JP2016090408A - 原子炉格納容器 - Google Patents

Abstract

【課題】炉心溶融あるいは原子炉圧力容器の破損等のシビアアクシデント発生時においても、燃料デブリによる加熱に対し、健全性を確保し得る原子炉格納容器を提供する。【解決手段】原子炉格納容器は、複数体の燃料集合体を装荷する炉心を内包する原子炉圧力容器１、原子炉圧力容器１を下方より支持する筒状のペデスタルと、ペデスタルにより画定される原子炉格納容器下部区画２を備える。ペデスタルは、径方向に内側より順次配される少なくとも、第一層、第二層及び第三層からなる多層構造を有し、第一層は反射材７、第二層は耐熱材８、第三層はコンクリート材３であって、原子炉格納容器下部区画２内の燃料デブリ６によるペデスタルへの熱負荷を低減する。【選択図】図２

Description

本発明は、原子炉格納容器における冷却技術に係り、特に、極めて稀ではあるが、万が一発生する原子炉のシビアアクシデント時に、溶融した炉心の熱負荷によって原子炉圧力容器が破損し、炉心溶融物である燃料デブリが原子炉格納容器の下部区画に落下する事象を想定した場合に、原子炉格納容器の耐力、健全性を確保し破損防止に好適な原子炉格納容器に関する。

地震、風水害、火災等で外部電源が喪失した場合に備え、原子炉力プラントでは、非常用炉心冷却系が非常用発電機で稼動し、炉心の溶融防止に十分な冷却水を炉心に供給する構造を有する。しかし、万が一、非常用炉心冷却系が機能せず炉心が溶融するようなシビアアクシデントが発生すると、炉心溶融物である燃料デブリが原子炉圧力容器の底部に落下し、更に、原子炉圧力容器が破損して原子炉格納容器下部区画の床面に炉心溶融物が落下するケースも想定される。このようなシビアアクシデントにおいても、原子炉格納容器の損傷を回避し、核分裂生成物の放散を防止する必要がある。

このため、原子炉格納容器は鋼製あるいはコンクリート製であり、その底部にコンクリートのベースマットが敷かれ、ペデスタル構造のコンクリート側壁によって原子炉圧力容器が支持される。このコンクリート側壁や構造壁によって仕切られた格納容器下部区画は、万が一のシビアアクシデントに対して燃料デブリによる熱負荷に加えて、例えば地震やその余震の発生も考慮し、強度を保持する必要がある。

燃料デブリが原子炉格納容器下部区画の床面に落下した際に熱負荷を受ける部位の一つとして、コンクリート床面の他に、原子炉圧力容器を支持するコンクリート側壁も重要である。コンクリート床面に拡がる燃料デブリがコンクリート側壁に到達しない場合においても、燃料デブリ表面からの輻射熱でコンクリート側壁は加熱される。また、燃料デブリがコンクリート側壁に到達した場合、接触面の高さは側壁の下端から数１０センチメートルと想定されるが、更にその上方の側壁も輻射熱により加熱され、コンクリート材が脱水、分解され、側壁上方の全域に亘って脆化する可能性がある。

高温の燃料デブリの輻射熱伝達に対し、原子炉圧力容器を支持するコンクリート側壁の破損を防止する技術として、特許文献１が提案されている。特許文献１では、コンクリート床面上の燃料デブリからペデスタルを構成するコンクリート側壁に向かう輻射熱を遮る反射部材を、原子炉格納容器内に配置する。また、コンクリート床面上に、燃料デブリを受け止める耐熱壁を有するコアキャッチャーを設け、その耐熱壁の内側に輻射熱反射板材を取り付ける構造が開示される。

特開２０１３−７５７４号公報

"室内環境計画"，建築学大系２２，彰国社（昭和４４年） Ｄ.Ｊ.Ｇｒｅｅｎ，Ｒ.Ｈ.Ｊ.Ｈａｎｎｉｎｋ，Ｍ.Ｖ.Ｓｗａｉｎ，"ＴＲＡＮＳＦＯＲＭＡＴＩＮ ＴＯＵＧＨＥＮＩＮＧ ｏｆ ＣＥＲＡＭＩＣＳ"，ＣＲＣ ＰＲＥＳＳ.（１９８９） Ｐ．Ｐａｔｎａｉｋ，"Ｋａｎｄｂｏｏｋ ｏｆ ＩｎｏｒｇａｎｉｃＣｈｅｍｉｃａｌｓ．"ＭｃＧｒａｗ−Ｈｉｌｌ． （２００２）

特許文献１では、燃料デブリからコンクリート側壁に向かう輻射熱を遮る反射部材が原子炉格納容器内に配置されているものの、燃料デブリの落下位置はシビアアクシデントの事象ごとに異なるため、コンクリート側壁防護の機能は、反射部材の配置位置に依って、不確定性が生じる。また、仮に、反射部材に燃料デブリが落下すると、この反射部材自体が融解、破損する場合も想定される。

また、特許文献１では、反射部材により反射される輻射熱を、注水管の先端部に設けられた溶融弁の溶融に用い、圧力抑制プールより注水管を介して、原子炉格納容器に冷却水を導入するものである。しかしながら、シビアアクシデントによっては、圧力抑制プールが破損し、冷却水の導入が困難となる可能性が生じ得る。

そこで、本発明は、万が一、炉心溶融あるいは原子炉圧力容器の破損等のシビアアクシデント発生時においても、燃料デブリによる加熱に対し、健全性を確保し得る原子炉格納容器を提供することにある。

上記課題を解決するため、本発明の原子炉格納容器は、複数体の燃料集合体を装荷する炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を下方より支持する円筒状のペデスタルと、前記ペデスタルにより画定される格納容器下部区画空間部を備え、前記ペデスタルは、前記格納容器下部区画空間部より径方向に、内側より順次配される少なくとも、第一層、第二層及び第三層からなる多層構造を有し、前記第一層は前記第二層より反射率の高い反射材、前記第二層は前記第一層より融点の高い耐熱材、前記第三層はコンクリート材であって、前記格納容器下部区画空間部内の燃料デブリによる、前記ペデスタルへの熱負荷を低減可能とすることを特徴とする。

本発明によれば、万が一、炉心溶融あるいは原子炉圧力容器の破損等のシビアアクシデント発生時においても、燃料デブリによる加熱に対し、健全性を確保し得る原子炉格納容器を提供できる。

例えば、燃料デブリが原子炉格納容器のコンクリート床面に拡がる等のシビアアクシデントが生じた場合においても、燃料デブリからの輻射熱によるコンクリート側壁の脱水、分解による脆化を防止できる。

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。

沸騰水型原子力プラントの概略構成図である。 本発明の一実施例に係る実施例１の原子炉格納容器の縦断面図である。 本発明の実施例１に係る原子炉格納容器の縦断面図である。 本発明の他の実施例に係る実施例２の原子炉格納容器の縦断面図である。 本発明の他の実施例に係る実施例３の原子炉格納容器の縦断面図である。 図５に示す反射材、耐熱材及びコンクリート材よりなる側壁の横断面図である。 図５に示す反射材、耐熱材及びコンクリート材よりなる側壁の横断面図である。 図５に示す反射材、耐熱材及びコンクリート材よりなる側壁の横断面図である。 本発明の他の実施例に係る実施例４の原子炉格納容器の縦断面図である 本発明の他の実施例に係る実施例５の原子炉格納容器の縦断面図である。 図１０に示す反射耐熱材パネルの正面図及び横断面図である。 本発明の他の実施例に係る実施例６の原子炉格納容器の縦断面図である。 図１２に示す反射材、耐熱材及びコンクリート材よりなる側壁の横断面図である。

