JP2016145773A - Nuclear reactor containment - Google Patents
Nuclear reactor containment Download PDFInfo
- Publication number
- JP2016145773A JP2016145773A JP2015023298A JP2015023298A JP2016145773A JP 2016145773 A JP2016145773 A JP 2016145773A JP 2015023298 A JP2015023298 A JP 2015023298A JP 2015023298 A JP2015023298 A JP 2015023298A JP 2016145773 A JP2016145773 A JP 2016145773A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- debris
- containment vessel
- reactor containment
- nuclear reactor
- concrete
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
本発明の実施形態は、沸騰水型原子力プラントなどに好適に適用される原子炉格納容器に関する。 Embodiments of the present invention relate to a nuclear reactor containment vessel suitably applied to a boiling water nuclear power plant or the like.
原子炉の設計には、大型自然災害などのシビアアクシデントに遭遇した場合を想定する必要がある。 When designing a nuclear reactor, it is necessary to assume the case of a severe accident such as a large natural disaster.
一般に、原子炉は、原子炉建屋内に原子炉格納容器(格納容器)が設けられ、この格納容器内に原子炉圧力容器(圧力容器)が格納されている。圧力容器は圧力容器支持ペデスタル側壁(以下、単に「ペデスタル」という)に支持される。圧力容器内には、核燃料を格納した炉心が設けられる。炉心には制御棒駆動機構(CRD)で昇降駆動される制御棒が出し入れされ、原子炉の運転が制御される。ペデスタルは格納容器の底部に立設される。ペデスタルの内部に形成される空間は、圧力容器の下方に位置してCRDを設置する収容空間を構成している。 Generally, in a nuclear reactor, a reactor containment vessel (containment vessel) is provided in the reactor building, and a reactor pressure vessel (pressure vessel) is stored in the containment vessel. The pressure vessel is supported on a pressure vessel support pedestal side wall (hereinafter simply referred to as “pedestal”). A core containing nuclear fuel is provided in the pressure vessel. Control rods that are driven up and down by a control rod drive mechanism (CRD) are taken in and out of the reactor core to control the operation of the reactor. The pedestal is erected at the bottom of the containment vessel. The space formed inside the pedestal constitutes an accommodation space in which the CRD is installed under the pressure vessel.
上述のシビアアクシデントの規模によっては、この圧力容器内外の配管の破断などによって、炉心の除熱機能が喪失することも想定される。除熱機能が喪失した場合、炉心部の燃料が溶融して、炉心の下方へ流出し、圧力容器底部に堆積する。
通常、このように圧力容器底部に堆積した燃料を主成分とする溶融した混合体(溶融デブリ)は、圧力容器に供給される冷却水によって冷却されて、圧力容器底部にとどまる。
Depending on the scale of the above-mentioned severe accident, it may be assumed that the heat removal function of the core is lost due to the breakage of the piping inside and outside the pressure vessel. When the heat removal function is lost, the fuel in the core melts, flows out below the core, and accumulates at the bottom of the pressure vessel.
Usually, the molten mixture (molten debris) mainly composed of the fuel deposited on the bottom of the pressure vessel is cooled by the cooling water supplied to the pressure vessel and stays at the bottom of the pressure vessel.
しかし、シビアアクシデントが極めて大きく、この冷却機能が喪失した場合は、溶融デブリは崩壊熱によって、さらに圧力容器底部を溶融浸食して、ペデスタルの内部の収容空間へ流出し、底部に堆積する。格納容器の底部は、通常コンクリートを主構成とし、高温の溶融デブリによって融解反応(以下、「コンクリート反応」という)を起こす。 However, when the severe accident is extremely large and this cooling function is lost, the molten debris further melts and erodes the bottom of the pressure vessel by decay heat, flows out into the accommodation space inside the pedestal, and accumulates at the bottom. The bottom of the containment vessel is usually composed mainly of concrete and causes a melting reaction (hereinafter referred to as “concrete reaction”) due to high-temperature molten debris.
