JP2016001164A

JP2016001164A - 炉心溶融物の分散構造

Info

Publication number: JP2016001164A
Application number: JP2014121785A
Authority: JP
Inventors: 正裕古谷; Masahiro Furuya; 愼一師岡; Shinichi Morooka; 昌宏武居; Masahiro Takei
Original assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Current assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority date: 2014-06-12
Filing date: 2014-06-12
Publication date: 2016-01-07
Anticipated expiration: 2034-06-12
Also published as: JP6323853B2

Abstract

【課題】原子炉容器から落下する炉心溶融物を拡散させて平滑に伸ばし、冷却水による効果的な冷却を行ない得る炉心溶融物の分散構造を提供することを目的とする。【解決手段】原子炉格納容器２内で原子炉圧力容器１の下方の空間に配設され、原子炉格納容器２の床面２Ａに水平面内で広がって原子炉圧力容器１の底部１Ａの破損により漏洩した炉内構造物を含む炉心溶融物３が落下・拡散する部位に配設された複数のブロック４からなり、各ブロック４は炉心溶融物３よりも密度が大きく、炉心溶融物３と接して溶融するもしくは軟化点が２８１０Ｋ以下の低融点材料で形成してある。【選択図】図４

Description

本発明は炉心溶融物（炉内構造物を含む；以下同じ）の分散構造に関し、特に原子炉が溶融する過酷事故の対策として有用なものである。

原子力設備では、原子炉圧力容器が溶融して炉心溶融物が原子炉格納容器内に漏出する過酷事故を想定した事故対策が講じられている。例えば、従来の水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断により冷却水が喪失されると、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。かかる場合には水位低下の信号により原子炉が自動的に非常停止される。また、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）によって冷却材が原子炉圧力容器に注入される。これにより、炉心は冠水されて冷却され、炉心溶融事故を未然に防止するようになっている。

しかし、極めて低い確率ではあるが、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起こり得る。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る。炉心が十分に冷却されないと、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、いわゆる原子炉の過酷事故に至る可能性もある。

炉心溶融に至った場合、高温（２５００℃程度）の炉心溶融物が原子炉圧力容器の下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器の下鏡を溶融貫通して、原子炉格納容器内の床上に落下する。炉心溶融物は原子炉格納容器の床に張られたコンクリートを加熱する。これにより、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大量に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る。また、コンクリートの溶融浸食により原子炉格納容器のバウンダリを破損させたり、原子炉格納容器の構造強度を低下させる可能性がある。その結果、炉心溶融物の反応が継続すると原子炉格納容器の破損に至り、原子炉格納容器内の放射性物質を外部環境へ放出させる恐れがある。

上述の如き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、炉心溶融物の温度を低下させる必要がある。このため炉心溶融物の上方から冷却水をかけて、これを冷却している。

なお、炉心溶融物が原子炉容器の外部に漏出する過酷事故に対する対策を講じた技術を開示する文献として、例えば特許文献１が公知となっている。

特開２００８−１３９０２３号公報

上述の如く過酷事故により、炉心溶融物が原子炉容器の外部に漏出した炉心溶融物に冷却水をかけて、これを冷却する場合、炉心溶融物の堆積厚さが７ｃｍ以上になると、いくら冷却水をかけて冷却しようとしても冷却することはできない。炉心溶融物の崩壊熱による加熱が継続され、外表面からの冷却では十分な温度低下が期待できないからである。

本発明は、上記従来技術に鑑み、原子炉容器から落下する炉心溶融物を拡散させて薄く均一分散させ、冷却水による効果的な冷却を行ない得る炉心溶融物の分散構造を提供することを目的とする。

上記目的を達成する本発明の第１の態様は、原子炉格納容器内で原子炉圧力容器の下方の空間に配設され、原子炉格納容器の床面に水平面内で広がって原子炉圧力容器の底部の破損により漏洩した炉内構造物を含む炉心溶融物が落下・拡散する部位に配設された複数のブロックからなり、各ブロックは前記炉心溶融物よりも密度が大きく、前記炉心溶融物が発生する熱で溶融するもしくは軟化点が２８１０Ｋ以下の低融点材料で形成してあることを特徴とする炉心溶融物の分散構造にある。

本態様によれば、各ブロックが炉心溶融物よりも密度が大きく、炉心溶融物と接して溶融することができる低融点材料で形成してあるので、原子炉容器から漏洩する炉心溶融物に接してブロックが溶融液化されることにより原子炉格納容器の床面において広い範囲に亘り薄く均一分散する。一方、炉心溶融物は、ブロックよりも比重が小さい材料で構成されているので、拡散された溶融ブロックの上に浮かぶ。この結果、炉心溶融物も溶融したブロックの上で均一に分散され、その厚さを５〜７ｃｍ以下にまで薄くすることができる。かかる状態の炉心溶融物であれば冷却水をかけることにより、所定の冷却を行なうことができ、過酷事故を有効に収束させることができる。