本発明の実施形態に係る原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉（Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＢＷＲ）、改良型沸騰水型原子炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＢＷＲ）、及び加圧水型原子炉（Ｐｒｅｓｓｕｒｉｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＰＷＲ）等の軽水炉、高速増殖炉（Ｆａｓｔ Ｂｒｅｅｄｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＦＢＲ）等の高速炉（Ｆａｓｔ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＦＲ）、及び新型転換炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｔｈｅｒｍａｌ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＴＲ）等の各種原子炉の原子炉格納容器として適用可能である。以下では、これら各種原子炉のうち、一例としてＢＷＲへ本発明の実施形態に係る原子炉格納容器を適用する場合を例に説明するが、これに限られるものではなく、また、本発明の趣旨を逸脱しない範囲において各種の変形が可能である。

図１に、本発明の一実施形態に係る原子炉格納容器が適用される沸騰水型原子力プラントの概略構成図を示す。原子力プラント４０は、原子炉４９及び原子炉格納容器４１を備えている。原子炉格納容器４１は、原子炉建屋４２内に設置されて、上端部に原子炉格納容器上蓋４３が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器４１は、内部に形成されたドライウェル４４、及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室（ウェットウェル）４５を有する。ドライウェル４４に連絡されるベント通路４６の一端が、圧力抑制室４５内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。原子炉格納容器上蓋４３の真上に複数に分割された放射線遮蔽体であるシールドプラグ４７が配置され、これらのシールドプラグ４７が、原子炉建屋４２の運転床６７に設置されている。

原子炉建屋４２には、原子炉格納容器４１が内部に設置されており、この原子炉格納容器４１の上部には、原子炉停止時に原子炉圧力容器１の蓋を開けて燃料集合体５６を取り出し、隣接する使用済燃料プール６６へ移す際に通すプールであって、放射線の遮蔽等のために水を張るための原子炉ウェル６４が設けられている。なお、燃料集合体５６の取り出し及び使用済燃料プール６６への移送は、燃料交換機６８にて行われる。更に、この原子炉ウェル６４を挟み込むように、ドライヤ・セパレータプール６５及び使用済みの燃料を一時的に保管する使用済燃料プール６６が設けられている。ドライヤ・セパレータプール６５は、定期検査時に蒸気乾燥器５２や気水分離器５１といった炉内構機器を仮置きする場所として使われる。

原子炉４９、原子炉圧力容器上蓋４８が取り付けられて構成される原子炉圧力容器１、核燃料物質を含む複数の燃料集合体５６が装荷された炉心５０、蒸気乾燥器５２及び気水分離器５１を備えている。炉心５０、蒸気乾燥器５２及び気水分離器５１は原子炉圧力容器１内に配置される。原子炉圧力容器１内に設置された炉心シュラウド５５が、炉心５０を取り囲んでいる。炉心５０内に装荷された各燃料集合体５６は、下端部が炉心支持板５７によって支持され、上端部が上部格子板５８によって保持される。気水分離器５１は炉心５０の上端部に位置する上部格子板５８よりも上方に配置され、蒸気乾燥器５２が気水分離器５１の上方に配置される。ここで、燃料集合体５６は、図示しない核燃料物質として例えばＭＯＸ燃料のペレットを、ステンレス製の被覆管内にその軸方向に複数充填された燃料棒を有する。複数の燃料棒を横断面四角形状のチャンネルボックス内に正方格子状に配列して燃料集合体５６が形成されている。

複数の制御棒案内管５９が炉心５０の下方に配置され、複数の制御棒案内管５９を含むサポートシリンダが形成されている。炉心５０内の燃料集合体５６間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒６０が、各制御棒案内管５９内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング５が、原子炉圧力容器１の下鏡６１に取り付けられている。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング５内に設置され、制御棒案内管５９内の制御棒６０と連結されている。原子炉圧力容器１内に設置された蒸気乾燥器５２、気水分離器５１、炉心シュラウド５５、上部格子板５８、炉心支持板５７、サポートシリンダ、制御棒案内管５９、炉心シュラウド下部胴は、炉内構造物である。

原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器４１内の底部に設けられた格納容器床４上に設けられた筒状のペデスタル６２上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体６３が、ペデスタル６２の上端に設置され、原子炉圧力容器１を取り囲んでいる。

以下、本明細書では、ペデスタル６２の内壁面により画定される区画、すなわち、空間を原子炉格納容器下部区画と呼称する。筒状のペデスタル６２の縦断面図において、ペデスタル６２を、側壁あるいは、ペデスタル６２の構成部材であるコンクリート材と呼称する。また、ペデスタル６２の内壁面によって画定される区画である原子炉格納容器下部区画内において、中央を内側、また、中央からペデスタル６２の外壁面へと向う径方向外壁面側を外側と定義する。

以下、炉心溶融あるいは原子炉圧力容器１の破損等のシビアアクシデント発生時を想定し、ペデスタル６２の構造を主として、図面を参照し実施例を説明する。なお、図１に示すように、ペデスタル６２の周囲は、ドライウェル４４により取り囲まれている。

図２は、本発明の一実施例に係る実施例１の原子炉格納容器４１の縦断面図である。図２では、図１に示す原子炉圧力容器１の底面付近、ペデスタル６２及び原子炉格納容器４１の格納容器床４の部分拡大縦断面図であり、一点鎖線矢印は燃料デブリ６による輻射熱の進行方向を示し、点線矢印は気体（気相）の通流方向を示している。

複数体の燃料集合体５６を装荷する炉心５０を内包する原子炉圧力容器１は、上述のとおり原子炉格納容器４１の内部に配置される。原子炉格納容器下部区画２を画定する側壁３６（ペデスタル６２）は、格納容器床４の上方に設けられた原子炉圧力容器１の支持構造物であり、原子炉圧力容器支持部材１４によって原子炉圧力容器１は側壁３６に固定される。原子炉圧力容器１と側壁３６の間には間隙１７が存在し、原子炉格納容器４１の上部空間と連通している。原子炉圧力容器１の下部に、制御棒駆動機構ハウジング５が位置している。本図では、制御棒駆動機構ハウジング５の具体的記載を省略し、原子炉格納容器下部区画２内における配置領域のみを示している。

図２では、原子炉格納容器下部区画２を画定する側壁３６が、３層構造を備える例を示している。原子炉格納容器下部区画２を画定する側壁３６の最内層は、正反射性材で形成される反射材７である。反射材７の外層は耐熱材８であり、これら反射材７と耐熱材８との間隙に流路１５が形成される。流路１５の上端は、原子炉格納容器下部区画２の上部に開放され、間隙１７に連通している。耐熱材８の外層はコンクリート材３であり、これら耐熱材８とコンクリート材３との間隙に流路１６が形成される。これら３層と流路が原子炉格納容器下部区画２の側壁３６を構成する。

