gas when pyrolyzed. Limestone is a sedimentary rock mainly composed of calcium carbonate (CaCO3). When limestone comes into contact with the high-temperature core melt 101, a large amount of non-condensable gas such as carbon monoxide and carbon dioxide and water vapor are generated.

上部側の第2のコンクリート層23は、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材(例えば、玄武岩)を用いたコンクリートで形成されており、その厚さは30cmから60cm程度である。玄武岩は、二酸化ケイ素(SiO2)を約50%含み、その他に酸化マグネシウム(MgO)、酸化鉄(FeO)、酸化カルシウム(CaO)等を含む火成岩である。玄武岩は、高温の炉心溶融物101と接触しても、非凝縮性ガスの発生量が少ない。   The second concrete layer 23 on the upper side is made of concrete using an aggregate (for example, basalt) that generates a small amount of gas when pyrolyzed, and has a thickness of about 30 to 60 cm. Basalt is an igneous rock containing about 50% silicon dioxide (SiO 2) and containing magnesium oxide (MgO), iron oxide (FeO), calcium oxide (CaO) and the like. Even if the basalt comes into contact with the high-temperature core melt 101, the amount of non-condensable gas generated is small.

本実施の形態は、新設の原子炉格納容器に適用可能である共に、熱分解された時にガスの発生量が多い骨材(例えば、石灰岩)を用いたコンクリートで形成されたコンクリート層を備えた既設の原子炉格納容器に適用可能である。これらの場合における本実施の形態の施工方法について説明する。   The present embodiment can be applied to a new reactor containment vessel, and has a concrete layer formed of concrete using aggregate (for example, limestone) that generates a large amount of gas when pyrolyzed. It can be applied to existing reactor containment vessels. The construction method of this embodiment in these cases will be described.

新設の原子炉格納容器の場合には、原子炉格納容器2内にペデスタル5を設置した後、ペデスタル5の内部の原子炉格納容器2の基礎部2a上に鉄筋21を配筋する。次に、石灰岩、セメント、砂、水を混合したコンクリートを、配筋した基礎部2a上に打設する。このコンクリートが硬化することにより、下部側の第1のコンクリート層22が形成される。   In the case of a new reactor containment vessel, after the pedestal 5 is installed in the reactor containment vessel 2, the reinforcing bars 21 are arranged on the foundation 2 a of the reactor containment vessel 2 inside the pedestal 5. Next, concrete mixed with limestone, cement, sand, and water is placed on the arranged foundation portion 2a. When the concrete is hardened, the first concrete layer 22 on the lower side is formed.

その後、玄武岩、セメント、砂、水を混合したコンクリートを、下部側の第1のコンクリート層22上に打設する。このコンクリートが硬化することにより、上部側の第2のコンクリート層23が形成される。このようにして、コンクリート層6は、鉄筋21を配筋した上下2層構造に形成される。   Thereafter, concrete mixed with basalt, cement, sand, and water is placed on the first concrete layer 22 on the lower side. As the concrete hardens, a second concrete layer 23 on the upper side is formed. In this way, the concrete layer 6 is formed in an upper and lower two-layer structure in which reinforcing bars 21 are arranged.

既設の原子炉格納容器の場合には、ペデスタル5の開口部(図示せず)から、コンクリート層6の施工に必要な機材をペデスタル5内へ搬入する。次に、既設のコンクリート層を下部側の第1のコンクリート層22とし、下部側の第1のコンクリート層22(既設のコンクリート層)上に鉄筋21を配筋する。   In the case of an existing reactor containment vessel, equipment necessary for the construction of the concrete layer 6 is carried into the pedestal 5 from an opening (not shown) of the pedestal 5. Next, the existing concrete layer is used as the first concrete layer 22 on the lower side, and the reinforcing bars 21 are arranged on the first concrete layer 22 on the lower side (existing concrete layer).

その後、骨材として玄武岩を用いたコンクリートを下部側の第1のコンクリート層22(既設のコンクリート層)上に打設する。このコンクリートが硬化することにより、上部側の第2のコンクリート層23が形成される。このようにして、コンクリート層6は、既設のコンクリート層を下部側の第1のコンクリート層22とし、鉄筋21を配筋した上下2層構造に形成される。   Then, concrete using basalt as aggregate is placed on the first concrete layer 22 (existing concrete layer) on the lower side. As the concrete hardens, a second concrete layer 23 on the upper side is formed. In this way, the concrete layer 6 is formed in an upper and lower two-layer structure in which the existing concrete layer is the first concrete layer 22 on the lower side and the reinforcing bars 21 are arranged.

次に、本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の過酷事故時における作用について図1及び図4を用いて説明する。
図4は本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態を構成するコンクリート層の炉心溶融物による侵食状態を示す説明図である。なお、図4において、図1乃至図3に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
Next, the operation of the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention during a severe accident will be described with reference to FIGS. 1 and 4.
FIG. 4 is an explanatory view showing an erosion state of the concrete layer constituting the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention by the core melt. In FIG. 4, the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 3 are the same parts, and detailed description thereof is omitted.