BWR型の軽水炉の場合においては、異常時に収容空間に冷却水が供給される。よって、通常、格納容器のバウンダリが破損するほどには溶融侵食は進展しない。しかし、さらに収容空間への注水も失敗した場合、この溶融侵食は何らかのさらなる溶融浸食防止対策が実施されるまで進展してしまう。よって、格納容器が溶融デブリによって破損されないためのさらなる溶融浸食防止対策が必要となる。 In the case of a BWR type light water reactor, cooling water is supplied to the accommodation space in the event of an abnormality. Thus, melt erosion usually does not progress as much as the containment boundary is damaged. However, if water injection into the accommodation space further fails, this melt erosion will progress until some further measures for preventing melt erosion are implemented. Therefore, further measures for preventing melt erosion are required so that the containment vessel is not damaged by molten debris.
例えば、圧力容器から流出して落下する溶融デブリを受け止めるいわゆるコアキャッチャの設置と溶融デブリの冷却とを組み合わせた溶融浸食防止技術が提案されている。ただし、コアキャッチャの設置には、高い費用がかかることが知られている。 For example, there has been proposed a melt erosion prevention technique that combines the installation of a so-called core catcher that catches molten debris flowing out of a pressure vessel and falling, and cooling of the molten debris. However, it is known that the installation of the core catcher is expensive.
ところで、堆積した溶融デブリは、燃料を主成分とする酸化物デブリと燃料棒被覆管やチャンネルボックスなどの金属を主成分とする金属デブリから主に構成される。
燃料の主成分である二酸化ウランの密度は約11g/cm3である。また、燃料棒被覆管などの主成分である鉄の密度は約8g/cm3である。
よって、堆積した溶融デブリの性状について様々な予想が立てられているが、この予想の中には酸化物デブリと金属デブリとが分離して成層化している場合も含まれる。溶融デブリが成層化している場合、溶融デブリによるコンクリート反応の初期には、比重の大きい酸化物デブリが下層、比重の小さい金属デブリが上層となる。よって、主に下層の酸化物デブリが、コンクリートと接触することになる。
By the way, the accumulated molten debris is mainly composed of oxide debris mainly composed of fuel and metal debris mainly composed of metal such as a fuel rod cladding tube and a channel box.
The density of uranium dioxide, which is the main component of the fuel, is about 11 g / cm 3 . Further, the density of iron, which is the main component of the fuel rod cladding tube, is about 8 g / cm 3 .
Therefore, various predictions have been made on the properties of the deposited molten debris, and this prediction includes a case where oxide debris and metal debris are separated and stratified. When molten debris is stratified, at the beginning of the concrete reaction by molten debris, oxide debris with a large specific gravity is the lower layer, and metal debris with a low specific gravity is the upper layer. Therefore, mainly the lower oxide debris comes into contact with the concrete.
しかし、酸化物デブリによるコンクリート反応が進行すると、溶融したコンクリートが酸化物デブリに取り込まれて、酸化物デブリの密度が低くなる。よって、コンクリート反応が進行すると、酸化物デブリと金属デブリとの比重が反転し、酸化物デブリが上昇して、上層と下層とが反転することが予想される。 However, when the concrete reaction due to the oxide debris proceeds, the molten concrete is taken into the oxide debris and the density of the oxide debris decreases. Therefore, it is expected that when the concrete reaction proceeds, the specific gravity of the oxide debris and the metal debris is reversed, the oxide debris rises, and the upper layer and the lower layer are reversed.
上層と下層とが反転して、金属デブリがコンクリートに接触するようになると、コンクリート反応の進行速度が速くなると予想される。金属デブリと酸化物デブリとが同じ温度であっても、酸化物デブリと比較して熱伝導率のより高い金属デブリがコンクリートの昇温を早めてしまうからである。つまり、金属デブリが下層となることで、コンクリート反応を停止させるための方策をとるまでの時間的裕度が短くなることになる。 When the upper layer and the lower layer are reversed and the metal debris comes into contact with the concrete, the progress rate of the concrete reaction is expected to increase. This is because even when the metal debris and the oxide debris are at the same temperature, the metal debris having a higher thermal conductivity than the oxide debris accelerates the temperature of the concrete. In other words, when the metal debris is in the lower layer, the time margin until a measure for stopping the concrete reaction is shortened.
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、軽水炉の炉心溶融時において溶融デブリによるコンクリートの融解反応の進行速度の加速を防止することが可能な原子炉格納容器を提供することを目的とする。 The present invention has been made in consideration of such circumstances, and it is intended to provide a reactor containment vessel that can prevent acceleration of the progress of the melting reaction of concrete due to molten debris when the core of a light water reactor is melted. Objective.