ここで、反射材７は、例えば、正反射性材料であるアルミ電解研磨材、ガラス鏡面金属材、銀蒸着鋼材、アルミ・ロジウム蒸着鋼材、または溶融亜鉛めっき鋼材等により形成される。各鋼材の反射率につき以下の表１に示す。表１に示す反射率は、非特許文献１等により既知のものである。

表１に示されるように、上記各鋼材の中でも、アルミ電解研磨材、銀蒸着鋼材及び溶融亜鉛めっき鋼材は、９０％を超える反射率を有する。また、耐熱材８は、例えば、ジルコニアあるいはアルミナにより形成される。非特許文献２及び非特許文献３に開示されるように、ジルコニアの融点は約２９７０Ｋであり、アルミナの融点は約２３４５Ｋである。

側壁３６の内側下端には、流路１５と流路１６を接続して周方向に連通する下部ヘッダー１２が設けられている。換言すれば、格納容器床４には、円筒状の反射材７及び耐熱材８の下端部と対応する位置に円環状の溝である下部ヘッダー１２が形成されている。下部ヘッダー１２は、給気管１０を介して原子炉格納容器４１内の気相空間である、ドライウェル４４と連通している。側壁３６の内側上端には、側壁３６の内周面に沿って円環状に形成された溝あるいは凹部として上部ヘッダー１１が設けられている。上部ヘッダー１１は、給排気管９を介して流路１６と原子炉格納容器４１内の気相空間である、ドライウェル４４と連通している。図示しないが、耐熱材８の下端は開放されているものの、下部ヘッダー１２の周方向複数個所にて格納容器床４上に支持されている。同様に、反射材７、耐熱材８、及びその外側のコンクリート材３は、流路１５と流路１６を形成するスペーサ等を介して相互に固定され、コンクリート側壁として一体化されている。なお、ここで、流路１５及び流路１６を形成するため、周方向に複数設けられるスペーサは、流路１５及び流路１６内を通流する流体に対し流路抵抗となるため、周方向に配置するスペーサの数は少ない程望ましい。

ここで、極めて稀ではあるが万が一、非常用炉心冷却系が機能せず炉心５０が溶融するようなシビアアクシデントが発生し、燃料デブリ６が原子炉圧力容器１の底部である下鏡６１に落下し、更に、原子炉圧力容器１が破損した場合を想定する。

図２に示すように、原子炉圧力容器１の破損箇所から燃料デブリ１３が原子炉格納容器下部区画２の床面に落下し、燃料デブリ６の塊が格納容器床４上に形成される。燃料デブリ６は、その内部に含む溶融核燃料物質による崩壊熱により内部発熱している。そのため、格納容器床４は、燃料デブリ６の熱により侵食されると共に、側壁３６に向かって燃料デブリ６の輻射熱Ｒ１が放射される。燃料デブリ６からの輻射熱Ｒ１は、側壁３６の反射材７に入射し、反射材７が格納容器床４に対しほぼ垂直に配置されているため、輻射熱Ｒ１は原子炉格納容器下部区画２の上方に反射される。これにより、輻射熱Ｒ１は、原子炉圧力容器１の下鏡６１あるいは制御棒駆動機構ハウジング５に吸収され、側壁３６に代わって原子炉圧力容器１の下部あるいは制御棒駆動機構ハウシング５が温度上昇、あるいは融解することにより、その熱容量に相当する分、側壁３６の熱負荷が緩和される。融解した原子炉圧力容器１あるいは制御棒駆動機構ハウジング５の構造材は、格納容器床４に落下して燃料デブリ６と混合する。しかし、原子炉圧力容器１あるいは制御棒駆動機構ハウジング５の構造材の融点は、約１７００Ｋ程度であり、約２０００Ｋ以上に達する燃料デブリ６の発熱温度より低い。そのため燃料デブリ６の温度が低下すると共に、単位燃料デブリ当たりの核分裂性核種密度が低下し、崩壊熱の発熱密度が減少する効果がある。

正反射性材料の反射率は、上述のとおり、アルミ電解研磨材の場合で約９０〜９５％、溶融亜鉛めっき鋼板で約９５％程度である。従って、単純計算で輻射熱Ｒ１のうち約５〜１０％が反射材７の内表面に吸収され、吸収された熱は反射板７の外表面へと伝達され、反射材７の温度が上昇する。反射板７の外表面温度の上昇により流路１５内の気相温度が上昇し、熱膨張により気相（気体）の密度が低下する。これにより、原子炉格納容器４１内の気相空間であるドライウェル４４と流路１５との間に自然循環力が生じる。この自然循環力により、比較的低温のドライウェル４４内の気体が冷却気体Ｇ１として、給気管１０及び下部ヘッダー１２を介して流路１５内に流入する。この冷却気体Ｇ１によって、反射材７の外表面が冷却され、反射材７に吸収された輻射熱Ｒ１の一部が除熱される。また、下部ヘッダー１２には、給排気管９及び流路１６を介して冷却気体Ｇ２も流入する。反射材７の冷却に供された冷却気体Ｇ３は、間隙１７を通り原子炉格納容器４１の上部空間へ流出する。このように、反射板７により、燃料デブリ６からの輻射熱Ｒ１による側壁３６の破損あるいは融解が抑制される。

次に、ドライウェル４４から流入する冷却気体Ｇ１，Ｇ２による冷却が不足し、反射材７が温度上昇し融解するケース、又は燃料デブリ６が反射材７に接触（付着）し直接加熱により反射材７が融解するケースを、図３を用いて説明する。

図３は、本発明の実施例１に係る原子炉格納容器４１の縦断面であり、輻射熱Ｒ１により反射材７が融解した後の状態を表している。燃料デブリ６からの輻射熱Ｒ１は、耐熱材８に入射し、耐熱材８の温度が上昇する。しかし、耐熱材８は反射材７より高い融点を有する材質（上述のジルコニアあるいはアルミナ）により形成されているため、融解するまでの尤度が大きい。耐熱材８の温度が上昇すると、耐熱材８の外表面に接する流路１６内の気相温度が上昇し、気相の密度が低下する。これにより、原子炉格納容器４１内の気相空間であるドライウェル４４と流路１６との間に自然循環力が生じる。この自然循環力により、比較的低温のドライウェル４４内の気体が冷却気体Ｇ１として、給気管１０及び下部ヘッダー１２を介して流路１６内に流入し、流路１６内を通流することで耐熱材８の外表面を冷却する。耐熱材８の外表面の冷却に供された冷却気体Ｇ１は、上部ヘッダー１１を介して給排気管９より、ドライウェル４４へ冷却気体Ｇ３として排気される。これにより、耐熱材８の外表面が冷却され、耐熱材８の融解が防止されると共に、コンクリート材３の熱負荷が緩和される。

燃料デブリ６が反射材７に接触（付着）し、反射材７が融解するケースでは、反射材７の融解後に耐熱材８の下部が燃料デブリ６により直接加熱されることとなる。しかし、上述のとおり、給気管１０を介して下部ヘッダー１２より流路１６内に流入する比較的低温の冷却気体Ｇ１によって耐熱材８の外表面は冷却されており、耐熱材８の融解が防止されると共にコンクリート材３の熱負荷が緩和される。また、更に、上述のとおり、自然循環力により冷却気体Ｇ１がドライウェル４４より流路１６内へ連続供給されることにより、流路１６内を、冷却気体Ｇ１が継続して通流することにより、耐熱材８に接触（付着）する燃料デブリ６の除熱も可能となる。