図1に示すように、過渡事象あるいは配管破断による冷却材喪失事故等を起因事象として、多重の安全装置の作動が設計時の想定以上に失敗した過酷事故が発生した場合、炉心(図示せず)が溶融して、液体、固体、又はそれらが混じり合った炉心溶融物101が原子炉圧力容器4の下部に設置された計装配管(図示せず)や制御棒駆動機構7を溶融してコンクリート層6に落下することが想定される。具体的には、津波等により直流電源が喪失し、さらに非常用ディーゼルポンプの起動も失敗して原子炉圧力容器4内に注水できないような場合である。   As shown in FIG. 1, when a severe accident occurs in which the operation of multiple safety devices fails more than expected at the time of design due to a transient event or a loss of coolant accident due to pipe breakage, etc., the core (not shown) ) Melts and melts the liquid, solid, or mixed core melt 101 in the instrumentation pipe (not shown) and the control rod drive mechanism 7 installed in the lower part of the reactor pressure vessel 4. It is assumed that the concrete layer 6 falls. Specifically, this is a case where the DC power source is lost due to a tsunami or the like, and the emergency diesel pump fails to start and water cannot be injected into the reactor pressure vessel 4.

このような過酷事故が発生した場合、消火栓等の外部水源から消防ホース等によって給水管14及び緊急炉心冷却系の配管16に冷却水を供給する代替注入が行われる。この代替注入はアクシデントマネージメント(AM)として規定されている。   When such a severe accident occurs, alternative injection for supplying cooling water from an external water source such as a fire hydrant to the water supply pipe 14 and the piping 16 of the emergency core cooling system is performed by a fire hose or the like. This alternative injection is defined as accident management (AM).

アクシデントマネージメントにより原子炉圧力容器4に代替注入された冷却水は、上部側の第2のコンクリート層23上に拡がった炉心溶融物101を上面から冷却する。また、スプレイノズル17からも外部水源からの冷却水が噴霧され、この冷却水の一部がペデスタルキャビティ9内に落下し、炉心溶融物101を上面から冷却する。   The cooling water, which is alternatively injected into the reactor pressure vessel 4 by the accident management, cools the core melt 101 spread on the second concrete layer 23 on the upper side from the upper surface. Further, cooling water from an external water source is sprayed from the spray nozzle 17 and a part of this cooling water falls into the pedestal cavity 9 to cool the core melt 101 from the upper surface.

このとき、コンクリート層6の上部側の第2のコンクリート層23は炉心溶融物101の熱により侵食されるが、上部側の第2のコンクリート層23は、骨材として玄武岩を用いているため、炉心溶融物101の熱により分解されても非凝縮性ガスの発生量が少ない。このため、原子炉格納容器2内の圧力上昇は抑制されている。   At this time, the second concrete layer 23 on the upper side of the concrete layer 6 is eroded by the heat of the core melt 101, but the second concrete layer 23 on the upper side uses basalt as an aggregate. Even if the core melt 101 is decomposed by heat, the amount of non-condensable gas generated is small. For this reason, the pressure rise in the reactor containment vessel 2 is suppressed.

炉心溶融物101によるコンクリート層6の侵食が上部側の第2のコンクリート層23に留まっている間に、上述の代替注水により炉心溶融物101が十分冷却されれば、原子炉格納容器2内の圧力上昇が抑えられ、原子炉格納容器2の健全性が確保される。   If the core melt 101 is sufficiently cooled by the above-described alternative water injection while the erosion of the concrete layer 6 by the core melt 101 remains in the second concrete layer 23 on the upper side, the inside of the reactor containment vessel 2 The increase in pressure is suppressed, and the soundness of the reactor containment vessel 2 is ensured.

一方、図4に示すように、上述の代替注水により炉心溶融物を上面から冷却しても、炉心溶融物101の上部に熱絶縁性の高い固体の上部クラスト102が形成されてしまうと、冷却水104と炉心溶融物101との熱伝達が上部クラスト102により阻害され、炉心溶融物101を上面から十分冷却することができない可能性がある。   On the other hand, as shown in FIG. 4, even if the core melt is cooled from the upper surface by the above-described alternative water injection, if the solid upper crust 102 having high thermal insulation is formed on the core melt 101, the cooling is performed. There is a possibility that heat transfer between the water 104 and the core melt 101 is hindered by the upper crust 102 and the core melt 101 cannot be sufficiently cooled from the upper surface.

この場合、炉心溶融物101は上部側の第2のコンクリート層23を侵食して貫通し、コンクリート層6の下部側の第1のコンクリート層22に到達する。一方、固体の上部クラスト102は、炉心溶融物101とは分離して、上部側の第2のコンクリート層23の侵食部分の開口部を塞ぐように上部側の第2のコンクリート層23内に留まる。このため、炉心溶融物101と上部クラスト102の間には空間103が形成される。   In this case, the core melt 101 erodes and penetrates the second concrete layer 23 on the upper side and reaches the first concrete layer 22 on the lower side of the concrete layer 6. On the other hand, the solid upper crust 102 is separated from the core melt 101 and remains in the upper second concrete layer 23 so as to close the opening of the eroded portion of the upper second concrete layer 23. . For this reason, a space 103 is formed between the core melt 101 and the upper crust 102.

炉心溶融物101が下部側の第1のコンクリート層22に達すると、下部側の第1のコンクリート層22の骨材(石灰岩)が炉心溶融物101と反応し、多量の非凝縮性ガスが発生する。この非凝縮性ガスは、炉心溶融物101の内部を通過して空間103に排出される。このため、空間103内の圧力の上昇により、上部クラスト102を内側から押圧し、最終的には、この圧力が上部クラスト102の降伏応力を超え、上部クラスト102を破損させる。   When the core melt 101 reaches the first concrete layer 22 on the lower side, the aggregate (limestone) of the first concrete layer 22 on the lower side reacts with the core melt 101 to generate a large amount of non-condensable gas. To do. This non-condensable gas passes through the core melt 101 and is discharged into the space 103. For this reason, the upper crust 102 is pressed from the inside by an increase in the pressure in the space 103, and finally, the pressure exceeds the yield stress of the upper crust 102, and the upper crust 102 is damaged.

