JP2015040750A - 原子炉設備および炉心溶融物冷却装置 - Google Patents

Abstract

【課題】炉心溶融物が原子炉容器の底部を貫通して落下する事故があった際に、この炉心溶融物を確実かつ短時間に冷却する。
【解決手段】実施形態によれば、炉心溶融物冷却装置３２は、冷却材を炉心溶融物保持装置４よりも高い位置に貯めておく冷却材貯蔵プール６と、冷却材貯蔵プール６の冷却材を炉心溶融物保持装置４に導く冷却材配管８と、冷却材配管８の途中に配置された冷却材導入弁７と、炉心溶融物保持装置４の上に配置されて、高圧流体を閉じ込め、原子炉事故時に、炉心溶融物の熱によって破壊されて流体が放出されて内部圧力が低下する弁閉用圧力保持部９と、原子炉通常運転時には冷却材導入弁７を閉状態に維持し、原子炉事故時に弁閉用圧力保持部９内圧が低下したときに冷却材導入弁７を開く弁駆動機構１２と、を備える。
【選択図】図１

Description

この発明の実施形態は、炉心溶融事故時に原子炉容器の下方で保持した炉心溶融物を冷却する炉心溶融物冷却装置および、炉心溶融物冷却装置を備えた原子炉設備に関する。

水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止の事故の場合や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断事故により冷却水が喪失した場合等に、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。

しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定されうる。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。

このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器底部を溶融貫通して、原子炉格納容器内の床上に落下するに至る。炉心溶融物は原子炉格納容器床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを発生させるとともに、コンクリートを溶融浸食する。発生した非凝縮性ガスは原子炉格納容器内の圧力を高め、原子炉格納容器を破損させる可能性があり、また、コンクリートの溶融浸食により原子炉格納容器バウンダリを破損させたり原子炉格納容器構造強度を低下させたりする可能性がある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると原子炉格納容器破損に至り、原子炉格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出される恐れがある。

この炉心溶融物とコンクリートの反応を抑制するためには、炉心溶融物を冷却し、炉心溶融物底部のコンクリートとの接触面の温度を浸食温度以下（一般的なコンクリートで１５００Ｋ以下）に冷却するか、炉心溶融物とコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。そのため、炉心溶融物が落下した場合に備えて、たとえば特許文献１および２に記載されるような、様々な対策が提案されている。

特許第３２８５６５９号公報 特開平５−７２３７２号公報

原子炉格納容器下方に落下した炉心溶融物を冷却するためには、冷却水による直接または構造物を介しての間接的な冷却方法が有効である。既知の冷却水供給手段として、特許文献１では、プール水源より配管に接続された溶融弁を介して、原子炉格納容器底部に冷却水を連続的に供給するシステムが考えられている。しかしながら溶融弁を用いた冷却水供給システムでは、溶融弁の動作原理上、また弁自体が発熱体から遠い位置にあることなどから、溶融部分の温度上昇までに長時間を要し、開放までに要する時間が、長い場合は１０分から２０分程度の時間になる。また、雰囲気環境温度に依存するため、動作にバラツキがあり、信頼性もあまり高くない。冷却水が導入されるまでは、炉心溶融物保持構造物はドライ状態であることから、炉心溶融物から発する熱から炉心溶融物保持構造物を保護するために、冷却水導入時間に応じて耐熱材を厚く敷き詰めなくてはならない。このことから設置スペースを考えると設置上の制約が高まり、特に既設炉に炉心溶融物保持構造物を設置する場合は、より制約が多くなる。

また、他の従来技術として特許文献２を適用することが考えられる。しかし、一般的に、弁などは定期的に動作確認の実施やパッキンなどを交換する必要がある。特許文献２の技術では、動作確認のためには炉心溶融物の重量に相当する３００ｔｏｎ程度の荷重付加が必要となり、定期検査が困難なことが予測される。

本発明の実施形態は、炉心溶融物が原子炉容器の底部を貫通して落下する事故があった際に、この炉心溶融物を確実かつ短時間に冷却することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明の一態様に係る原子炉設備は、炉心と、前記炉心を収容する原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、前記炉心の下方でかつ前記原子炉容器の下方の前記原子炉格納容器内に配置されて、原子炉事故時に前記炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通して落下した炉心溶融物を受容する炉心溶融物保持装置と、原子炉事故時に前記炉心溶融物保持装置を冷却するための冷却材を前記炉心溶融物保持装置よりも高い位置で前記原子炉容器の外にあらかじめ貯めておく冷却材貯蔵プールと、前記冷却材貯蔵プールに貯められた冷却材を前記炉心溶融物保持装置に導く冷却材配管と、前記冷却材配管の途中に配置されて原子炉通常運転時に閉じているように設定された冷却材導入弁と、原子炉通常運転時には前記冷却材導入弁を閉状態に維持し、原子炉事故時に前記炉心溶融物の熱を受けた際に駆動されて前記冷却材導入弁を開く弁駆動機構と、を備えることを特徴とする。