本発明の第２の態様は、第１の態様に記載する炉心溶融物の分散構造において、前記ブロックは、原子炉圧力容器に向かって高さ方向に複数段、積層したことを特徴する炉心溶融物の分散構造にある。

本態様によれば、ブロックを限られた高さの空間により多く積層することができる。

本発明の第３の態様は、第２の態様に記載する炉心溶融物の分散構造において、前記ブロックは、原子炉圧力容器に向かって高さ方向に複数段、ピラミッド状に積層したことを特徴とする炉心溶融物の分散構造にある。

本態様によれば、過酷事故時に原子炉圧力容器の底部の中央から漏出して落下する炉心溶融物の真下において積み上げられたブロックの高さが最大となっており、より多くの炉心溶融物に接触する部位に最大量のブロックが存在し、周辺に向かって漸減しているので、合理的なブロックの溶融拡散を図ることができる。同時に、炉心溶融物が、ピラミッド状に積層されたブロックの斜面に沿って流れ落ちることによっても拡散される。

本発明の第４の態様によれば、第１〜第３の態様の何れか一つに記載する炉心溶融物の分散構造において、前記ブロックの上面には耐熱層を形成したことを特徴とする炉心溶融物の分散構造にある。

本態様によれば、耐熱層で、落下する炉心溶融物の噴流動圧を拡散させてブロックに孔が明かないようにすることができる。

本発明の第５の態様によれば、第１〜第４の態様の何れか一つに記載する炉心溶融物の分散構造において、前記ブロックの内部には、冷却液を封入していることを特徴とする炉心溶融物の分散構造にある。

本態様によれば、ブロックの溶融とともに流れ出し、冷却とともに炉心溶融物の拡散を助長させる。

本発明の第６の態様によれば、第５の態様に記載する炉心溶融物の分散構造において、前記ブロックは、その壁面の一部を薄肉部とすることにより、前記炉心溶融物の熱により溶融した前記薄肉部から前記内部の冷却液が蒸発して前記ブロックの配設領域の中心部に向かって水平方向に噴射されることにより前記ブロックの構造材を噴射方向とは反対方向に拡散させるようにしたことを特徴とする炉心溶融物の分散構造にある。

本態様によれば、冷却液の噴射の反作用でブロックが中心部の反対側である周辺部に向かって溶融しつつ移動することにより、ブロックを構成する構造材の周辺部への拡散を促進することができる。この結果、構造材に乗っている炉心溶融物も周辺部へ拡散させることで薄くすることができる。

本発明によれば、原子炉容器から漏洩する炉心溶融物に接してブロックが溶融液化されることにより原子炉格納容器の床面において広い範囲に拡散される。一方、ブロックよりも比重が小さい炉心溶融物は、拡散された溶融ブロックの上に浮かぶ。この結果、炉心溶融物が溶融ブロックに浮かんだ状態で拡散され、その厚さを５〜７ｃｍ程度にまで薄くすることができる。この結果、冷却水をかけることにより、原子炉容器から原子炉格納容器内に漏洩した炉心溶融物の所定の冷却を行なうことができ、過酷事故の収束に効果的である。

また、ブロックは可搬性のものとして構成することができるので、作業員が、既存の原子炉格納容器内に運び込んで容易に設置することができる。したがって、原子炉容器下部の格納容器内の空間が狭い既設の原子炉の安全対策としても極めて有効なものとなる。さらに当該部分の検査を行う際には近くに積み上げて空間を利用できる利点がある。

原子力設備の主要部を概念的に示す説明図である。原子炉格納容器に収納された原子炉圧力容器の下部空間を拡大して示す説明図である。図２の可搬型のブロックの一個を抽出して示す拡大説明図である。図２に示す場合における原子炉の過酷事故の態様を示す説明図である。

以下、本発明の実施の形態を図面に基づき詳細に説明する。

図１は原子力設備の主要部を概念的に示す説明図である。同図に示すように、核分裂反応により熱を発生する原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器２内に格納されている。原子炉圧力容器１内には核燃料１３とともに制御棒１４が配設されている。制御棒１４は隣接する核燃料１３の間の空間で抜き差しすることにより核分裂反応の速度を制御する。核分裂反応により発生した熱により原子炉圧力容器１内の冷却水が蒸発し、この結果得る蒸気が蒸気流通管路１５を介して外部に取り出され、タービン発電機（図示せず）を駆動する。冷却水は、冷却水供給管路１６を介して原子炉圧力容器１内に供給される。なお、図１には沸騰水型（ＢＷＲ）の原子炉の場合を説明したが、本形態は、これに限らず加圧水型（ＰＷＲ）の原子炉および重水減速型の原子炉であっても同様に適用し得る。