本実施例によれば、燃料デブリ６からの輻射熱Ｒ１の大半が、側壁３６内面（３層構造の最内層）の反射材７により上方の原子炉圧力容器１の底部（下鏡６１）又は制御棒駆動機構ハウシング５へと反射される。これにより、燃料デブリ６の輻射熱Ｒ１による側壁３６を構成するコンクリート材３の脱水、分解による脆化を防止できる。これにより、原子炉格納容器４１の耐力、健全性を確保することが可能となる。

また、仮に、反射材７が融解した場合においても、耐熱材８により燃料デブリ６が直接コンクリート材３に接触することを防止できる。更に、耐熱材８の外表面が継続して冷却されることにより、耐熱材８の内表面に接触する燃料デブリ６は除熱され、側壁３６を構成するコンクリート材３の熱負荷が緩和される。

更にまた、融解した原子炉圧力容器１あるは制御棒駆動機構ハウジング５の構造材が、燃料デブリ６に混合されることによって、燃料デブリ６の温度が低下すると共に、燃料デブリ６内に含まれる溶融核燃料物質による崩壊熱の発熱密度が減少し、格納容器床４を含む原子炉格納容器４１の損傷を抑制することが可能となる。

図４は、本発明の他の実施例に係る実施例２の原子炉格納容器の縦断面図である。図２又は図３と同様の構成要素に同一の符号を付している。実施例１では、気相空間であるドライウェル４４より給気管１０及び給排気管９を介して冷却気体Ｇ１，Ｇ２を流路１５，１６内に導入する構成とした。これに対し、本実施例では、ドライウェル４４（図１）内に水張りし、冷却水を流路１５，１６内に通流する構成とする点が実施例１と異なる。

図４に示すように、図２に示した原子炉格納容器下部区画２の構造において、原子炉格納容器４１の気相空間であるドライウェル４４内に水張りし、冷却水源１８を形成する。反射材７と耐熱材８との間隙により形成される流路１５、及び耐熱材８とコンクリート材３との間隙に形成される流路１６は、弁２２を備えた給水管２０を介して冷却水源１８に連通している。ドライウェル４４内への水張り（冷却水源１８の形成）は、圧力抑制室４５（図１）内の圧力抑制プール水を用いても良く、圧力抑制プールとは別に冷却水プールを設け水張りする構成としても良い。

流路１５の上端は、原子炉格納容器下部区画２の上部に開放されている。また、流路１６の上端は、上部ヘッダー１１に開放されている。上部ヘッダー１１は、弁２３を備えた排水排気管２１を介し、原子炉格納容器４１内の気相空間であるドライウェル４４（冷却水源１８の水面より上方の気相空間）と連通している。なお、排水排気管２１の連通先は気相空間に限定されず、原子炉格納容器４１内の冷却水源１８の水面下と連通するよう構成しても良い。

弁２２は、燃料デブリ６からの加熱による原子炉格納容器下部区画２の温度上昇により自動的に開く、溶融弁タイプの自動弁である。また、弁２２と直列に電源喪失時に開（ノーマルオープン）となる電動弁を設けることにより、溶融弁である弁２２の誤作動を防止する構成とすることが望ましい。また、弁２２に遠隔操作で開く電動弁を並列に設け、溶融弁の不作動時に原子炉の制御室（図示せず）からの操作で弁２２を開く機能を備えても良い。

また、図示しないが、弁２２を備えた給水管２０と下部ヘッダー１２を、流路１５と流路１６のそれぞれに独立して設けても良い。このような構成とすれば、仮に、反射材７が破損した場合であっても、流路１５の欠損箇所より、冷却水（給水）Ｌ１が原子炉格納容器下部区画２へ流出することで、流路１６の水頭に影響を及ぼすことを防止できる。更に、弁２２を備えた給水管２０と下部ヘッダー１２、流路１５、及び流路１６を、反射材７と耐熱材８の周方向において複数分割して設ける構成としても良い。このような構成とすれば、仮に、反射材７の一部が融解しても、他の健全な反射材７の外表面に接する流路１６の冷却水（給水）Ｌ１が、欠損箇所からの逆流で失われぬよう隔離できる。同様に、耐熱材８の一部が融解しても、流路１６の冷却水（給水）Ｌ１が欠損箇所からの逆流で失われぬよう隔離できる。

図４では、実施例１で想定したようにシビアアクシデントが発生し、原子炉圧力容器１の破損箇所から燃料デブリ１３が原子炉格納容器下部区画２の床面に落下し、燃料デブリ６の塊が格納容器床４上に形成された状態を示している。このような状態では、側壁３６に向い燃料デブリ６の輻射熱Ｒ１が放射され、輻射熱Ｒ１は反射材７によって原子炉格納容器下部区画２の上方に反射される。輻射熱Ｒ１は、原子炉圧力容器１の下部（下鏡６１）あるいは制御棒駆動機構ハウジング５に吸収され、側壁３６に代わって原子炉圧力容器１の下部が温度上昇、あるいは融解することにより、その熱容量に相当する分、側壁３６の熱負荷が緩和される。

原子炉格納容器下部区画２の温度上昇により弁２２が溶融して開き、冷却水源１８から冷却水（給水）Ｌ１が、流路１５と流路１６に流入する。実施例１で述べたように、反射材７の内表面では、輻射熱Ｒ１のうち５〜１０％が吸収され、反射材７の温度が上昇する。内表面に吸収された輻射熱は、反射材７の外表面へ伝達され冷却水Ｌ１を加熱し、流路１５内の冷却水温度が上昇する。その後、加熱が続くと流路１５内の冷却水Ｌ１は沸騰し、冷却水と発生した蒸気の気液二相流ＬＧ２は上昇流となって、流路１５の上端から原子炉格納容器下部区画２内に落下する。落下した気液二相流（排水）ＬＧ２は、燃料デブリ６及び格納容器床４に接触し、その顕熱、潜熱により燃料デブリ６及び過熱した格納容器床４を冷却する。

流路１５内では、気液二相流（排水）ＬＧ２の流出と、流れが気液二相流となることによる平均密度が低下し、冷却水源１８との間に水頭差が生じる。これにより、流路１５内に、給水管２０及び下部ヘッダー１２を介して冷却水（給水）Ｌ１が流入する。この冷却水（給水）Ｌ１の供給によって、反射材７の外表面が連続的に冷却され、反射材７に吸収された輻射熱Ｒ１の一部が除熱される。

輻射熱Ｒ１が過大で冷却水（給水）Ｌ１による反射材７の冷却量を超えた場合、反射材７の外表面の熱流束が沸騰遷移点を超え、熱伝達形態が遷移沸騰から膜沸騰に遷移し、熱伝達率が低下する。これにより、反射材７の温度が上昇して図３の気体冷却の場合と同様に融解する可能性もある。その場合、冷却水源１８から冷却水（給水）Ｌ１の一部が、下部ヘッダー１２を介して反射材７の融解による流路１５の欠損箇所から原子炉格納容器下部区画２内に流入する。流入した冷却水（給水）Ｌ１の一部は、燃料デブリ６及び格納容器床４に接触し、その顕熱、潜熱により燃料デブリ６及び過熱した格納容器床４を冷却する。