本発明の他の態様に係る炉心溶融物冷却装置は、原子炉事故時に炉心が溶融して原子炉容器を貫通して落下した炉心溶融物を原子炉格納容器内部で受容する炉心溶融物保持装置を冷却するための炉心溶融物冷却装置であって、冷却材を前記炉心溶融物保持装置よりも高い位置で前記原子炉容器の外にあらかじめ貯めておく冷却材貯蔵プールと、前記冷却材貯蔵プールに貯められた冷却材を前記炉心溶融物保持装置に導く冷却材配管と、前記冷却材配管の途中に配置されて原子炉通常運転時に閉じているように設定された冷却材導入弁と、原子炉通常運転時には前記冷却材導入弁を閉状態に維持し、原子炉事故時に前記炉心溶融物の熱によって駆動されて前記冷却材導入弁を開く弁駆動機構と、を備えることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、炉心溶融物が原子炉容器の底部を貫通して落下する事故があった際に、この炉心溶融物を確実かつ短時間に冷却することができる。

本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第１の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第１の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図であって、炉心溶融物を炉心溶融物保持装置で受け止めて、冷却材貯蔵プールから冷却材が導入されている状態を示す図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第１の実施形態における冷却材導入弁の弁駆動機構を示す縦断面図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第２の実施形態における冷却材導入弁の弁駆動機構を示す縦断面図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第３の実施形態における冷却材導入弁の弁駆動機構を示す縦断面図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第４の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第４の実施形態における弁閉用圧力保持タンクおよびその周辺を模式的に示す部分斜断面視図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第５の実施形態における弁閉用圧力保持タンクおよびその周辺を模式的に示す部分斜断面視図。 本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第６の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図であって、炉心溶融物を炉心溶融物保持装置で受け止めている状態を示す図。

以下、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

［第１の実施形態］
（構成）
図１は本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第１の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図である。図２は本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第１の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図である。ただし図２は、原子炉圧力容器１からの炉心溶融物１１を炉心溶融物保持装置４で受け止めて、冷却材貯蔵プール６から冷却材が導入されている状態を示しており、弁閉用圧力保持タンクおよび圧力伝達管等の図示は省略している。図３は、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第１の実施形態における冷却材導入弁の弁駆動機構を示す縦断面図である。

水冷却型原子炉の原子炉格納容器３０内に、軸を鉛直方向とする円筒状のペデスタル２が設置されている。ペデスタル２により原子炉圧力容器（原子炉容器）１が支持されている。ただし、原子炉圧力容器１の支持構造の図示は省略する。ペデスタル２で囲まれた空間の底部に円形の原子炉格納容器床３が形成されている。通常時は、原子炉圧力容器１内に炉心３１が収納されている。

原子炉格納容器床３の上で原子炉圧力容器１の下方に、炉心溶融物保持装置４が配置されている。これは、原子炉事故時に炉心３１が溶融することを想定し、その際に炉心溶融物１１（図２）が原子炉圧力容器１の底部８０を突き破って落下した場合にその炉心溶融物１１を保持して原子炉格納容器３０から外への放射性物質の漏洩を阻止するためのものである。

原子炉圧力容器１の下方かつ炉心溶融物保持装置４の上方でペデスタル２に囲まれた領域に、水平方向に広がるサンプ床５が配置されている。

原子炉事故時に炉心溶融物保持装置４に保持された炉心溶融物１１を冷却するために、炉心溶融物冷却装置３２が設置されている。炉心溶融物冷却装置３２は、冷却材貯蔵プール６、冷却材配管８、冷却材導入弁７、弁駆動機構１２、弁閉用圧力保持タンク（弁閉用圧力保持部）９、圧力伝達管１０等を有する。

冷却材貯蔵プール６は、事故時に炉心溶融物１１を冷却するための冷却材をあらかじめ貯めておくためのプールであって、炉心溶融物保持装置４より高い位置に配置されている。冷却材貯蔵プール６は、原子炉格納容器３０の内側でも外側でもよい。