上部クラスト102が破損すると、上部クラスト102の破損孔から炉心溶融物101の一部及び高温のガスが流出すると共に、上部クラスト102の破損孔から空間103内へ冷却水104が流入する。これらのことにより、炉心溶融物101の冷却が促進されるので、炉心溶融物101による下部側の第1のコンクリート層22の侵食が抑制され、原子炉格納容器2の健全性が確保される。   When the upper crust 102 is damaged, a part of the core melt 101 and high-temperature gas flow out from the damaged hole of the upper crust 102 and the cooling water 104 flows into the space 103 from the damaged hole of the upper crust 102. As a result, the cooling of the core melt 101 is promoted, so that the erosion of the lower first concrete layer 22 by the core melt 101 is suppressed, and the soundness of the reactor containment vessel 2 is ensured.

この過程においては、多量の非凝縮性ガスが発生するが、炉心溶融物101がコンクリート層6を侵食して原子炉格納容器2の壁を貫通すると、放射性核種を含んだ汚染水が原子炉格納容器2の外部に放出される虞があるため、ベントなど他の圧力抑制手段が存在する原子炉格納容器2内の圧力上昇の抑制よりも、炉心溶融物101によるコンクリート層6の侵食を止める方が重要である。   In this process, a large amount of non-condensable gas is generated. When the core melt 101 erodes the concrete layer 6 and penetrates the wall of the reactor containment vessel 2, contaminated water containing radionuclides is stored in the reactor. Because there is a risk of being released to the outside of the vessel 2, the method of stopping the erosion of the concrete layer 6 by the core melt 101 rather than the suppression of the pressure increase in the reactor containment vessel 2 in which other pressure suppression means such as a vent exist. is important.

また、原子炉格納容器2及びペデスタル5に設置したガス組成分析センサ18により、原子炉格納容器2内のガス成分の濃度が計測される。この計測値を分析することにより、炉心溶融物101によるコンクリート層6の侵食状態が把握される。例えば、過酷事故時に一酸化炭素や二酸化炭素等の非凝縮性ガスの濃度が所定値より上昇していない場合には、炉心溶融物101は上部側の第2のコンクリート層23に留まっていると判定される。一方、非凝縮性ガスの濃度が所定値より上昇した場合には、炉心溶融物101は下部側の第1のコンクリート層22にまで達したと判定される。   Further, the concentration of the gas component in the reactor containment vessel 2 is measured by the gas composition analysis sensor 18 installed in the reactor containment vessel 2 and the pedestal 5. By analyzing this measured value, the erosion state of the concrete layer 6 by the core melt 101 is grasped. For example, when the concentration of non-condensable gases such as carbon monoxide and carbon dioxide has not risen above a predetermined value during a severe accident, the core melt 101 remains in the second concrete layer 23 on the upper side. Determined. On the other hand, when the concentration of the non-condensable gas rises above a predetermined value, it is determined that the core melt 101 has reached the first concrete layer 22 on the lower side.

上述したように、本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態及びその施工方法によれば、コンクリート層6を、骨材として石灰岩を用いた下部側の第1のコンクリート層22と,熱分解された時のガスの発生量が石灰岩より少ない骨材を用いた上部側の第2のコンクリート層23とで形成したので、炉心溶融物101がコンクリート層6に落下するような事故が万一発生した場合においても、炉心溶融物によるコンクリート層6の侵食を抑制して、原子炉格納容器2の健全性を確保することができる。   As described above, according to the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention and the construction method thereof, the concrete layer 6 is composed of the first concrete layer 22 on the lower side using limestone as an aggregate, Since it was formed with the second concrete layer 23 on the upper side using an aggregate that generates less gas than limestone when pyrolyzed, accidents such as the core melt 101 falling on the concrete layer 6 occur. Even when one occurs, the erosion of the concrete layer 6 by the core melt can be suppressed and the soundness of the reactor containment vessel 2 can be ensured.

さらに、本実施の形態によれば、コンクリート層6は、骨材として、石灰岩及び玄武岩を用いているため、骨材として高融点、高密度の金属材料等を用いるものより低コストである。   Furthermore, according to the present embodiment, the concrete layer 6 uses limestone and basalt as aggregates, and therefore is less expensive than those using a high melting point, high-density metal material or the like as aggregates.

また、本実施の形態によれば、既設のコンクリート層上にコンクリートを打設して、コンクリート層6を形成するため、低コスト、短期間で既設の原子炉格納容器に適用することができる。   Moreover, according to this Embodiment, since concrete is cast on the existing concrete layer and the concrete layer 6 is formed, it can be applied to an existing reactor containment vessel at a low cost and in a short period of time.

さらに、本実施の形態によれば、既設の原子炉格納容器に適用したコンクリート層6の床面は、既設のコンクリート層の床面と比べて高くなり、コンクリート体積が増加するため、アクシデントマネージメントに費やせる時間が増加し、炉心溶融物101が原子炉格納容器2の基礎部2aに到達するリスクを低減することができる。   Furthermore, according to the present embodiment, the floor surface of the concrete layer 6 applied to the existing reactor containment vessel is higher than the floor surface of the existing concrete layer, and the concrete volume increases. The time that can be spent increases, and the risk that the core melt 101 reaches the foundation portion 2a of the reactor containment vessel 2 can be reduced.