また、反射材７の一部が融解すると、その融解で欠落した空間を通過した輻射熱Ｒ１は、耐熱材８の内表面に入射し、輻射熱が吸収されて耐熱材８の温度が上昇する。耐熱材８の温度が上昇し、耐熱材８の外表面からの加熱によって流路１６内の冷却水温度が上昇する。その後、加熱が続くと流路１６内の冷却水Ｌ１は沸騰し、冷却水と発生した蒸気の気液二相流（排水）ＬＧ１は上昇流となって、上部ヘッダー１１を介して排水排気管２１から冷却水源１８に戻る。なお、上部ヘッダー１１を、原子炉格納容器下部区画２及び流路１５に連通しておき、気液二相流（排水）ＬＧ１を、原子炉格納容器下部区画２内に戻しても良い。耐熱材８は、反射材７より反射率が低く輻射熱を多く吸収するが、融点が高いため融解し難く、気体と比較して顕熱、潜熱の大きい水による冷却によって、原子炉格納容器４１の耐力、健全性を実施例１と比較しより高く確保することができる。これによって、側壁３６を構成するコンクリート材３の熱負荷が緩和される。

本実施例によれば、実施例１の効果に加え、反射材７及び耐熱材８の除熱量を増加でき、これら反射材７及び耐熱材８の融解防止、並びに側壁３６への熱負荷の軽減が可能となる。これにより、原子炉格納容器の耐力、健全性を実施例１よりも高く確保することが可能となる。

また、反射材７、耐熱材８の冷却後に残る冷却水を用いて、格納容器床４上の燃料デブリを冷却できるため、更に、原子炉格納容器４１の耐力、健全性を確保できる。

図５に、本発明の他の実施例に係る実施例３の原子炉格納容器の縦断面図を示す。また、図６〜図８に、反射材７、耐熱材８及びコンクリート材３よりなる側壁３６の横断面図を示す。なお、図６〜図８では説明を分かり易くするため、本来、横断面が円環状の側壁３６の一部を横断面矩形状にて表している。よって、以下では、図６〜図８において「周方向」とは、各図において上下の方向に対応し、「鉛直方向」とは図面を貫通する方向に対応する。図２〜図４と同様の構成要素に同一の符号を付している。実施例１及び実施例２では、反射材７と耐熱材８との間隙、及び耐熱材８とコンクリート材３との間隙により流路を形成した。これに対し、本実施例では、反射材７及び耐熱材８内に流路を形成する点が異なる。

図５では、図２に示した原子炉格納容器下部区画２の構造において、反射材７と耐熱材８の間隙、及び耐熱材８とコンクリート材３の間隙を取り去り、反射材７、耐熱材８、及びコンクリート材３を一体構造に成形している。一体構造の成形には、例えは、反射材７及び耐熱材８の構成材料と同一の材料で形成された粒子（粒子径小）を、反射材７と耐熱材８との間、耐熱材８とコンクリート材３との間に介在させ、反射材７及耐熱材８を貫通するようコンクリートネジにて、コンクリート材３に締結し固定することで成形できる。なお、一体構造の成形法は、これに限らず、他の方法を用いても良い。

図６に示すように、反射材７と耐熱材８は、周方向に所定の間隔にて離間すると共に鉛直方向に延伸するよう形成され、冷却気体Ｇ１を通流可能とする複数の円管状流路２４，２５を有する。円管状流路２４，２５は、図５に示す下部ヘッダー１２と、反射材７の上端及び耐熱材８の上端を連通する。給気管１０より流入する冷却気体（給気）Ｇ１は、下部ヘッダー１２を介して反射材７と耐熱材８内部を冷却しながら、円管状流路２４，２５内を上昇する。反射材７及び耐熱材８の冷却に供された冷却気体Ｇ１は、間隙１７を介し冷却気体（排気）Ｇ３として原子炉格納容器４１の上部空間に流出する。

反射材７に吸収された輻射熱Ｒ１の一部は、円管状流路２４内を流れる冷却気体Ｇ１に伝達され、反射材７の温度上昇が抑制される。また、輻射熱Ｒ１の一部は、反射材７と耐熱材８が接しているため、接触面を介して熱伝導により耐熱材８にも伝達され、更に、反射材７の温度上昇が抑制される。耐熱材８に伝達された熱は、円管状流路２５内を流れる冷却気体Ｇ１に伝達されると共に、耐熱材８とコンクリート材３が接しているため、接触面を介して熱伝導によりコンクリート材３にも伝達され、一体構造に成形された側壁３６の温度上昇が抑制される。

実施例１で述べたように、反射材７の融点は耐熱材８の融点より低い。反射材７に吸収された輻射熱Ｒ１の一部が、円管状流路２４内を流れる冷却気体Ｇ１への熱伝達量、及び反射材７との接触面を介する耐熱材８への熱伝導量の和を超えると、反射材７の温度が上昇する。反射材７の温度が融点に達すると、反射材７は融解し、耐熱材８が輻射熱Ｒ１に曝される。耐熱材８は、反射率が反射材７より低いものの、融点は反射材７より高く融解し難い。また、耐熱材８は、円管状流路２５内を流れる冷却気体Ｇ１により冷却され、耐熱材８の温度上昇が抑制される。輻射熱Ｒ１の一部は、耐熱材８とコンクリート材３が接しているため、接触面を介して熱伝導によりコンクリート材３にも伝達され、更に、耐熱材８の温度上昇が抑制される。これにより、一体構造に成形された側壁３６の熱負荷が緩和される。

図７に、反射材７と耐熱材８の構造の変形例を示す。反射材７は、その外表面（耐熱材８と相対する面）に、周方向に所定の間隔にて離間すると共に鉛直方向に延伸するよう形成された、横断面略半円形状の切り欠き２６を複数有する。また、耐熱材８は、その外表面（コンクリート材３と相対する面）に、周方向に所定の間隔にて離間すると共に鉛直方向に延伸するよう形成された、横断面略半円形状の切り欠き２７を複数有する。反射材７、耐熱材８、及びコンクリート材３を張り合わせた３層構造にて側壁３６を構成する。図７では、反射材７の外表面に形成される切り欠き２６と、耐熱材８の外表面に形成される切り欠き２７とが径方向において重ならぬよう形成する構造を示すが、これに限られず、これら切り欠き２６及び切り欠き２７が、径方向において重なる（整列する）よう形成しても良い。

なお、図７に示す切り欠き２６、２７に替えて、反射材７と耐熱材８の相対する面、すなわち、反射材７の外表面と耐熱材８の内表面に、それぞれ横断面略半円形状の切り欠きを形成し、反射材７と耐熱材８を組み合わせた際に、横断面略円形状になるよう構成しても良い。この場合、反射材７と耐熱材８との張り合わせ面を中心とする円管状流路が、周方向に所定の間隔にて離間し複数形成される。