冷却材配管８は、冷却材貯蔵プール６から炉心溶融物保持装置４に冷却材を導入できるように配置され、その途中に冷却材導入弁７が配置されている。冷却材導入弁７は、弁駆動機構１２によって開閉駆動される。後述するように、冷却材導入弁７は、原子炉通常運転時には閉じていて、原子炉事故時に、炉心溶融物保持装置４を冷却する必要があるときに開くように構成されている。

弁閉用圧力保持タンク９は、原子炉通常運転時に冷却材導入弁７を閉じる状態を維持するための弁閉用圧力を保持するためのものであって、原子炉通常運転時に、原子炉格納容器３０内の圧力よりも高い圧力Ｐ１の流体（たとえば空気）が充填されている。弁閉用圧力保持タンク９は、事故時に原子炉圧力容器１が破損し、炉心溶融物１１が落下すると想定される領域、たとえばサンプ床５の上の中央付近に設置されている。事故時に炉心溶融物１１が弁閉用圧力保持タンク９の上に落下したときに、その壁が破壊して弁閉用圧力保持タンク９内の流体が流出し、弁閉用圧力保持タンク９内の圧力が低下するように構成されている。

弁閉用圧力保持タンク９の外表面には、ふく射熱吸収が良くなるように、たとえば黒色の塗装などの加工処理を施しておくことが望ましい。

図３に示すように、弁駆動機構１２は、シリンダ４０と、シリンダ４０内で互いに所定間隔をあけて往復摺動する第１ピストン４１および第２ピストン４２とを有する。シリンダ４０内空間は、シリンダ４０の第１端部４３と第１ピストン４１の間の第１空間４４と、第１ピストン４１と第２ピストン４２との間の第２空間４５と、シリンダ４０の第２端部４６と第２ピストン４２の間の第３空間４７とに仕切られる。

第２空間４５内で、第１ピストン４１と第２ピストン４２との間をラック４８が接続している。第１ピストン４１と第２ピストン４２とラック４８は一体でシリンダ４０内を往復移動する。ラック４８と係合してラック４８の直線運動を回転運動に変えるピニオン４９が配置されている。ピニオン４９の回転軸は冷却材導入弁７（図１、２）の回転軸と係合し、ピニオン４９の回転に連動して冷却材導入弁７が開閉するように構成されている。

第３空間４７内に圧縮ばね１３が配置され、第２ピストン４２を第２端部４６から離れる方向に押している。第１空間４４は、圧力伝達管１０を介して弁閉用圧力保持タンク９に接続されている。第３空間４７は開口５０を通じて外部と連絡している。

（作用）
上記構成で、原子炉通常運転時には、弁閉用圧力保持タンク９内の圧力Ｐ１は原子炉格納容器３０内圧力よりも高く、この圧力Ｐ１によって第１ピストン４１が第２端部４６に向かって押されている。これにより、圧縮ばね１３が縮められ、第１ピストン４１および第２ピストン４２は第２端部４６に近い側にあり、冷却材導入弁７は閉じている。

弁閉用圧力保持タンク９の加圧は、図示しない圧力供給源（コンプレッサー等）から行う。弁閉用圧力保持タンク９は気密構造であるが、微小リークにより弁閉用圧力保持タンク９の圧力が時間とともに低下することも考えられるので、圧力を測定し、自動的に所定圧力Ｐ１まで加圧しておくことが望ましい。

ここで、原子炉事故により原子炉圧力容器１内の炉心が溶融し、炉心溶融物１１が原子炉圧力容器１の底部８０を貫通して炉心溶融物保持装置４の上に落下することを想定する。この場合、炉心溶融物１１が発する熱により落下経路の構造物、たとえばサンプ床５や弁閉用圧力保持タンク９を溶融しながら最終的に炉心溶融物保持装置４で保持される。このとき炉心溶融物１１の落下位置は不特定なので、たとえばサンプ床５を傾斜させておき、弁閉用圧力保持タンク９の設置場所に炉心溶融物１１が流れるようにしても良い。

さらに、炉心溶融物１１の落下過程で弁閉用圧力保持タンク９の破壊が免れても、炉心溶融物保持装置４上で炉心溶融物１１が保持された状態において、ふく射熱により弁閉用圧力保持タンク９の隔壁は溶融破壊されることになる。これにより、弁閉用圧力保持タンク９内の圧力Ｐ１は原子炉格納容器３０内圧力まで低下することになる。