また、本実施の形態によれば、ガス組成分析センサ18によって原子炉格納容器2内のガス成分の濃度を計測することにより、炉心溶融物101によるコンクリート層6の侵食状態を把握することができる。   Moreover, according to this Embodiment, the erosion state of the concrete layer 6 by the core melt 101 can be grasped | ascertained by measuring the density | concentration of the gas component in the reactor containment vessel 2 with the gas composition analysis sensor 18. FIG. .

さらに、本実施の形態によれば、冷却材供給部としての給水管14、配管16及びスプレイノズル17を介して、事故時に外部水源からペデスタル5内部に冷却水104が供給されるので、炉心溶融物101の冷却が促進され、原子炉格納容器2の健全性を更に確保することができる。   Furthermore, according to the present embodiment, since the cooling water 104 is supplied from the external water source to the inside of the pedestal 5 through the water supply pipe 14, the pipe 16 and the spray nozzle 17 as the coolant supply unit, the core melts. Cooling of the thing 101 is accelerated | stimulated and the soundness of the reactor containment vessel 2 can further be ensured.

次に、本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例を図5及び図6を用いて説明する。
図5は本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例を構成するコンクリート層を示す拡大断面図、図6は図5のVI−VI矢視から本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例を構成するコンクリート層を見た平面図である。なお、図5及び図6において、図1乃至図4に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
Next, a modification of the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention will be described with reference to FIGS.
FIG. 5 is an enlarged cross-sectional view showing a concrete layer constituting a modification of the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention, and FIG. 6 is a view of the reactor containment vessel according to the present invention from the VI-VI arrow in FIG. It is the top view which looked at the concrete layer which comprises the modification of 1st Embodiment of this. 5 and FIG. 6, the same reference numerals as those shown in FIG. 1 to FIG. 4 are the same parts, and detailed description thereof is omitted.

図5及び図6に示す本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例は、第1の実施の形態と大略同様に構成されるが、コンクリート層6の下部側の第1のコンクリート層22と上部側の第2のコンクリート層23との間に、コンクリート層6内の温度を計測する温度検出体51が複数(図6では6つ)設置されている点が異なる。   The modification of the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention shown in FIGS. 5 and 6 is configured in substantially the same way as the first embodiment, but the first of the lower side of the concrete layer 6 is configured. The difference is that a plurality (six in FIG. 6) of temperature detectors 51 for measuring the temperature in the concrete layer 6 are installed between the concrete layer 22 and the second concrete layer 23 on the upper side.

温度検出体51は、計測板52と、計測板52に取り付けられた温度検出器としての複数の熱電対53(図6では2つ又は3つ)と、熱電対53に接続された計装用のリード線54とを有している。計測板52は、熱絶縁性のある材質で形成されており、リード線54を保護するものである。リード線54は、観測点の温度を計測できるように、熱電対式温度計測器(図示せず)に接続される。   The temperature detector 51 includes a measurement plate 52, a plurality of thermocouples 53 (two or three in FIG. 6) as temperature detectors attached to the measurement plate 52, and an instrumentation device connected to the thermocouple 53. Lead wire 54. The measuring plate 52 is made of a material having a heat insulating property, and protects the lead wire 54. The lead wire 54 is connected to a thermocouple temperature measuring device (not shown) so that the temperature of the observation point can be measured.

次に、上述した本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例の施工方法について説明する。
上述した第1の実施の形態の施工方法と同様に、下部側の第1のコンクリート層22を形成する。その後、下部側の第1のコンクリート層22の表面上に温度検出体51を複数設置する。次に、温度検出体51を設置した下部側の第1のコンクリート層22上に、第1の実施の形態の施工方法と同様に、上部側の第2のコンクリート層23を形成する。このようにして、コンクリート層6の下部側の第1のコンクリート層22と上部側の第2のコンクリート層23との間に、熱電対53が複数埋設される。
Next, the construction method of the modified example of 1st Embodiment of the reactor containment vessel of this invention mentioned above is demonstrated.
Similar to the construction method of the first embodiment described above, the lower first concrete layer 22 is formed. Thereafter, a plurality of temperature detectors 51 are installed on the surface of the first concrete layer 22 on the lower side. Next, the second concrete layer 23 on the upper side is formed on the first concrete layer 22 on the lower side where the temperature detector 51 is installed, as in the construction method of the first embodiment. In this manner, a plurality of thermocouples 53 are embedded between the first concrete layer 22 on the lower side of the concrete layer 6 and the second concrete layer 23 on the upper side.

上述した本発明の原子炉格納容器の第1の実施の形態の変形例及びその施工方法によれば、炉心溶融物101がコンクリート層6に落下するような事故が万一発生した場合に、コンクリート層6内の温度を熱電対53により計測することができる。この結果、コンクリート層6内の温度計測値から、炉心溶融物101によるコンクリート層6の侵食状態及び炉心溶融物101の熱影響によるコンクリート層6のコンクリートの劣化状態を推測することができる。   According to the modification of the first embodiment of the reactor containment vessel of the present invention described above and the construction method thereof, in the unlikely event that an accident in which the core melt 101 falls on the concrete layer 6 occurs, the concrete The temperature in the layer 6 can be measured by the thermocouple 53. As a result, the erosion state of the concrete layer 6 by the core melt 101 and the deterioration state of the concrete of the concrete layer 6 due to the thermal effect of the core melt 101 can be estimated from the temperature measurement values in the concrete layer 6.