また、図８に示すように、反射材７の外表面（耐熱材８と相対する面）に、周方向に所定の間隔にて離間すると共に鉛直方向に延伸する、横断面略矩形形状の切り欠き２８を複数設ける。また、同様に、耐熱材８の外表面（コンクリート材３と相対する面）に、周方向に所定の間隔にて離間すると共に鉛直方向に延伸する、横断面略矩形形状の切り欠き２９を複数設ける。そして、反射材７、耐熱材８及びコンクリート材３を一体構造に成形する。このように、冷却気体Ｇ１を通流可能とする流路を、その横断面が略矩形形状となるよう形成することにより、流路面積あたりの濡れぶち長さが、図７に示す横断面略半円形状の流路より長くなり伝熱面積が増加する。また、図８に示す切り欠き２８、２９を、反射材７と耐熱材８の相対する面、すなわち、反射材７の外表面と耐熱材８の内表面に形成し、反射材７と耐熱材８を組み合わせた際に、各切り欠き２８と切り欠き２９とが一体化し、横断面略矩形形状の流路を形成するよう構成しても良い。この場合、反射材７と耐熱材８との張り合わせ面を中心とする角管状流路が、周方向に所定の間隔にて離間し複数形成される。

本実施例によれば、実施例１の効果に加え、反射材７と耐熱材８との接触面、耐熱材８とコンクリート材３との接触面を介する熱伝導による除熱が加わるため、反射材７及び耐熱材８の除熱量を、実施例１に比し増加することが可能となる。これにより反射材７、耐熱材８の融解防止及びコンクリート材３への熱負荷軽減を更に向上することができる。また原子炉格納容器の耐力、健全性を更に向上できる。

また、反射材７及び耐熱材８の流路構造に切り欠きを用いることにより、反射材７と耐熱材８の加工を簡略化でき、側壁３６の施工性が向上する。

図９に、本発明の他の実施例に係る実施例４の原子炉格納容器の縦断面図を示す。図４及び図５と同様の構成要素に同一の符号を付している。実施例３では、気相空間であるドライウェル４４より給気管１０を介して冷却気体（給気）Ｇ１を流路内に導入する構成とした。これに対し、本実施例では、ドライウェル４４（図１）内に水張りし冷却水を流路内に通流する構成とする点が実施例３と異なる。

図９に示すように、図５に示した原子炉格納容器下部区画２の構造において、原子炉格納容器４１の気相空間であるドライウェル４４内に水張りし、冷却水源１８を形成する。反射材７と耐熱材８は、それぞれ図６に示す円管状流路２４，２５、又は、図７に示す横断面略半円形状の切り欠き２６，２７により形成される流路、あるいは、図８に示す横断面略矩形形状の切り欠き２８，２９にて形成される流路を有する。以下では、反射材７が図６に示す円管状流路２４を有し、耐熱材８が図６に示す円管状流路２５を有する場合を一例として説明する。

図９に示すように、反射材７に設けられた円管状流路２４及び耐熱材８に設けられた円管状流路２５は、弁２２を備えた給水管２０を介して冷却水源１８に連通している。ドライウェル４４への水張り（冷却水源１８の形成）は、圧力抑制室４５（図１）内の圧力抑制プール水を用いても良く、また、圧力抑制プールに替えて、新たに別の冷却水プールを設け水張りする構成としても良い。

反射材７内の円管状流路２４と耐熱材８内の円管状流路２５の上端は、原子炉格納容器下部区画２の上部に開放されている。すなわち、これら円管状流路２４，２５の上端は、原子炉圧力容器４１と側壁３６との間に存在する間隙１７と連通可能とされる。また、円管状流路２４，４５の下端は、弁２２を備えた給水管２０と下部ヘッダー１２を介して冷却水源１８と連通している。

また、図示しないが、弁２２を備えた給水管２０と下部ヘッダー１２を、円管状流路２４と円管状流路２５のそれぞれに独立して設けても良い。このような構成とすれば、仮に、反射材７が破損した場合であっても、円管状流路２４の欠損箇所より、冷却水（給水）Ｌ１が原子炉格納容器下部区画２へ流出することで、円管状流路２５の水頭に影響を及ぼすことを防止できる。更に、弁２２を備えた給水管２０と下部ヘッダー１２、円管状流路２４、及び円管状流路２５を、反射材７と耐熱材８の周方向において複数分割して設ける構成としても良い。このような構成とすれば、仮に、反射材７の一部が融解しても、他の健全な反射材７に設けられた円管状流路２４の冷却水（給水）Ｌ１が、欠損箇所からの逆流で失われぬよう隔離できる。同様に、仮に、耐熱材８の一部が融解しても、円管状流路２５の冷却水（給水）Ｌ１が欠損箇所からの逆流で失われぬよう隔離できる。

図９に示すように、極稀ではあるが万が一、シビアアクシデントが発生し、格納容器床４へ燃料デブリ６が落下した場合を想定する。この場合、格納容器床４上に堆積し塊状となる燃料デブリ６により、原子炉格納容器下部区画２の温度は上昇する。この温度上昇によって弁２２が溶融して開き、冷却水源１８から冷却水（給水）Ｌ１が、給水管２０及び下部ヘッダー１２を介し円管状流路２４，２５へ流入する。反射材７の内表面では輻射熱Ｒ１のうち５〜１０％が吸収される。これにより、反射材７の温度が上昇し、円管状流路２４内の冷却水Ｌ１の温度が上昇する。その後、加熱が続くと円管状流路２４内の冷却水Ｌ１は沸騰し、冷却水Ｌ１と発生した蒸気の気液二相流ＬＧ２は上昇流となって、円管状流路２４の上端から原子炉格納容器下部区画２内に落下する。落下した気液二相流（排水）ＬＧ２は、燃料デブリ６及び格納容器床４に接触し、その顕熱、潜熱により燃料デブリ６及び過熱した格納容器床４を冷却する。ここで、円管状流路２４から出た気液二相流（排水）ＬＧ２を冷却水源１８に戻す構成としても良い。

円管状流路２４内では、気液二相流（排水）ＬＧ２の流出と、流れが気液二相流となることによる平均密度の低下により冷却水源１８との間に水頭差が生じる。この水頭差により円管状流路２４内には、給水管２０及び下部ヘッダー１２を介し冷却水（給水）Ｌ１が流入する。この冷却水（給水）Ｌ１の供給により、反射材７の外表面が連続的に冷却され、反射材７に吸収された輻射熱Ｒ１の一部が除熱される。

吸収された輻射熱が過大で冷却水（給水）Ｌ１による反射材７の冷却量を超えた場合、反射材７の外表面の熱流束が沸騰遷移点を超え、熱伝達形態が遷移沸騰から膜沸騰に遷移し熱伝達率が低下する。これにより、反射材７の温度が上昇して融解する可能性がある。その場合、冷却水源１８から冷却水（給水）Ｌ１の一部が、下部ヘッダー１２を介して反射材７の融解箇所より原子炉格納容器下部区画２内に流入する。流入した冷却水（給水）Ｌ１の一部は、燃料デブリ６及び格納容器床４に接触し、その顕熱、潜熱によって燃料デブリ６及び過熱した格納容器床４を冷却する。

上記のように、反射材７の一部が融解すると、その融解で欠落した空間を通過する輻射熱Ｒ１は耐熱材８の内表面に入射する。耐熱材８の内表面では輻射熱を吸収し耐熱材８の温度が上昇する。耐熱材８の温度上昇により、円管状流路２５内を通流する冷却水Ｌ１は加熱され温度上昇する。その後、加熱が続くと円管状流路２５内の冷却水Ｌ１は沸騰し、冷却水Ｌ１と発生した蒸気の気液二相流（排水）ＬＧ２は上昇流となり、円管状流路２５の上端より原子炉格納容器下部区画２内に落下する。なお、円管状流路２５より流出する気液二相流（排水）ＬＧ２を冷却水源１８に戻す構成としても良い。