弁閉用圧力保持タンク９の外表面にふく射熱吸収の良いたとえば黒色の塗装などの加工処理を施しておくことより、事故時の弁閉用圧力保持タンク９の温度を高めることができるので、弁閉用圧力保持タンク９の隔壁が破壊される確率が増し、より早く弁閉用圧力保持タンク９の隔壁を溶融破壊することができる。

原子炉事故時に弁閉用圧力保持タンク９が破壊されてその圧力Ｐ１が開放されると、圧縮ばね１３の復元力により、圧縮ばね１３が伸びて、第１ピストン４１、第２ピストン４２およびラック４８が第１端部４３側に移動する。これにより、ピニオン４９が回転して冷却材導入弁７が開く。これにより、冷却材貯蔵プール６内の冷却材が重力によって落下し、冷却材配管８を通じて炉心溶融物保持装置４を含む周辺に供給される。

（効果）
この実施形態によれば、従来よりも設置コストを増加させることなく、また定期検査時の動作確認や部品交換なども容易にすることができる。さらに原子炉圧力容器１から炉心溶融物１１が流出した際に、動力や人為的操作を必要とせず、炉心溶融物１１の熱を受けた際に不回避的に生じる挙動作用により弁駆動機構１２が駆動され、確実に冷却材を導入することが可能で、最終的に原子炉格納容器３０の破損および放射性物質の漏洩を防ぐことができる。

［第２の実施形態］
図４は、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第２の実施形態における冷却材導入弁の弁駆動機構を示す縦断面図である。

この第２の実施形態は第１の実施形態の変形であって、弁駆動機構１２の弁開放用の圧縮ばね１３（図３）の代わりに、弁開用圧力保持タンク５１内の圧力Ｐ２によって冷却材導入弁７を開放する。

この第２の実施形態では、原子炉格納容器３０内に弁開用圧力保持タンク５１が配置され、原子炉通常運転時に弁開用圧力保持タンク５１内に空気などの加圧流体が収容されている。弁開用圧力保持タンク５１内の圧力Ｐ２は、原子炉格納容器３０内圧力よりも高く、かつ、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１よりも低く維持される。弁開用圧力保持タンク５１は、圧力伝達管５２によってシリンダ４０内の第３空間４７に接続されている。この第２の実施形態では、シリンダ４０内の第３空間４７内に圧縮ばね１３（図３）は存在しない。その他の構成は第１の実施形態と同様である。

上記構成で、原子炉通常運転時には、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１の方が弁開用圧力保持タンク５１内の圧力Ｐ２よりも高いことから、第１ピストン４１および第２ピストン４２は第２端部４６に向かって動き、冷却材導入弁７（図１、２）が閉じた状態にある。

原子炉事故により原子炉圧力容器１内の炉心３１が溶融した場合に、第１の実施形態と同様に、炉心溶融物１１が炉心溶融物保持装置４の上に落下し、炉心溶融物１１が発する熱により、落下経路の構造物であるサンプ床５や弁閉用圧力保持タンク９を溶融する。弁閉用圧力保持タンク９の隔壁が溶融破壊されることにより、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１は原子炉格納容器３０内圧力まで低下する。これにより、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１が弁開用圧力保持タンク５１内圧力Ｐ２よりも低くなり、第１ピストン４１および第２ピストン４２は第１端部４３に向かって動き、冷却材導入弁７が開く。これにより、第１の実施形態と同様に、冷却材貯蔵プール６内の冷却材が重力によって落下し、冷却材配管８を通じて炉心溶融物保持装置４を含む周辺に供給される。

この実施形態によれば、第１の実施形態と同様に、従来よりも設置コストを増加させることなく、また定期検査時の動作確認や部品交換なども容易にすることができる。さらに原子炉圧力容器１から炉心溶融物１１が流出した際に、動力や人為的操作を必要とせず、不回避的に生じる挙動作用により、確実に冷却材を導入することが可能で、最終的に原子炉格納容器の破損および放射性物質の漏洩を防ぐことができる。

また、この実施形態によれば、弁駆動機構１２に圧縮ばねを用いないので、圧縮ばねの経年劣化による不具合や交換部品点数、点検項目がさらに軽減される。

［第３の実施形態］
図５は、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第３の実施形態における冷却材導入弁の弁駆動機構を示す縦断面図である。この第３の実施形態は第２の実施形態の変形であって、弁駆動機構１２の構造が第２の実施形態と相違する。