図２は、原子炉格納容器に収納された原子炉圧力容器の下部空間を拡大して示す説明図である。同図に示すように、原子炉格納容器２における原子炉圧力容器１の下方の空間を仕切る床面２Ａには、簀の子５を介して中央に向かって高さが高くなるようにピラミッド状に複数のブロック４が積み上げられている。かくして、ブロック４は、原子炉格納容器２の床面２Ａに水平面内で広がって原子炉圧力容器１の底部１Ａの破損により漏洩した炉内構造物を含む炉心溶融物が落下・拡散する部位に位置している。この点に関しては後に詳述する。また、簀の子５は、隣接する構成部材５Ａ間に冷却水を流通させてブロック４を下方から冷却するためのものである。各ブロック４は、作業員が原子炉格納容器２内に搬入可能な大きさおよび重さとなっている。したがって、既設の原子力設備の原子炉格納容器２内にも作業員が搬入して設置することができる。

ブロック４は、過酷事故時に原子炉圧力容器１から漏出する前記炉心溶融物よりも密度が大きく、炉心溶融物と接して溶融することができる融点もしくは軟化点が２８１０Ｋ以下の低融点材料で形成してある。したがって、コストおよび加工性等も含めて考えた場合鉛（Ｐｂ）が最適である。本形態では、鉛（Ｐｂ）を構造材とするブロック４を用いている。

なお、上述の如く、ブロック４の構造材としては、鉛が最適であるが、融点に関しては、炉心溶融物３の液相線温度以下であれば良い。また、炉心溶融物３の融点（固化温度）は、ＺｒＯ_２とＵＯ_２の溶融混合物の場合で、２８１０Ｋ（２５３７℃）であるので、ブロック４の溶融温度は２８１０Ｋ（２５３７℃）以下であれば、適用可能である。

図３はブロック４の一個を抽出して示す拡大説明図である。同図に示すように、本形態におけるブロック４の上面には、耐熱層６が形成してある。耐熱層６は、過酷事故時に上方から落下してくる炉心溶融物の噴流動圧を拡散させて、孔をあけさせない効果を得るためのものである。したがって、融点が高く、酸化などの経時変化が無く、硬い材料が適している。例えば、ＳｉＣ，ＷＣ，Ａｌ_２Ｏ_３，ＣｒＯ_２，ＺｒＯ_２，ＮｉＯ，ＨｆＯ_２，ＴｉＯ_２，Ｙ_２Ｏ_３およびこれらの混合物が好適である。

本形態におけるブロック４の内部には密閉空間が形成されており、かかる密閉空間には最上部にわずかな空間７を残して冷却水８が封入されている。また、本形態におけるブロック４は矩形の部材であるが、その一つの垂直な壁面４Ａは厚さに凹凸を形成してある。この結果、本形態では、上下方向に亘り薄肉部および厚肉部が交互に形成されている。なお、ブロック４の形状に特別な制限はないが、矩形または三角形が最適である。隣接するブロック４間に隙間を形成することなく積層して配設することが可能であるからである。

かかる構造のブロック４に炉心溶融物が接触して冷却水８が蒸発した場合、空間７は存在するものの、密閉空間が高圧になる。この結果、壁面４Ａの肉厚が薄い部分が破れ、この部分が噴射ノズルとなる結果、蒸発した冷却水８が高圧蒸気となって壁面４Ａの破損した部分から噴き出す。すなわち、壁面４Ａの破損した部分がノズルとなって、高圧蒸気を噴出させる。この結果、ブロック４には冷却水８の噴出方向に対し、反対方向への推力が作用する。ここで、冷却水８の噴出方向が、ブロック４の積層領域の中心側、すなわち原子炉圧力容器１の上下方向の中心線側に向かうようにブロック４を積層する。

図４は、上述の如く原子炉格納容器２内に、ブロック４を積層した状態において原子炉圧力容器１における過酷事故が発生した場合の態様を示す説明図である。同図に示すように、原子炉圧力容器１の底部１Ａの破損により漏洩した炉心溶融物３が漏洩・落下した場合には、落下部位に複数のブロック４が配設されているので、ブロック４に接触する。各ブロックは、炉心溶融物３よりも密度が大きく、炉心溶融物と接して溶融することができる融点もしくは軟化点が２８１０Ｋ以下の低融点材料である鉛で形成してあるので、溶融液化され、原子炉格納容器２の床面２Ａにおいて広い範囲に亘り薄く均一分散する。