また、本実施の形態によれば、熱電対53を複数有する温度検出体51を設置するので、複数の熱電対53を一度に設置でき、熱電対53を1個ずつ設置するより現地の作業工数を削減することができる。   In addition, according to the present embodiment, since the temperature detector 51 having a plurality of thermocouples 53 is installed, a plurality of thermocouples 53 can be installed at one time, and the number of local work man-hours is more than installing one thermocouple 53 one by one. Can be reduced.

次に、本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態を図7及び図8を用いて説明する。
図7は本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態を構成するコンクリート層を示す拡大断面図、図8は図7のVIII−VIII矢視から本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態を構成するコンクリート層を見た平面図である。なお、図7及び図8において、図1乃至図6に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
Next, a second embodiment of the reactor containment vessel of the present invention will be described with reference to FIGS.
FIG. 7 is an enlarged cross-sectional view showing a concrete layer constituting the second embodiment of the reactor containment vessel of the present invention, and FIG. 8 is a second view of the reactor containment vessel of the present invention from the arrow VIII-VIII in FIG. It is the top view which looked at the concrete layer which comprises this embodiment. 7 and 8, the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 6 are the same parts, and detailed description thereof is omitted.

図7及び図8に示す本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態は、第1の実施の形態のコンクリート層6の下部側の第1のコンクリート層22が、熱分解された時にガスの発生量の多い骨材(例えば、石灰岩)を用いたコンクリートで全面的に形成されているのに対して、熱分解された時にガスの発生量の少ない骨材(例えば、玄武岩)を用いて全面的に形成したコンクリートの中央部に穴を複数掘削し、それらの穴に、熱分解された時にガスの発生量の多い骨材(例えば、石灰岩)を用いたコンクリートを充填することにより、下部側の第1のコンクリート層22を形成している点が異なる。   The second embodiment of the reactor containment vessel of the present invention shown in FIGS. 7 and 8 is when the first concrete layer 22 on the lower side of the concrete layer 6 of the first embodiment is pyrolyzed. It is made entirely of concrete using aggregates that generate a large amount of gas (for example, limestone), whereas aggregates that generate a small amount of gas when pyrolyzed (for example, basalt) are used. By excavating a plurality of holes in the central part of the concrete that is formed entirely, and filling those holes with concrete using aggregate (for example, limestone) with a large amount of gas generation when pyrolyzed, The difference is that the first concrete layer 22 on the lower side is formed.

具体的には、下部側の第1のコンクリート層22は、ペデスタル5内部の中央部に間隔を以って複数配置され、熱分解された時にガスの発生量が多い骨材(例えば、石灰岩)を用いたコンクリートで形成した第1のコンクリート部31と、第1のコンクリート部31の周囲に配置され、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材(例えば、玄武岩)を用いたコンクリートで形成した第2のコンクリート部32とで構成されている。   Specifically, a plurality of first concrete layers 22 on the lower side are arranged at intervals in the central portion inside the pedestal 5 and aggregates (for example, limestone) that generate a large amount of gas when pyrolyzed. A concrete using a first concrete part 31 formed of concrete using slag and an aggregate (for example, basalt) which is disposed around the first concrete part 31 and generates a small amount of gas when pyrolyzed. It is comprised with the formed 2nd concrete part 32. FIG.

第1のコンクリート部31は、過酷事故時に炉心溶融物101が拡がると想定される位置に配置されており、炉心溶融物101が下部側の第1のコンクリート層22まで侵食したときに、炉心溶融物101と反応して多量の非凝縮性ガスを発生させる。   The first concrete portion 31 is arranged at a position where the core melt 101 is assumed to expand in a severe accident. When the core melt 101 erodes to the first concrete layer 22 on the lower side, the core melts. It reacts with the product 101 to generate a large amount of non-condensable gas.

本実施の形態は、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材(例えば、玄武岩)を用いたコンクリートで形成されたコンクリート層を備えた既設の原子炉格納容器に適用可能であるので、この場合における本実施の形態の施工方法について説明する。   Since this embodiment can be applied to an existing nuclear reactor containment vessel provided with a concrete layer formed of concrete using aggregate (for example, basalt) that generates less gas when pyrolyzed, The construction method of this embodiment in this case will be described.

既設のコンクリート層(熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材(例えば、玄武岩)を用いたコンクリートで形成されたコンクリート層)の中央部に、鉄筋21を避けつつ間隔を以って複数の穴33を掘削する。各穴33に、熱分解された時にガスの発生量が多い骨材を用いたコンクリートを充填する。このコンクリートが硬化することにより、第1のコンクリート部31が形成され、第1のコンクリート部31と第2のコンクリート部32とで構成された下部側の第1のコンクリート層22が形成される。   In the center of an existing concrete layer (concrete layer formed of concrete using aggregate (for example, basalt) that generates little gas when pyrolyzed), a plurality of the concrete layers are spaced apart from each other while avoiding the reinforcing bars 21 The hole 33 is drilled. Each hole 33 is filled with concrete using an aggregate that generates a large amount of gas when pyrolyzed. When the concrete is hardened, the first concrete portion 31 is formed, and the first concrete layer 22 on the lower side composed of the first concrete portion 31 and the second concrete portion 32 is formed.