本実施形態にかかる原子炉格納容器は、原子炉格納容器の底部に重金属酸化物および軽金属の少なくとも一方を主成分とする成分調整体が配置されるものである。 In the reactor containment vessel according to the present embodiment, a component adjustment body mainly composed of at least one of a heavy metal oxide and a light metal is disposed at the bottom of the reactor containment vessel.
本発明により、軽水炉の炉心溶融時において溶融デブリによるコンクリートの融解反応の進行速度の加速を防止することが可能な原子炉格納容器が提供される。 According to the present invention, there is provided a reactor containment vessel capable of preventing acceleration of the progress rate of a concrete melting reaction due to molten debris during melting of a light water reactor core.
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図1は、沸騰水型原子炉(BWR)の軽水炉の格納容器10を示す概略縦断面図である。
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.
FIG. 1 is a schematic longitudinal sectional view showing a
原子炉は、原子炉建屋内に格納容器10が設けられ、この格納容器10内に圧力容器12が格納されている。圧力容器12は、ペデスタル14にスカート状の支持部材14aを介して支持される。圧力容器12内には、核燃料を格納した炉心13が設けられる。炉心13には図示しない制御棒駆動機構(CRD)で昇降駆動される制御棒(図示せず)が出し入れされ、原子炉の運転が制御される。
In a nuclear reactor, a
ペデスタル14は格納容器10の底部19上に立設される。ペデスタル14の内部に形成される空間は、圧力容器12の下方に位置して図示しないCRDを設置する収容空間17を構成している。異常時には、この収容空間17に冷却水18が供給される。よって、万一溶融デブリ15が圧力容器12の底部19から落下して底部19に堆積しても、この冷却水18で冷却されて溶融浸食が抑止される。一方、冷却水18の供給ができない場合、溶融デブリ15は底部19を裏面まで溶融浸食して、格納容器10の外部へ流出する。
The
ここで、図2は、底部19に堆積して底部19を溶融浸食している溶融デブリ15の模式断面図である。
上述したように、底部19に堆積する溶融デブリ15の性状については、複数の見解がある。図2に示されるように、溶融デブリ15は、堆積の初期の段階において酸化物デブリ15a(15)が下層で金属デブリ15b(15)が上層となって成層化しているものとする。この場合、何ら対策をとらない場合、上述したように、コンクリート反応の進行とともに、酸化物デブリ15aが溶融したコンクリートを取り込んで金属デブリ15bの上層に浮上すると予想される。
Here, FIG. 2 is a schematic cross-sectional view of the
As described above, there are a plurality of views regarding the properties of the
(第1実施形態)
図3は、第1実施形態にかかる格納容器10の底部19の拡大断面図である。
第1実施形態にかかる格納容器10は、図3に示されるように、格納容器10の底部19が、成分調整体16の粒体が混合されたコンクリートで構成される。成分調整体16は、例えば、重金属酸化物16a(16)を主成分とする粒体である。なお、「粒体」には、粉体も含まれるものとする。
(First embodiment)
FIG. 3 is an enlarged cross-sectional view of the
In the
重金属酸化物16a(16)の重金属は、例えば鉛またはビスマスなどである。重金属酸化物16aを底部19のコンクリートに混合することで、コンクリートが溶融して取り込まれた酸化物デブリ15aの比重を金属デブリ15bの比重以上に維持することができる。よって、上層と下層が反転して、金属デブリ15bが直接底部19に接触することを防止することができる。
The heavy metal of the heavy metal oxide 16a (16) is, for example, lead or bismuth. By mixing the heavy metal oxide 16a with the concrete of the
また、重金属酸化物16aは酸化物であるので、熱伝導率は金属デブリ15bに比べて低い。よって、重金属酸化物16aを取り込んだ酸化物デブリ15aの熱伝導率も低いままに維持することができる。
Moreover, since the heavy metal oxide 16a is an oxide, its thermal conductivity is lower than that of the