耐熱材８は、反射材７より反射率が低く輻射熱を多く吸収するものの、反射材７より融点が高いため融解し難い。気体と比較して顕熱、潜熱の大きい水による冷却により、健全性の維持が更に向上する。これにより、側壁３６を構成するコンクリート材３の熱負荷が緩和される。

本実施例によれば、実施例３の効果に加え、顕熱、潜熱の大きな冷却水Ｌ１により反射材７及び耐熱材８を冷却する構成であることから、原子炉格納容器の耐力、健全性を実施例３と比較し、更に向上できる。

図１０に、本発明の他の実施例に係る実施例５の原子炉格納容器の縦断面図を示し、図１１に、図１０に示す反射耐熱材パネルの正面図及び横断面図を示す。図２及び図３と同様の構成要素に同一の符号を付している。本実施例では、反射材７及び耐熱材８を組み合わせ分割することで、小型の分割パネルをなし、これら複数の分割パネルをコンクリート材３の内表面に貼り付ける構成とした点が、実施例１乃至実施例４と異なる。

反射材７及び耐熱材８を設置する場合、既設炉では原子炉格納容器下部区画２内の空間寸法、容積、及びアクセスハッチ（図示せず）の寸法の制限により材料の搬入及び／又は施工が困難になる可能性がある。その場合に、反射材７及び耐熱材８を複数のパネル形状に分割し小型化することによって、材料の搬入及び施工が容易となり、既設炉における施工時の作業性が向上する。分割、小型化した反射材７及び耐熱材８のパネル（以下、反射耐熱材パネルと称す）は、既設炉のみならず新設炉においても適用可能である。また、反射耐熱材パネルの修理又は取替え時においても、対象の反射耐熱材パネルのみの交換で済むため経済性が向上する。

図１１において、下図に示す正面図は、反射耐熱材パネル１９を内側より見た正面図であり、上図に示す横断面図は正面図におけるＡ−Ａ断面図である。Ａ―Ａ横断面図に示すように、反射耐熱材パネル１９を構成する反射材７及び耐熱材８の板面は、コンクリート材３の曲率（図１に示すペデスタル６２の内壁面の曲率）に合わせ、円弧状に曲げ加工されている。流路１５と流路１６を形成するため（これら流路の径方向の幅を規定するため）、反射材７と耐熱材８との間にスペーサ３３、耐熱材８の外表面にスペーサ３４が取り付けられる。スペーサ３３とスペーサ３４は、流路１５と流路１６を縦方向、すなわち、コンクリート材３に貼り付けられた際における鉛直方向に、分割する構造材として機能する。反射耐熱材パネル１９の縦方向の一列、あるいは、複数列が一つの下部ヘッダー１２を共用するように構成する。これにより、スペーサ３３とスペーサ３４は、反射材７あるいは耐熱材８に、破損が生じた場合の隔離壁として機能する。反射耐熱材パネル１９は、スペーサ３３、スペーサ３４、反射材７及び耐熱材８を貫通する、反射耐熱材パネル取り付け穴３５を有する。ボルトあるはコンクリートネジ等を、反射耐熱材パネル取り付け穴３５に挿入し、コンクリート材３の内表面（内壁面）に締結し固定することで、反射耐熱材パネル１９を取り付けることが容易となる。また、反射材７と耐熱材８の上面及び下面は、各反射耐熱材パネル１９の反射材７と耐熱材８と相互に水密が保たれるように、防水加工が施されている。

なお、図１１では、スペーサ３３及びスペーサ３４を、反射耐熱材パネル１９を構成する反射材７及び耐熱材８の周方向両端部に取り付ける構成とした。しかし、これに限られるものではなく、反射耐熱材パネル１９のサイズにもよるが、例えば、反射耐熱材パネル１９の略中央部の１箇所のみにスペーサを配しても良く、また、両端部に加え中央部あるいは両端部間の周方向に複数個所、スペーサを配する構成としても良い。

反射耐熱材パネル１９は反射材７と耐熱材８のそれぞれに分割しても良く、下部ヘッダー１２を流路１５と流路１６のそれぞれに分割するよう構成しても良い。

また、反射耐熱材パネル１９を構成する反射材７及び耐熱材８の構造を、上述の図６〜図８に示す構造としても良い。この場合、図１１に示すスペーサ３３及びスペーサ３４は不要となり、反射耐熱材パネル１９をコンクリート材３に取り付けるため、反射材７と耐熱材８を貫通する反射耐熱材パネル取り付け穴３５のみ有する構成とすれば良い。

本実施例によれば、実施例１から実施例３の効果に加え、側壁３６の複層化の施工性やメンテナンス性とメンテナンスに係わる経済性を向上することが可能となる。

図１２に、本発明の他の実施例に係る実施例６の原子炉格納容器の縦断面図を示し、図１３に、図１２に示す反射材、耐熱材及びコンクリート材よりなる側壁の横断面図を示す。図２及び図３と同様の構成要素に同一の符号を付している。実施例１乃至実施例５においては、反射材７及び耐熱材８との間隙、耐熱材８とコンクリート材３との間隙、あるいは、反射材７及び耐熱材８の内部に、冷却気体または冷却水を通流可能とする流路を有する構成とした。これに対し、本実施例では、これら冷却用の流路を有さない構成とした点が、他の実施例と異なる。

図１２に示すように、核燃料物質を含む複数体の燃料集合体５６が装荷される炉心５０を内包する原子炉圧力容器１が、原子炉格納容器４１の内部に配置される（図１及び図１２）。原子炉格納容器下部区画２の側壁３６は、格納容器床４の上方に設けられた原子炉圧力容器１の支持構造物であり、原子炉圧力容器支持部材１４により原子炉圧力容器１は側壁３６に固定される。原子炉圧力容器１の下部に、制御棒駆動機構ハウジング５が位置している。なお、図１２では、制御棒駆動機構ハウジング５の配置領域のみを二点鎖線にて示している。

図１２に示すように、原子炉格納容器下部区画２の側壁３６は、最内層に配置され正反射性材で形成された反射材７、反射材７の外表面と接触し配される耐熱材８、耐熱材８の外表面と接触し配されるコンクリート材３から構成され、これれら、反射材７、耐熱材８、及びその外側のコンクリート材３は相互に固定され、原子炉格納容器下部区画２の側壁３６として一体化されている。

燃料デブリ６からの輻射熱Ｒ１は、原子炉格納容器下部区画２の側壁３６の最内層に配される反射材７に入射する。輻射熱Ｒ１のうち５〜１０％は、反射材７の内表面にて吸収され、反射材７の温度が上昇する。熱伝導により高温の反射材７から耐熱材８に熱が伝達され耐熱材８の温度も上昇する。しかし、反射材７により輻射熱Ｒ１の大半が反射され、原子炉圧力容器１の底部（下鏡６１）及び制御棒駆動機構ハウジング５へと入射する。これにより、反射材７と耐熱材８が受け取る熱量が減少するため、コンクリート材３の熱負荷が緩和される。