次に、下部側の第1のコンクリート層22上に鉄筋21を配筋し、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材を用いたコンクリートを下部側の第1のコンクリート層22上に打設して、上部側の第2のコンクリート層23を形成する。   Next, reinforcing bars 21 are arranged on the first concrete layer 22 on the lower side, and the concrete using the aggregate that generates less gas when pyrolyzed is placed on the first concrete layer 22 on the lower side. The second concrete layer 23 on the upper side is formed by casting.

上述した本発明の原子炉格納容器の第2の実施の形態及びその施工方法によれば、上述した第1の実施の形態及びその施工方法と同様の効果を得ることができる。   According to the second embodiment of the reactor containment vessel of the present invention and the construction method thereof, the same effects as those of the first embodiment and the construction method described above can be obtained.

次に、本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態を図9を用いて説明する。
図9は本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。なお、図9において、図1乃至図8に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
Next, a third embodiment of the containment vessel of the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 9 is an enlarged cross-sectional view showing a concrete layer constituting the third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention. In FIG. 9, the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 8 are the same parts, and detailed description thereof is omitted.

本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態は、第1の実施の形態のコンクリート層6が上下2層構造であるのに対して、コンクリート層6を上下3層構造とした点が異なる。   The third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention is that the concrete layer 6 of the first embodiment has an upper and lower two-layer structure, whereas the concrete layer 6 has an upper and lower three-layer structure. Different.

図9に示すコンクリート層6は、下部側の第1のコンクリート層22と、上部側の第2のコンクリート層23と、下部側の第1のコンクリート層22の下側に位置する第3のコンクリート層24とを有している。第3のコンクリート層24は、既設の原子炉格納容器内のコンクリート層であり、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材(例えば、玄武岩)を用いたコンクリートで形成されている。   9 includes a first concrete layer 22 on the lower side, a second concrete layer 23 on the upper side, and a third concrete located below the first concrete layer 22 on the lower side. Layer 24. The third concrete layer 24 is a concrete layer in an existing reactor containment vessel, and is formed of concrete using an aggregate (for example, basalt) that generates a small amount of gas when pyrolyzed.

本実施の形態は、第2の実施の形態が適用可能な既設の原子炉格納容器において、ペデスタルキャビティ9に十分な空間がある場合に適用する。   This embodiment is applied when there is sufficient space in the pedestal cavity 9 in the existing reactor containment vessel to which the second embodiment can be applied.

本実施の形態においては、既設のコンクリート層(第3のコンクリート層24)上に、上述した第1の実施の形態の施工方法と同様に、下部側の第1のコンクリート層22と上部側の第2のコンクリート層23とを形成することにより、上下3層構造のコンクリート層6が形成される。   In the present embodiment, the lower first concrete layer 22 and the upper concrete layer 22 are formed on the existing concrete layer (third concrete layer 24) in the same manner as in the construction method of the first embodiment described above. By forming the second concrete layer 23, the concrete layer 6 having an upper and lower three-layer structure is formed.

上述した本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態によれば、上述した第1の実施の形態と同様の効果を得ることができる。   According to the third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention described above, the same effect as that of the first embodiment described above can be obtained.

さらに、本実施の形態によれば、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材を用いたコンクリートで形成された既設のコンクリート層(第3のコンクリート層24)に対して穴の掘削等の作業を行う必要がないので、コンクリート層6の施工作業をより短期間、低コストで行うことができる。   Further, according to the present embodiment, excavation of a hole is made in an existing concrete layer (third concrete layer 24) formed of concrete using aggregate that generates less gas when pyrolyzed. Therefore, the construction work of the concrete layer 6 can be performed in a shorter period of time and at a lower cost.

また、本実施の形態によれば、コンクリート層6の床面は、2層で構成されるコンクリート層の床面と比べて高くなり、コンクリート体積がより増加するため、アクシデントマネージメントに費やせる時間がさらに増加し、炉心溶融物101が原子炉格納容器2の基礎部2aに到達するリスクをより低減することができる。   In addition, according to the present embodiment, the floor surface of the concrete layer 6 is higher than the floor surface of the concrete layer composed of two layers, and the concrete volume increases, so that time that can be spent on accident management is increased. Furthermore, the risk that the core melt 101 reaches the base portion 2a of the reactor containment vessel 2 can be further reduced.

次に、本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態の変形例を図10を用いて説明する。
図10は本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態の変形例を構成するコンクリート層を示す拡大断面図である。なお、図10において、図1乃至図9に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
Next, a modification of the third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 10 is an enlarged cross-sectional view showing a concrete layer constituting a modification of the third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention. In FIG. 10, the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 9 are the same parts, and detailed description thereof is omitted.

図10に示す本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態は、第3の実施の形態と大略同様に構成されるが、コンクリート層6の下部側の第1のコンクリート層22と上部側の第2のコンクリート層23との間及び下部側の第1のコンクリート層22と第3のコンクリート層24との間に、コンクリート層6内の温度を計測する温度検出体51がそれぞれ複数設置されている点が異なる。   The third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention shown in FIG. 10 is configured in substantially the same manner as the third embodiment, but the first concrete layer 22 on the lower side of the concrete layer 6 and the upper part thereof. A plurality of temperature detectors 51 for measuring the temperature in the concrete layer 6 are installed between the second concrete layer 23 on the side and between the first concrete layer 22 and the third concrete layer 24 on the lower side. Is different.

