JP5859902B2

JP5859902B2 - 原子炉設備

Info

Publication number: JP5859902B2
Application number: JP2012091666A
Authority: JP
Inventors: 大塚　雅哉; 雅哉大塚; 和明木藤; 茶木　雅夫; 雅夫茶木
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2012-04-13
Filing date: 2012-04-13
Publication date: 2016-02-16
Anticipated expiration: 2032-04-13
Also published as: JP2013221771A

Description

本発明は原子力発電所の原子炉設備に係り、特に、炉心溶融時の安全性確保に好適な原子炉設備に関する。

原子力発電所の原子炉設備においては、設計基準を超える苛酷な事故時の対策が求められる方向にある。このような事故の例としては、格納容器内の炉心が溶融した場合が想定される。

このような苛酷事故に対する公知技術としては、炉心下部に炉心溶融物を受け止めて冷却する設備が提案されている。特許文献１では、溶融炉心の落下物を原子炉圧力容器内の下部受け皿で受け止めて冷却する。受け皿には複数の孔が設けられ、炉心溶融物の崩壊熱によって冷却材の温度が上昇し、この浮力によって複数の孔を通る上昇流が形成されて炉心溶融物を自然循環冷却する。

また、特許文献２では、溶融炉心の落下物の受け皿を原子炉圧力容器外の格納容器底部に設置している。この例では、受け皿の面積を大きくすることによって溶融炉心の落下物の堆積を防止するとともに、溶融炉心の冷却表面積を増加させて冷却している。

米国特許４１１６７６４号公報米国特許５９０７５８８号公報

特許文献１では受け皿を鉛直方向に複数設けているが、この受け皿には多数の孔が設けられているため、強度上重量物を支持するのに適していない。つまり、苛酷事故により大量の炉心溶融物が落下する場合を想定しておらず、また、さらに事象が進展して、原子炉圧力容器が破損して格納容器に溶融炉心が落下する場合を想定していない。

また特許文献２の手法に関して、受け皿の健全性確保の観点から、堆積厚さや熱流束が制限条件として要求されてきている。このため、特に熱出力の大きな原子炉では、受け皿の設置面積が大きくなり、格納容器の床面積が増加して格納容器が大型化するという新たな課題を生じる。

なお、溶融炉心の落下物は酸化物と金属の混合物である。このため後処理の観点からは、酸化物と金属をあらかじめ分離できるものであることが望ましい。

以上のことから本発明では、大量の溶融炉心の落下物が発生し、原子炉圧力容器から漏れ出た場合でも、溶融炉心の落下物を受け止めて冷却できるコンパクトな手段を備えた原子炉設備を提供する。

上記目的を達成するため本発明は、原子炉圧力容器下部に、底部を密閉した受け皿を鉛直方向に複数配置し、上部の受け皿の端部に堰を設けて、溢れた溶融炉心を下部の受け皿で受け止めて冷却する複数層構造とする。

また、本発明は、上記目的を達成するため受け皿を傾斜させることにより溶融物の落下を容易にし、溶融炉心の落下物が受け皿に堆積することを防止する。

これにより、原子炉圧力容器から大量の溶融炉心の落下物が発生した場合でも、格納容器の床面積を増加させることなく、溶融炉心の落下物を受け止めて冷却することができる。

また、溶融炉心の落下物が密度差の違いにより成層分離することを利用して、金属が多く含まれる上部の軽い物質を上部の受け皿から溢れさせて下部の受け皿で受けることにより、酸化物と金属を受け皿ごとにあらかじめ分離することができる。

本発明の実施例１の原子炉設備の全体構成を示す図。実施例１の複数の受け皿１０の拡大図。円筒状の仕切り１８で囲まれた空間９内における受け皿の平面形状を示す図。実施例２の複数の受け皿１０の拡大図。実施例２の受け皿の平面図。実施例２の複数の受け皿１０に冷却水供給する図。

本発明を沸騰水型原子炉に適用した場合の例を示す。実施例では、沸騰水型原子炉の例を示したが、加圧水型原子炉にも適用することが可能である。

図１に、本発明の実施例１の原子炉設備の全体構成を示す。ウラン燃料が装荷された炉心１は原子炉圧力容器２内に設置され、原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３に格納されている。冷却材である水は、給水ライン４から原子炉圧力容器２へ供給され、炉心１の発熱によって沸騰蒸気が発生し、主蒸気ライン５から図示していないタービンへ送られて発電する。

原子炉格納容器３の内部には、格納容器内の蒸気を凝縮させて圧力を下げるための圧力抑制プール６が設置されている。また原子炉格納容器３の内部には、熱交換器８を備えた格納容器冷却プール７が設置されている。格納容器冷却プール７内部の熱交換器８には、配管３１を介して原子炉格納容器３内の蒸気が導かれ、冷却、凝縮された凝縮水が配管３２を介して圧力抑制プール６に導かれる。

原子炉圧力容器２の底部には、制御棒駆動機構１５が設けられている。また原子炉格納容器３の原子炉圧力容器２直下の空間９には、底部を密閉した受け皿１０が鉛直方向に複数配置されている。受け皿１０には冷却管１１が設置され、圧力抑制プール６内の水を配管１２により冷却管１１内に導いて受け皿１０を冷却する。また受け皿１０には、配管１３から圧力抑制プール６内の水を直接導入する。

配管１２、１３には弁１４が取り付けられ、弁１４は事故時に開かれる。このようにして事故時に配管１２により受け皿１０を冷却した水および、圧力抑制プール６から配管１３により導入された水は、原子炉圧力容器２の下部空間９内を満たし、受け皿１０を冠水させる。