この実施形態の弁駆動機構１２は、第１シリンダ５５と第２シリンダ５６とを備え、これらが、互いに軸方向に直列に延びるように配置されている。第１ピストン５７が第１シリンダ５５内を第１空間５８と第２空間５９とに仕切りながら往復摺動可能である。第１シリンダ５５の第２シリンダ５６から遠い側の第１端部４３側に第１空間５８が形成され、第１ピストン５７をはさんで第１空間５８の反対側に第２空間５９が形成されている。

第２シリンダ５６内には、往復摺動可能な第２ピストン６０と第３ピストン６１とが配置され、第２ピストン６０と第３ピストン６１とによって、第２シリンダ５６内空間が、第３空間６２、第４空間６３、第５空間６４に仕切られている。

第２シリンダ５６内で第１シリンダ５５に最も近い位置に第３空間６２が形成され、第２シリンダ５６内の第１シリンダ５５から最も遠い位置に第５空間６４が形成されている。第２ピストン６０と第３ピストン６１とにはさまれた空間として第４空間６３が形成されている。

第２ピストン６０と第３ピストン６１とは、ラック４８をはさんで互いに一体で移動するように構成されている。第１ピストン５７と第２ピストン６０はピストン連結棒１６によって連結されている。

第１空間５８には、圧力伝達管１０を介して弁閉用圧力保持タンク９が接続されている。また、第５空間６４には、圧力伝達管５２を介して弁開用圧力保持タンク５１が接続されている。第２空間５９および第３空間６２には、それぞれ、外部と連通する開口６５，６６が形成されている。

上記構成で、原子炉通常運転時には、弁開用圧力保持タンク５１内の圧力Ｐ２は、原子炉格納容器３０内圧力よりも高く、かつ、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１よりも低く維持される。原子炉通常運転時には、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１の方が弁開用圧力保持タンク５１内の圧力Ｐ２よりも高いことから、第１ピストン５７、第２ピストン６０、第３ピストン６１は、第２端部４６に向かって、すなわち第５空間６４を押し縮める方向に動き、冷却材導入弁７（図１、２）が閉じた状態にある。

原子炉事故により原子炉圧力容器１内の炉心が溶融した場合に、第２の実施形態と同様に、弁閉用圧力保持タンク９の隔壁が溶融破壊される。これにより、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１は原子炉格納容器３０内圧力まで低下する。これにより、弁閉用圧力保持タンク９内圧力Ｐ１が弁開用圧力保持タンク５１内圧力Ｐ２よりも低くなり、第１ピストン５７、第２ピストン６０、第３ピストン６１は第１空間５８を押し縮める方向に動き、冷却材導入弁７が開く。これにより、第２の実施形態と同様に、冷却材貯蔵プール６内の冷却材が重力によって落下し、冷却材配管８を通じて炉心溶融物保持装置４を含む周辺に供給される。

なお、この実施形態で、ピストン連結棒１６が長くなるにつれてピストンの摺動性が悪くなるので、その意味ではピストン連結棒１６は短い方が好ましい。

この実施形態によれば、第２の実施形態と同様に、従来よりも設置コストを増加させることなく、また定期検査時の動作確認や部品交換なども容易にすることができる。さらに原子炉圧力容器１から炉心溶融物１１が流出した際に、動力や人為的操作を必要とせず、不回避的に生じる挙動作用により、確実に冷却材を導入することが可能で、最終的に原子炉格納容器の破損および放射性物質の漏洩を防ぐことができる。

［第４の実施形態］
図６は本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第４の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図である。図７は、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第４の実施形態における弁閉用圧力保持タンクおよびその周辺を模式的に示す部分斜断面視図である。

この第４の実施形態は例えば第１の実施形態の変形例であって、弁閉用圧力保持タンク９の構造が第１の実施形態と相違する。

この実施形態では、弁閉用圧力保持部である弁閉用圧力保持タンク９は、サンプ床５の下方に配置され、サンプ床５の下部の周囲に沿って円周上に延びる母管（圧力保持パイプ）９ａと、母管９ａに接続されてサンプ床５の下部を覆うように配置された多数の小口径配管（圧力保持パイプ）１７とを有する。小口径配管１７は母管９ａよりも細く、溶接またはカプラ（図示せず）などにより母管９ａに接続されている。小口径配管１７は、母管９ａに比べて薄肉材料からなる。小口径配管１７は、金属材料からできていてもよいが、高温で破壊されやすいように、樹脂管やゴム管等で構成してもよい。