以上のように、第1実施形態にかかる格納容器10によれば、軽水炉の炉心溶融時において溶融デブリ15によるコンクリートの融解反応の進行速度の加速を防止することができる。
As described above, according to the
(第2実施形態)
図4は、第2実施形態にかかる格納容器10の底部19の拡大断面図である。
(Second Embodiment)
FIG. 4 is an enlarged cross-sectional view of the bottom 19 of the
第2実施形態にかかる格納容器10は、図4に示されるように、軽金属16b(16)からなる成分調整体16がコンクリートに混合される。軽金属16bは、例えば、アルミニウムまたはマグネシウムなどである。
As shown in FIG. 4, in the
金属デブリ15bは、前述したように、燃料棒被覆管やチャンネルボックスなどが溶融したものなので、ジルカロイまたはスチールなどの重金属から組成される。よって、コンクリートにアルミニウムなどを混合することで、溶融したコンクリートが酸化物デブリ15aに取り込まれても、その後軽金属16bが浮上して金属デブリ15bに取り込まれる。
軽金属16bを取り込んだ金属デブリ15bは比重が小さくなり、酸化物デブリ15aの比重がコンクリートによって低下しても、酸化物デブリ15aの上層に維持されることになる。
As described above, the
The
このように第2実施形態によれば、金属デブリ15bの比重を低下させることで、上層の金属デブリ15bと下層の酸化物デブリ15aの上下が反転するのを防止することができる。
As described above, according to the second embodiment, by reducing the specific gravity of the
なお、底部19のコンクリートに軽金属16bを混合すること以外は、第2実施形態は第1実施形態と同じ構造および動作手順となるので、重複する説明を省略する。
図面においても、共通の構成または機能を有する部分は同一符号で示し、重複する説明を省略する。
In addition, since 2nd Embodiment becomes the same structure and operation | movement procedure as 1st Embodiment except mixing
Also in the drawings, portions having a common configuration or function are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.
このように、第2実施形態にかかる格納容器10によれば、金属デブリ15bの比重を小さくすることができるので、第1実施形態の効果と同様に溶融デブリ15によるコンクリートの融解反応の進行速度の加速を防止することができる。
As described above, according to the
(第3実施形態)
図5は、第3実施形態にかかる格納容器10の概略断面図である。
第3実施形態にかかる格納容器10は、図5に示されるように、成分調整体16は、底部19の内表面に敷設される。
(Third embodiment)
FIG. 5 is a schematic cross-sectional view of the
In the
成分調整体16は、例えば、第1実施形態と同様に鉛などの重金属酸化物16aまたは第2実施形態と同様にアルミニウムなどの軽金属16bで組成される板161(16)である。この板161の形状は必ずしも均一の厚さのものに限定されず、想定される溶融デブリ15の形状やペデスタル14の形状などに合わせて凹凸をつけてもよい。
このように底部19の内表面に板161を敷設することで、底部19の構築段階で溶融デブリ15について対策を講じなくても、事後的に溶融デブリ15について対策を講じることができる。
The
By thus laying the
また、図6は、第3実施形態にかかる格納容器10の変形例の概略断面図である。
成分調整体16は、例えば球形状の複数の塊状体162(16)であってもよい。塊状体162は、板161と比較して表面積が大きいので、速やかに溶融して、早期に第1実施形態または第2実施形態と同様の作用を発揮することができる。また、成分調整体16を塊状体162とすることで、格納容器10全体の建設後に、事後的に敷設することが容易になる。
FIG. 6 is a schematic cross-sectional view of a modified example of the
The
なお、成分調整体16を底部19の内表面に敷設すること以外は、第2実施形態は第1実施形態と同じ構造および動作手順となるので、重複する説明を省略する。
図面においても、共通の構成または機能を有する部分は同一符号で示し、重複する説明を省略する。
In addition, since 2nd Embodiment becomes the same structure and operation | movement procedure as 1st Embodiment except laying the
Also in the drawings, portions having a common configuration or function are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.