これに対し、炉心溶融物３は、ブロック４よりも比重が小さいので、拡散された溶融ブロックの上に浮かぶ。この結果、炉心溶融物３も溶融ブロックに乗って均一拡散され、その厚さを５〜７ｃｍ以下にまで薄くすることができる。かかる状態の炉心溶融物３であれば冷却水をかけることにより、所定の冷却を行なうことができ、過酷事故を有効に収束させることができる。

ここで、本形態では、ブロック４を簀の子５の上に載置し、隣接する構成部材５Ａ間に冷却水を流通させているので、ブロック４を下方から冷却することもできる。また、本形態では、ブロック４を、原子炉圧力容器１に向かって高さ方向に複数段、ピラミッド状に積層しているので、原子炉圧力容器１から落下して漏洩する炉心溶融物３の真下において積み上げられたブロック４の高さが最大となっている。したがって、より多くの炉心溶融物３に接触する部位に最大量のブロックが存在し、しかも周辺に向かって漸減しているので、合理的なブロック４の溶融拡散を図ることができる。同時に、炉心溶融物３が、ピラミッド状に積層されたブロック４の斜面に沿って流れ落ちることによっても拡散されるという効果を奏する。

また、ブロック４の上面には耐熱層６を設けているので、耐熱層６で、落下する炉心溶融物３の噴流動圧を拡散させてブロック４に孔があかないようにすることができる。この結果、この点からもブロック４の溶融拡散を良好に行わせることができる。

さらに、本形態では、ブロック４の内部に冷却水８を封入しているので、炉心溶融物３との接触で冷却水が蒸発し、蒸発した冷却水８が沸騰蒸気となって壁面４Ａを破損する。この結果、破損した部位から沸騰蒸気が噴き出し、ブロック４には冷却水８の噴出方向に対し、反対方向への推力が作用する。かくして、冷却水８の噴射の反作用でブロック４を中心部の反対側である周辺部に向かって溶融しつつ移動させる。このことにより、ブロック４を構成する構造材の周辺部への拡散を促進することができる。この結果、構造材に浮いて乗っている炉心溶融物３も周辺部へ薄く拡散される。

かくして本形態によれば、原子炉圧力容器１から漏洩する炉心溶融物３に接してブロック４が溶融液化されることにより原子炉格納容器２の床面において広い範囲に拡散される。かくしてブロック４よりも比重が小さい炉心溶融物３を、拡散された溶融ブロックとともに周辺部に薄く拡散させることができる。この結果炉心溶融物３の厚さを５〜７ｃｍ程度にまで薄くすることができ、この結果、代替注水による冷却水をかけることにより、炉心溶融物３の所定の冷却を行なうことができる。

本発明は原子力発電に関連する産業分野において有効に利用することができる。

１原子炉圧力容器
２原子炉格納容器
２Ａ床面
３炉心溶融物
４ブロック
６耐熱層
７空間
８冷却水

Claims

原子炉格納容器内で原子炉圧力容器の下方の空間に配設され、
原子炉格納容器の床面に水平面内で広がって原子炉圧力容器の底部の破損により漏洩した炉内構造物を含む炉心溶融物が落下・拡散する部位に配設された複数のブロックからなり、
各ブロックは前記炉心溶融物よりも密度が大きく、前記炉心溶融物が発生する熱で溶融するもしくは軟化点が２８１０Ｋ以下の低融点材料で形成してあることを特徴とする炉心溶融物の分散構造。
請求項１に記載する炉心溶融物の分散構造において、
前記ブロックは、原子炉圧力容器に向かって高さ方向に複数段、積層したことを特徴する炉心溶融物の分散構造。
請求項２に記載する炉心溶融物の分散構造において、
前記ブロックは、原子炉圧力容器に向かって高さ方向に複数段、ピラミッド状に積層したことを特徴とする炉心溶融物の分散構造。
請求項１〜請求項３の何れか一つに記載する炉心溶融物の分散構造において、
前記ブロックの上面には耐熱層を形成したことを特徴とする炉心溶融物の分散構造。
請求項１〜請求項４の何れか一つに記載する炉心溶融物の分散構造において、
前記ブロックの内部には、冷却液を封入していることを特徴とする炉心溶融物の分散構造。
請求項５に記載する炉心溶融物の分散構造において、
前記ブロックは、その壁面の一部を薄肉部とすることにより、前記炉心溶融物の熱により溶融した前記薄肉部から前記内部の冷却液が蒸発して前記ブロックの配設領域の中心部に向かって水平方向に噴射されることにより前記ブロックの構造材を噴射方向とは反対方向に拡散させるようにしたことを特徴とする炉心溶融物の分散構造。