母管９ａは圧力伝達管１０に接続されている。母管９ａおよび小口径配管１７の外周には、ふく射熱を吸収しやすい塗装などの加工処理を施しておくことが望ましい。

この実施形態で、原子炉通常運転時には、第１の実施形態と同様に、弁閉用圧力保持タンク９内、すなわち母管９ａおよび小口径配管１７の内部に、原子炉格納容器３０内の圧力よりも高い圧力Ｐ１の流体が閉じ込められている。

炉心溶融事故が起きて炉心溶融物１１が原子炉圧力容器１の底部８０を貫通して落下した場合、母管９ａや小口径配管１７に炉心溶融物１１が直接衝突したり、また炉心溶融物保持装置４に保持された高温の炉心溶融物１１からのふく射熱を母管９ａや小口径配管１７が受けたりすることにより、母管９ａや小口径配管１７が破壊され、母管９ａ内の圧力Ｐ１が低下する。これにより、第１の実施形態と同様に、冷却材導入弁７が開いて、冷却材貯蔵プール６内に貯蔵された冷却材が炉心溶融物保持装置４に導かれる。

特にこの実施形態では、多数の小口径配管１７がサンプ床５の下部を覆うように配置され、しかも小口径配管１７は高温で破壊されやすい構造であるので、炉心溶融事故が起きた場合に、確実に破壊されて冷却材導入弁７を確実に開くことができる。

［第５の実施形態］
図８は、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第５の実施形態における弁閉用圧力保持タンクおよびその周辺を模式的に示す部分斜断面視図である。

この第５の実施形態は第４の実施形態の変形例である。

この実施形態では、弁閉用圧力保持タンク９の母管９ａの外周部から半径方向外側に突出してシリンダ部７０が形成され、このシリンダ部７０内を往復摺動するピストン７１が配置され、このピストン７１にピストン連結棒１６が接続されている。このピストン連結棒１６は第３の実施形態（図５）におけるピストン連結棒１６と同等のものである。すなわち、ピストン連結棒１６は第３の実施形態（図５）の第２ピストン６０に接続されている。

この実施形態で、第４の実施形態と同様に、原子炉通常運転時には、弁閉用圧力保持タンク９内の圧力Ｐ１は原子炉格納容器３０内圧力よりも高く維持され、冷却材導入弁７は閉状態が維持される。また、炉心溶融事故時に、炉心溶融物１１の落下によって弁閉用圧力保持タンク９が破壊されてその内部圧力Ｐ１が低下し、冷却材導入弁７が開く。このときの冷却材導入弁７を駆動する機構は第３の実施形態と同様である。

［第６の実施形態］
図９は、本発明に係る炉心溶融物冷却装置の第６の実施形態とその周辺を示す模式的立断面図であって、炉心溶融物を炉心溶融物保持装置で受け止めている状態を示す図である。

この実施形態では、第１〜第５の実施形態における弁閉用圧力保持タンク９等に代えて、密封タンク１９等が用いられる。

すなわち、この実施形態の炉心溶融物冷却装置３２は、冷却材貯蔵プール６、冷却材配管８、冷却材導入弁７、弁駆動機構１２、圧力伝達管１０、密封タンク１９等を有する。

密封タンク１９は、原子炉格納容器３０内で、炉心溶融物保持装置４の上方かつ原子炉圧力容器１の下方に配置され、その内部に、液体２０としてたとえば水が封入されている。密封タンク１９の壁面に圧力伝達管１０が接続され、密封タンク１９と圧力伝達管１０との接続部は、通常時に、破裂板２１によって封止されている。密封タンク１９の外表面には、ふく射熱を吸収しやすいように、塗装などの加工処理を施しておくことが望ましい。

圧力伝達管１０はシリンダとしての機能を有するもので、圧力伝達管１０内の空間を仕切りながらピストン１４が往復摺動できるように配置されている。ピストン１４にはピストン連結棒７５が結合され、ピストン連結棒７５は弁駆動機構１２に接続されている。圧力伝達管１０の破裂板２１とピストン１４にはさまれた位置に圧力逃し弁２２が取り付けられている。