上述した本発明の原子炉格納容器の第3の実施の形態の変形例によれば、コンクリート層6の下部側の第1のコンクリート層22と上部側の第2のコンクリート層23との間及び下部側の第1のコンクリート層22と第3のコンクリート層24との間に熱電対53がそれぞれ設置されているので、コンクリート層6内の温度をより詳細に計測することができる。この結果、炉心溶融物によるコンクリート層6の侵食状態をより把握しやすくなる。   According to the modification of the third embodiment of the reactor containment vessel of the present invention described above, between the first concrete layer 22 on the lower side of the concrete layer 6 and the second concrete layer 23 on the upper side, and Since the thermocouple 53 is installed between the first concrete layer 22 and the third concrete layer 24 on the lower side, the temperature in the concrete layer 6 can be measured in more detail. As a result, it becomes easier to grasp the erosion state of the concrete layer 6 by the core melt.

なお、上述した第1の実施の形態乃至第3の実施の形態の変形例においては、上部側の第2のコンクリート層23を、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材を用いたコンクリートのみで形成した例を示したが、上部側の第2のコンクリート層23は、過酷事故時に炉心溶融物101が拡がると想定される部分が、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材を用いたコンクリートで形成されていればよい。例えば、第2のコンクリート層23の中央部を、熱分解された時にガスの発生量が少ない骨材を用いたコンクリートで形成し、中央部を囲む部分を、熱分解された時にガスの発生量が多い骨材を用いたコンクリートで形成することもできる。   In the modification of the first to third embodiments described above, an aggregate that generates a small amount of gas when the second concrete layer 23 on the upper side is pyrolyzed is used. Although an example in which only the concrete is formed is shown, the second concrete layer 23 on the upper side is a bone that generates a small amount of gas when the portion where the core melt 101 is expanded in a severe accident is thermally decomposed. What is necessary is just to be formed with the concrete using a material. For example, the central portion of the second concrete layer 23 is formed of concrete using an aggregate that generates a small amount of gas when pyrolyzed, and the portion surrounding the central portion generates gas when pyrolyzed. It can also be made of concrete using a lot of aggregate.

また、上述した第2の実施の形態においては、第1のコンクリート部31をペデスタル5内部の中央部に間隔を以って複数配置した例を示したが、1つの第1のコンクリート部31が中央部全体を占めるように配置することもできる。   Moreover, in 2nd Embodiment mentioned above, although the example which has arrange | positioned the 1st concrete part 31 with the space | interval in the center part inside the pedestal 5 was shown, one 1st concrete part 31 is shown. It can also arrange | position so that the whole center part may be occupied.

なお、上述した第2の実施の形態においては、第1のコンクリート部31を中央部に間隔を以って複数配置した例を示したが、第1のコンクリート部31をペデスタル5内部の基礎部2a上全面に間隔を以って複数配置することもできる。   In the second embodiment described above, an example in which a plurality of first concrete portions 31 are arranged at intervals in the central portion has been shown. However, the first concrete portion 31 is a base portion inside the pedestal 5. A plurality can be arranged on the entire surface of 2a at intervals.

また、上述した第2の実施の形態においても、コンクリート層6内に温度検出器を設置することができる。   Also in the second embodiment described above, a temperature detector can be installed in the concrete layer 6.

なお、上述した第1及び第3の実施の形態の変形例においては、温度検出器として熱電対53を用いた例を示したが、温度検出器として抵抗温度計等を用いることもできる。   In the modification of the first and third embodiments described above, an example in which the thermocouple 53 is used as the temperature detector is shown, but a resistance thermometer or the like can also be used as the temperature detector.

また、本発明は上述した第1乃至第3の実施の形態の変形例に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。   Further, the present invention is not limited to the modifications of the first to third embodiments described above, and includes various modifications. The above-described embodiment has been described in detail for easy understanding of the present invention, and is not necessarily limited to the one having all the configurations described. For example, part of the configuration of one embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of one embodiment. Moreover, it is also possible to add, delete, or replace another configuration for a part of the configuration of each embodiment.

2 原子炉格納容器
2a 基礎部
4 原子炉圧力容器
5 ペデスタル
6 コンクリート層
14 給水管(冷却材供給部)
15 接続プラグ
16 配管(冷却材供給部)
17 スプレイノズル(冷却材供給部)
18 ガス組成分析センサ
22 第1のコンクリート層
23 第2のコンクリート層
24 第3のコンクリート層
31 第1のコンクリート部
32 第2のコンクリート部
33 穴
51 温度検出体
53 熱電対(温度検出器)
101 炉心溶融物
104 冷却水(冷却材)
2 Reactor containment vessel 2a Foundation part 4 Reactor pressure vessel 5 Pedestal 6 Concrete layer 14 Water supply pipe (coolant supply part)
15 Connection plug 16 Piping (coolant supply part)
17 Spray nozzle (coolant supply part)
18 Gas composition analysis sensor 22 1st concrete layer 23 2nd concrete layer 24 3rd concrete layer 31 1st concrete part 32 2nd concrete part 33 Hole 51 Temperature detection body 53 Thermocouple (temperature detector)
101 Core melt 104 Cooling water (coolant)

Claims (9)