反射材７の温度が上昇して融点に達するか、あるいは燃料デブリ６が反射材７に直接接触（付着）し、反射材７が融解するケースでは、反射材７の融解熱及び耐熱材８の熱容量の和に相当する熱量が消費される。従って、この消費される熱量分、燃料デブリ６からコンクリート材３への熱負荷が緩和される。また、燃料デブリ６が反射材７に直接接触（付着）し、反射材７及び耐熱材８の双方が融解するケースでは、反射材７及び耐熱材８の融解熱の和に相当する熱量が消費される。これにより、消費される熱量分、燃料デブリ６からコンクリート材３への熱負荷が緩和される。

本実施例によれば、特に、側壁３６を冷却するための流路を形成することなく、燃料デブリからの輻射熱Ｒ１の大半が、側壁３６の最内層に配される反射材７により上方の原子炉圧力容器１及び制御棒駆動機構ハウジング５等の構造材に反射するので、燃料デブリの輻射熱による側壁の脱水、分解による脆化を防止できる。

また、耐熱材８により燃料デブリがコンクリート材３に直接接触することを防止でき、コンクリート材３の熱負荷が緩和される。

従って、原子炉格納容器４１の耐力、健全性を確保することが可能となる。更に、反射後の輻射熱の入射により溶融する原子炉圧力容器１及び制御棒駆動機構ハウジング５等の構造材が、燃料デブリに混合されるため、燃料デブリの温度を低下できると共に、燃料デブリに含まれる溶融核燃料物質による崩壊熱の発熱密度を減少でき、原子炉格納容器の損傷を抑制することが可能となる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやす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。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１・・・原子炉圧力容器
２・・・原子炉格納容器下部区画
３・・・コンクリート材
４・・・格納容器床
５・・・制御棒駆動機構ハウジング
６，１３・・・燃料デブリ
７・・・反射材
８・・・耐熱材
９・・・給排気管
１０・・・給気管
１１・・・上部ヘッダー
１２・・・下部ヘッダー
１４・・・原子炉圧力容器支持部材
１５，１６・・・流路
１７・・・間隙
１８・・・冷却水源
１９・・・ 反射耐熱材パネル
２０・・・給水管
２１・・・排水排気管
２２，２３・・・弁
２４，２５・・・円管状流路
２６，２７，２８，２９・・・切り欠き
３３，３４・・・スペーサ
３５・・・反射耐熱材パネル取り付け穴
３６・・・側壁
４０・・・原子力プラント
４１・・・原子炉格納容器
４２・・・原子炉建屋
４３・・・原子炉格納容器上蓋
４４・・・ドライウェル
４５・・・圧力抑制室（ウェットウェル）
４６・・・ベント通路
４７・・・シールドプラグ
４８・・・原子炉圧力容器上蓋
４９・・・原子炉
５０・・・炉心
５１・・・気水分離器
５２・・・蒸気乾燥器
５５・・・炉心シュラウド
５６・・・燃料集合体
５７・・・炉心支持板
５８・・・上部格子板
５９・・・制御棒案内管
６０・・・制御棒
６１・・・下鏡
６２・・・ペデスタル
６３・・・γ線遮蔽体
６４・・・原子炉ウェル
６５・・・ドライヤ・セパレータプール
６６・・・使用済燃料プール
６７・・・運転床
６８・・・燃料交換機

Claims (10)

1. 複数体の燃料集合体を装荷する炉心を内包する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を下方より支持する筒状のペデスタルと、
   前記ペデスタルにより画定される格納容器下部区画を備え、
   前記ペデスタルは、前記格納容器下部区画より径方向に、内側より順次配される少なくとも、第一層、第二層及び第三層からなる多層構造を有し、
   前記第一層は前記第二層より反射率の高い反射材、前記第二層は前記第一層より融点の高い耐熱材、前記第三層はコンクリート材であって、
   前記格納容器下部区画内の燃料デブリによる、前記ペデスタルへの熱負荷を低減可能とすることを特徴とする原子炉格納容器。
2. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
   前記第一層は、前記燃料デブリからの輻射熱を前記原子炉圧力容器の下部方向へ反射することを特徴とする原子炉格納容器。
3. 請求項２に記載の原子炉格納容器において、
   前記第一層と第二層との間に配され、気相及び／又は液相を通流する第一の流路と、
   前記第二層と第三層との間に配され、気相及び／又は液相を通流する第二の流路と、を有し、前記第一層乃至第三層を、前記気相及び／又は液相により冷却することを特徴とする原子炉格納容器。
4. 請求項２に記載の原子炉格納容器において、
   前記第一層は、周方向に所定の間隔にて複数離間配置されると共に鉛直方向に延伸する第一の流路を有し、
   前記第二層は、周方向に所定の間隔にて複数離間配置されると共に鉛直方向に延伸する第二の流路を有し、
   前記第一の流路及び第二の流路内を、気相及び／又は液相を通流することにより、前記第一層乃至前記第三層を冷却することを特徴とする原子炉格納容器。
5. 請求項３又は請求項４に記載の原子炉格納容器において、
   前記ペデスタルの底部側に、前記第一及び第二の流路の下端と前記ペデスタルの外周側に配されるドライウェルとを連通可能とする給気口を設け、
   前記給気口を介し前記ドライウェルより、前記第一及び第二の流路へ冷却気体を導入することを特徴とする原子炉格納容器。
6. 請求項３又は請求項４に記載の原子炉格納容器において、
   前記ペデスタルの外周側に配されるドライウェル内に水張りし、
   前記ペデスタルの底部側に、前記第一及び第二の流路の下端と、前記ドライウェルとを連通可能とする溶融弁を備える給水管を設け、
   前記燃料デブリの輻射熱による、前記格納容器下部区画内の温度上昇により、前記溶融弁が融解し、前記給水管を介して前記ドライウェル内の冷却水を前記第一及び第二の流路へ導入することを特徴とする原子炉格納容器。
7. 請求項５又は請求項６に記載の原子炉格納容器において、
   前記第一及び第二の流路の上端部は、前記原子炉圧力容器の下部付近にて、前記格納容器下部区画内に開放されることを特徴とする原子炉格納容器。
8. 請求項４に記載の原子炉格納容器において、
   前記第一の流路は、前記第二層に相対する前記第一層の面に形成される、横断面略半円形状又は略矩形形状であって、鉛直方向に延伸する切り欠きにより構成され、
   前記第二の流路は、前記第三層に相対する前記二層の面に形成される、横断面略半円形状又は略矩形形状であって、鉛直方向に延伸する切り欠きにより構成されることを特徴とする原子炉格納容器。
9. 請求項３に記載の原子炉格納容器において、
   前記第一層と前記第二層の間に設けられ、前記第一の流路の径方向の幅を規定する第一のスペーサと、
   前記第二層の前記第三層と相対する面に設けられ、前記第二の流路の径方向の幅を規定する第二のスペーサと、を有し、
   所望の大きさに分割されてなる反射耐熱材パネルを、前記第三層に複数貼り付け、前記多層構造のペデスタルを形成することを特徴とする原子炉格納容器。
10. 請求項３乃至請求項６のうち、いずれか１項に記載の原子炉格納容器において、
    前記反射材は、アルミ電解研磨材又は銀蒸着鋼材若しくは溶融亜鉛めっき鋼材により形成され、
    前記耐熱材は、ジルコニア又はアルミナにより形成されることを特徴とする原子炉格納容器。

Images