冷却材貯蔵プール６、冷却材配管８、冷却材導入弁７、弁駆動機構１２の構造は、たとえば第１の実施形態と同様である。

上記構成の実施形態において、原子炉通常運転時には、密封タンク１９内に液体２０が密封されていて、冷却材導入弁７は閉じている。

炉心溶融事故が起こって炉心溶融物１１が炉心溶融物保持装置４に保持されると、高温の炉心溶融物１１によって密封タンク１９が加熱される。これにより密封タンク１９内の液体２０が膨張して蒸発する。これにより、密封タンク１９内の内圧が上昇する。密封タンク１９内の圧力が所定の閾値を超えると破裂板２１が破裂し、密封タンク１９の壁面に接続した圧力伝達管１０内の圧力が高まる。この圧力によってピストン１４が押されて動き、弁駆動機構１２が駆動される。これにより冷却材導入弁７が開放され、冷却材貯蔵プール６内の冷却材が重力によって落下し、冷却材配管８を通じて炉心溶融物保持装置４を含む周辺に供給される。

破裂板２１は、通常運転時の雰囲気温度変化ではピストン１４が可動しないようにするために設置されるのが好ましいが、ピストン１４の摺動抵抗によっては破裂板２１の設置を省略しても良い。

圧力逃し弁２２は、密封タンク１９と圧力伝達管１０の過大な圧力による破損防止用に設置するのがより好ましい。密封タンク１９内の液体２０を効率良く加熱するためには、密封タンク１９の壁厚を薄くした方が良い。一方、壁厚を薄くすると、耐圧が弱くなる。液体２０が蒸発すると急激に圧力が上昇し、密封タンク１９や圧力伝達管１０が破裂する恐れがある。圧力逃し弁２２を設けておけば、必要以上の内圧が負荷されないので、ピストン１４を確実に可動することができる。

この第６の実施形態によれば、第１〜第５の実施形態と同様の効果が得られるほか、第１〜第５の実施形態に比べて、通常時に弁閉用圧力保持タンクを加圧、維持するためのコンプレッサー等が不要となるので、交換部品点数、点検項目がさらに緩和される。

［他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

たとえば、上記各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。より具体的な例としては、第４または第５の実施形態（図６〜図８）の弁閉用圧力保持タンク９の構造を、第２または第３の実施形態（図４、図５）に適用してもよい。また、第２または第３の実施形態における弁開用圧力保持タンク５１を第６の実施形態（図９）における密封タンク１９で置き換えることもできる。この場合は、炉心溶融事故時に弁開用圧力保持タンク５１内の圧力Ｐ２が上昇するので、第２または第３の実施形態に比べて冷却材導入弁７の開動作を早めることができる。

１…原子炉圧力容器（原子炉容器）、２…ペデスタル、３…原子炉格納容器床、４…炉心溶融物保持装置、５…サンプ床、６…冷却材貯蔵プール、７…冷却材導入弁、８…冷却材配管、９…弁閉用圧力保持タンク（弁閉用圧力保持部）、９ａ…母管（圧力保持パイプ）、１０…圧力伝達管、１１…炉心溶融物、１２…弁駆動機構、１３…圧縮ばね、１４…ピストン、１６…ピストン連結棒、１７…小口径配管（圧力保持パイプ）、１９…密封タンク、２０…液体、２１…破裂板、２２…圧力逃し弁、３０…原子炉格納容器、３１…炉心、３２…炉心溶融物冷却装置、４０…シリンダ、４１…第１ピストン、４２…第２ピストン、４３…第１端部、４４…第１空間、４５…第２空間、４６…第２端部、４７…第３空間、４８…ラック（弁駆動力伝達機構）、４９…ピニオン（弁駆動力伝達機構）、５０…開口、５１…弁開用圧力保持タンク（弁開用圧力保持部）、５２…圧力伝達管、５５…第１シリンダ、５６…第２シリンダ、５７…第１ピストン、５８…第１空間、５９…第２空間、６０…第２ピストン、６１…第３ピストン、６２…第３空間、６３…第４空間、６４…第５空間、６５，６６…開口、７０…シリンダ部、７１…ピストン、７５…ピストン連結棒、８０…底部

Claims (7)