このように、第3実施形態にかかる格納容器10によれば、第1実施形態の効果に加え、事後的な敷設が可能となる。
また、成分調整体16を塊状体162とすることで、成分調整体16の表面積が大きくなり、早期に第1実施形態または第2実施形態の効果を発揮させることができる。
Thus, according to the
Further, the
(第4実施形態)
図7は、第4実施形態にかかる格納容器10の概略断面図である。
第4実施形態にかかる格納容器10は、図7に示されるように、成分調整体16は、第3実施形態と同様の板161であって、底部19に埋設される。
(Fourth embodiment)
FIG. 7 is a schematic cross-sectional view of the
The
格納容器10は、内部の形状や配置に多数の制約が課されるため、底部19の内表面に成分調整体16を配置することが困難な場合がある。また、酸化物デブリ15aは、ウランやプルトニウムを含むため非常に比重が高く、多少のコンクリートが取り込まれても、即時に金属デブリ15bと位置を反転しない。よって、コンクリート反応がある程度進行した後に成分調整体16を取り込んでも、比重が反転しない限り、溶融デブリ15の上層と下層も反転しない。よって、成分調整体16を底部19に埋設する。
Since the
また、図8は、第4実施形態にかかる格納容器10の変形例の概略断面図である。
図8に示されるように、成分調整体16を底部19に埋設することで、底部19の厚さの範囲で、例えば複数の板161を重ね合わせることができる。よって、複数の板161を重ね合わせて全体として、成分調整体16として機能を発揮するのに最適な形状にすることが容易となる。
FIG. 8 is a schematic cross-sectional view of a modified example of the
As shown in FIG. 8, by embedding the
このように、第4実施形態にかかる格納容器10によれば、第1実施形態などと同様の効果を得ることできる。
Thus, according to the
以上述べた少なくとも一つの実施形態の格納容器10によれば、上層の金属デブリ15bの比重または下層の酸化物デブリ15aの比重を調整することにより、軽水炉の炉心溶融時において溶融デブリ15によるコンクリートの融解反応の進行速度の加速を防止することが可能となる。
According to the
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、組み合わせ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。
Although several embodiments of the present invention have been described, these embodiments are presented by way of example and are not intended to limit the scope of the invention.
These embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, changes, and combinations can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.
10…原子炉格納容器(格納容器)、12…原子炉圧力容器(圧力容器)、13…炉心、14…ペデスタル、14a…支持部材、15…溶融デブリ、15a…酸化物デブリ、15b…金属デブリ、16(16a,16b)…成分調整体(重金属酸化物,軽金属)、161(16)…板、162(16)…塊状体、17…収容空間、18…冷却水、19…底部。
DESCRIPTION OF
Claims (8)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2015023298A JP2016145773A (en) | 2015-02-09 | 2015-02-09 | Nuclear reactor containment |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2015023298A JP2016145773A (en) | 2015-02-09 | 2015-02-09 | Nuclear reactor containment |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2016145773A true JP2016145773A (en) | 2016-08-12 |
Family
ID=56686116
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2015023298A Pending JP2016145773A (en) | 2015-02-09 | 2015-02-09 | Nuclear reactor containment |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2016145773A (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP7431189B2 (en) | 2021-03-23 | 2024-02-14 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | Reactor containment vessel and support structure for the reactor containment vessel |
-
2015
- 2015-02-09 JP JP2015023298A patent/JP2016145773A/en active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP7431189B2 (en) | 2021-03-23 | 2024-02-14 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | Reactor containment vessel and support structure for the reactor containment vessel |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP3554001B2 (en) | Corium protective assembly | |
KR102239023B1 (en) | Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System | |
RU2576516C1 (en) | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor | |
KR102198445B1 (en) | Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System | |
JP5306257B2 (en) | Core melt cooling device and reactor containment vessel | |
JP6323853B2 (en) | Dispersion structure of core melt | |
CN108538411B (en) | Reactor core melt trapping device for direct pit retention | |
JP3263402B2 (en) | Clearance structure for reactor vessel | |
JP2012093282A (en) | Core melt holding device | |
JP6668172B2 (en) | Core catcher and boiling water nuclear power plant using the same | |
JP2021185375A (en) | Core melt holding structure and reactor container | |
JP2016145773A (en) | Nuclear reactor containment | |
JP2010038571A (en) | Furnace-core melted product cooling device and furnace-core melted product cooling method | |
JP6435095B2 (en) | Core melt holding device and nuclear reactor equipped with the same | |
JP2012021877A (en) | Core molten material holding device and containment vessel | |
JP2006308395A (en) | Fast reactor and construction method for fast reactor facility | |
JP2017116499A (en) | Fast Reactor Core and Fast Reactor | |
JP4580685B2 (en) | Primary containment vessel | |
JP6608759B2 (en) | Fuel debris holding device | |
RU100326U1 (en) | DEVICE FOR THE WALL OF THE HEAT EXCHANGER HOUSING | |
JP6793612B2 (en) | Core melt retention structure and containment vessel | |
JP2017040588A (en) | Nuclear reactor facility | |
JP2017172996A (en) | Specific gravity adjustment material and protective structure | |
JP2013047633A (en) | Boiling-water reactor and nuclear reaction control system |