原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を支持するように基礎部上に設置されたペデスタルと、
前記ペデスタル内部の前記基礎部上に設けられ、骨材として石灰岩を用いたコンクリートを含んだ下部側の第1のコンクリート層と,熱分解された時のガスの発生量が石灰岩より少ない骨材を用いたコンクリートを含んだ上部側の第2のコンクリート層とを有するコンクリート層とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
A reactor pressure vessel;
A pedestal installed on the foundation to support the reactor pressure vessel;
A first concrete layer on the lower side provided on the foundation portion inside the pedestal and containing concrete using limestone as an aggregate, and an aggregate that generates less gas than limestone when pyrolyzed. A reactor containment vessel comprising a concrete layer having an upper-side second concrete layer containing the used concrete.
請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記第2のコンクリート層は、骨材として玄武岩を用いたコンクリートで形成したことを特徴とする原子炉格納容器。
The reactor containment vessel according to claim 1,
The reactor containment vessel characterized in that the second concrete layer is made of concrete using basalt as an aggregate.
請求項2に記載の原子炉格納容器において、
前記第1のコンクリート層と前記第2のコンクリート層との間に、温度検出器を設置したことを特徴とする原子炉格納容器。
The reactor containment vessel according to claim 2,
A reactor containment vessel, characterized in that a temperature detector is installed between the first concrete layer and the second concrete layer.
請求項2又は3に記載の原子炉格納容器において、
前記第1のコンクリート層は、少なくとも中央部に配置され、骨材として石灰岩を用いたコンクリートで形成された第1のコンクリート部と、前記第1のコンクリート部の周囲に配置され、骨材として玄武岩を用いたコンクリートで形成された第2のコンクリート部とで構成されたことを特徴とする原子炉格納容器。
The reactor containment vessel according to claim 2 or 3,
The first concrete layer is disposed at least in the center, and is disposed around the first concrete part formed of concrete using limestone as an aggregate, and basalt as an aggregate. A reactor containment vessel characterized by comprising a second concrete portion formed of concrete using slag.
請求項2又は3に記載の原子炉格納容器において、
前記コンクリート層は、前記第1のコンクリート層の下側に、熱分解された時のガスの発生量が石灰岩より少ない骨材を用いたコンクリートで形成された第3のコンクリート層を更に有することを特徴とする原子炉格納容器。
The reactor containment vessel according to claim 2 or 3,
The concrete layer further includes a third concrete layer formed of concrete using an aggregate that generates less gas than limestone when pyrolyzed under the first concrete layer. Characteristic reactor containment vessel.
請求項2又は3に記載の原子炉格納容器において、
内部のガス成分の濃度を計測するガス組成分析センサを更に備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
The reactor containment vessel according to claim 2 or 3,
A reactor containment vessel further comprising a gas composition analysis sensor for measuring a concentration of an internal gas component.
請求項2又は3に記載の原子炉格納容器において、
事故時に外部水源から前記ペデスタル内部に冷却材を供給する冷却材供給部を更に備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
The reactor containment vessel according to claim 2 or 3,
A reactor containment vessel further comprising a coolant supply unit that supplies coolant from an external water source into the pedestal during an accident.
原子炉圧力容器を支持するペデスタル内の基礎部にコンクリートを打設する原子炉格納容器の施工方法であって、
前記ペデスタル内部の前記基礎部上に、骨材として石灰岩を用いたコンクリートを打設して、下部側の第1のコンクリート層を形成する工程と、
前記下部側の第1のコンクリート層上に、熱分解された時のガスの発生量が石灰岩より少ない骨材を用いたコンクリートを打設して、上部側の第2のコンクリート層を少なくとも形成する工程とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器の施工方法。
A method for constructing a reactor containment vessel in which concrete is placed on a foundation in a pedestal that supports a reactor pressure vessel,
Placing concrete using limestone as an aggregate on the foundation inside the pedestal to form a first concrete layer on the lower side;
At least a second concrete layer on the upper side is formed on the first concrete layer on the lower side by placing concrete using an aggregate that generates less gas than limestone when pyrolyzed. A method for constructing a reactor containment vessel, comprising: a process.
請求項8に記載の原子炉格納容器の施工方法において、
前記下部側の第1のコンクリート層の表面上に温度検出器を設置する工程と、
前記温度検出器を設置した前記下部側の第1のコンクリート層上に、前記上部側の第2のコンクリート層を形成する工程とを更に備えたことを特徴とする原子炉格納容器の施工方法。
In the construction method of the containment vessel according to claim 8,
Installing a temperature detector on the surface of the lower first concrete layer;
And a step of forming the second concrete layer on the upper side on the first concrete layer on the lower side on which the temperature detector is installed.
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016166833A (en) * 2015-03-10 2016-09-15 三菱重工業株式会社 Reactor container and construction method of reactor container
KR102066812B1 (en) * 2019-07-03 2020-01-15 한국수력원자력 주식회사 Nuclear power plant having improved capacity of mitigation for steam explosion
JP2020041961A (en) * 2018-09-13 2020-03-19 三菱重工業株式会社 Reactor facility

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016166833A (en) * 2015-03-10 2016-09-15 三菱重工業株式会社 Reactor container and construction method of reactor container
JP2020041961A (en) * 2018-09-13 2020-03-19 三菱重工業株式会社 Reactor facility
JP7112295B2 (en) 2018-09-13 2022-08-03 三菱重工業株式会社 reactor equipment
KR102066812B1 (en) * 2019-07-03 2020-01-15 한국수력원자력 주식회사 Nuclear power plant having improved capacity of mitigation for steam explosion
WO2021002551A1 (en) * 2019-07-03 2021-01-07 한국수력원자력 주식회사 Nuclear power plant having improved steam explosion mitigation performance

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