1. 炉心と、
   前記炉心を収容する原子炉容器と、
   前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、
   前記炉心の下方でかつ前記原子炉容器の下方の前記原子炉格納容器内に配置されて、原子炉事故時に前記炉心が溶融して前記原子炉容器を貫通して落下した炉心溶融物を受容する炉心溶融物保持装置と、
   原子炉事故時に前記炉心溶融物保持装置を冷却するための冷却材を前記炉心溶融物保持装置よりも高い位置で前記原子炉容器の外にあらかじめ貯めておく冷却材貯蔵プールと、
   前記冷却材貯蔵プールに貯められた冷却材を前記炉心溶融物保持装置に導く冷却材配管と、
   前記冷却材配管の途中に配置されて原子炉通常運転時に閉じているように設定された冷却材導入弁と、
   原子炉通常運転時には前記冷却材導入弁を閉状態に維持し、原子炉事故時に前記炉心溶融物の熱を受けた際に駆動されて前記冷却材導入弁を開く弁駆動機構と、
   を備えることを特徴とする原子炉設備。
2. 原子炉通常運転時には前記原子炉格納容器内圧力よりも高い圧力の流体を閉じ込めるとともに原子炉事故時に前記炉心溶融物の熱によって破壊されて前記流体を前記原子炉格納容器内に放出してその内部圧力が低下させるように構成され、前記原子炉格納容器内で前記原子炉容器と前記炉心溶融物保持装置との間に少なくとも一部が配置された弁閉用圧力保持部をさらに備え、
   前記弁駆動機構は、原子炉通常運転時には前記弁閉用圧力保持部内の圧力とつり合う反力により前記冷却材導入弁を閉状態に維持し、原子炉事故時に前記弁閉用圧力保持部内の圧力が低下したときに前記反力によって前記冷却材導入弁を開くように構成されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉設備。
3. 前記弁駆動機構は、
   シリンダと、
   前記シリンダ内の空間を第１空間と第２空間に仕切りながら往復摺動可能なピストンと、
   前記シリンダの前記第１空間と前記弁閉用圧力保持部とを接続する圧力伝達管と、
   前記反力を生じさせるように前記第１空間が縮小する向きに前記ピストンを付勢するばねと、
   前記第１空間が拡大する向きに前記ピストンが移動したときに前記冷却材導入弁を閉じ、前記第１空間が縮小する向きに前記ピストンが移動したときに前記冷却材導入弁を開くように前記冷却材導入弁を駆動する弁駆動力伝達機構と、
   を備えること、を特徴とする請求項２に記載の原子炉設備。
4. 前記弁駆動機構は、
   シリンダと、
   前記シリンダ内の空間を第１空間と第２空間に仕切りながら往復摺動可能なピストンと、
   前記シリンダの前記第１空間と前記弁閉用圧力保持部とを接続する圧力伝達管と、
   原子炉通常運転時に前記反力を生じさせるために前記弁閉用圧力保持部内の圧力よりも低く前記原子炉格納容器内の圧力よりも高い圧力の流体を閉じ込めておく弁開用圧力保持部と、
   前記第１空間が縮小する向きに前記ピストンが移動したときに前記冷却材導入弁を閉じ、前記第１空間が拡大する向きに前記ピストンが移動したときに前記冷却材導入弁を開くように前記冷却材導入弁を駆動する弁駆動力伝達機構と、
   を備えること、を特徴とする請求項２に記載の原子炉設備。
5. 前記弁閉用圧力保持部は、互いに接続された複数の圧力保持パイプを含むことを特徴とする請求項２ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子炉設備。
6. 前記原子炉格納容器内で前記原子炉容器と前記炉心溶融物保持装置との間に少なくとも一部が配置されて、原子炉通常運転時に流体が封入された密封タンクであって、原子炉事故時に前記炉心溶融物の熱によってその内部圧力が上昇する密封タンクと、
   破裂板を介して前記密封タンクに接続された圧力伝達管とをさらに備え、
   前記弁駆動機構は、原子炉事故時に前記圧力伝達管内の圧力が上昇したときにその上昇した圧力によって前記冷却材導入弁を開くように構成されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉設備。
7. 原子炉事故時に炉心が溶融して原子炉容器を貫通して落下した炉心溶融物を原子炉格納容器内部で受容する炉心溶融物保持装置を冷却するための炉心溶融物冷却装置であって、
   冷却材を前記炉心溶融物保持装置よりも高い位置で前記原子炉容器の外にあらかじめ貯めておく冷却材貯蔵プールと、
   前記冷却材貯蔵プールに貯められた冷却材を前記炉心溶融物保持装置に導く冷却材配管と、
   前記冷却材配管の途中に配置されて原子炉通常運転時に閉じているように設定された冷却材導入弁と、
   原子炉通常運転時には前記冷却材導入弁を閉状態に維持し、原子炉事故時に前記炉心溶融物の熱によって駆動されて前記冷却材導入弁を開く弁駆動機構と、
   を備えることを特徴とする炉心溶融物冷却装置。

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