図２に、複数の受け皿１０の拡大図を示す。複数の受け皿１０は、例えば鉛直方向に３層（１０ａ，１０ｂ，１０ｃ）に構成されている。各受け皿１０は、底部を密閉しかつ端部が立ち上がっている。かつ立ち上がり部の高さは、端部の一部分が低くなるように構成されている。これにより受け皿１０ａ，１０ｂは、堰１７ａ，１７ｂを形成している。

つまり、図２の受け皿１０ａの例で言うと、右側端部の立ち上がり高さよりも左側端部の立ち上がり高さが低いことによって左側端部に堰１７ａを形成している。同様に受け皿１０ｂでは、左側端部の立ち上がり高さよりも右側端部の立ち上がり高さが低いことによって右側端部に堰１７ｂを形成している。なお、受け皿１０には受け皿１０を冷却するための冷却管１１が敷設されている。

この構造とすることにより、上層の受け皿に落下した溶融物は、受け皿表面を流れ落ちながら冷却されて次の層の受け皿に落下し、ここでも受け皿表面を流れ落ちながら冷却される。

先にも述べたが、原子炉の事故時には、制御棒駆動機構１５によって制御棒が炉心１に挿入されて核分裂反応は停止するが、核分裂生成物の崩壊に伴う崩壊熱によって発熱が持続する。この崩壊熱を十分冷却できない場合には、炉心１が溶融する苛酷事故に至る。

係る状態において受け皿１０は、原子炉圧力容器２から落下してくる溶融炉心の落下物１６を受け止める。上層受け皿１０ａに設けられた堰１７ａでは、その立ち上がり高さ以上の高さの溶融炉心の落下物１６は堰１７ａを越えて下部の中層受け皿１０ｂに落下する。下部の中層受け皿１０ｂに設けられた堰１７ａでも、その立ち上がり高さ以上の高さの溶融炉心の落下物１６は堰１７ｂを越えてさらに下部の下層受け皿１０ｃに落下する。

図３に、円筒状の仕切り１８で囲まれた空間９内における受け皿の平面形状を示す。ここで、仕切り１８により、図２に示した受け皿１０の端部の立ち上がり部のうち、立ち上がり高さが高い側を形成する。また、平面形状の一部には堰１７が設けられる。堰１７により、空間９の平面を受け皿部分１０と開口部分１９とに分離形成している。仕切られた受け皿部分１０は底部を密閉しており、開口部分１９は開放している。堰１７は、受け皿１０の端部の立ち上がり部のうち、立ち上がり高さが低い側で形成されている。

具体的には、最上層の受け皿１０ａの端面には開口部１９ａが設けられ、堰１７ａで仕切られている。中間層の受け皿１０ｂは、上部の開口部１９ａからの溶融炉心の落下物１６を受け止められるように、開口部１９ｂは開口部１９ａとは異なる位置（図３では反対側）に設けられ、堰１７ｂで仕切られている。最下層の受け皿１０ｃには開口部は設けられていない。

受け皿１０ａ、１０ｂは、円筒状の仕切り１８の周囲を利用して取り付けられ、支持することが可能である。また、受け皿１０ｃは原子炉格納容器３の底面で支持できる。このように、受け皿１０を原子炉格納容器３の底面で支持し、あるいは円筒状の仕切り１８の周囲を利用して取り付けることにより、苛酷事故で大量の溶融炉心の落下物１６を受け止めることになった場合の構造上の強度を確保することが可能である。

また本実施例では、受け皿１０に堆積した溶融炉心の落下物１６は、圧力抑制プール６から配管１２，１３を経由した注水によって冷却される。このため全量固化せず一部が溶融した状態であっても、堰１７の高さ以上に溶融炉心の落下物１６が堆積することはなく、コンパクトな構造で堆積厚さを制限して受け皿を健全に保つことが可能になる。

また、溶融炉心の落下物１６が密度差の違いにより受け皿１０内で成層分離するため、例えば、金属が多く含まれる上部の軽い物質を上部の受け皿１０ａから溢れさせて下部の受け皿１０ｂで受けることにより、酸化物と金属を受け皿１０ａ、１０ｂ、１０ｃごとに分離することができる。これにより、溶融炉心の落下物１６の処理が容易になる。

具体的に説明すると、溶融炉心からの落下物はウラン酸化物ＵＯ２や金属Ｆｅ，Ｚｒ，Ｂなどであるが、上記構造により最上層の受け皿１０ａにはウラン酸化物ＵＯ２、最下層の受け皿１０ｃには金属Ｆｅ，Ｚｒ，Ｂ、中間層の受け皿１０ｂには、ウラン酸化物ＵＯ２と金属Ｆｅ，Ｚｒ，Ｂといったように分離することができる。

なおこの場合に、圧力抑制プール６の水は、空間９内に注水された後、溶融炉心の落下物１６の崩壊熱で蒸気となり、熱交換器８で凝縮して圧力抑制プール６に再び戻る。圧力抑制プール６および格納容器冷却プール７の水が枯渇しない限り、溶融炉心の落下物１６の冷却を持続することができる。

本実施例では、受け皿を高さ方向３層にした例を示したが、２層以上であれば同様な機能を達成可能であり、溶融炉心の落下物１６の容量に応じて層の数を決めることができる。

また、本実施例では、水源として圧力抑制プール６、格納容器冷却プールを用いたが、重力落下プールなど、利用可能な他の水源を用いることも可能である。

本発明では、受け皿を鉛直方向に複数配置するが、実施例１での受け皿は水平配置して端部の立ち上がり高さを異ならせることで堰を構成していた。これに対し実施例２では、受け皿を水平配置しない、つまり傾斜型受け皿とすることで実質的に堰を設けている。

実施例２の傾斜型受け皿２０の平面図を図５に示し、図５のＡ−Ａ’断面を図４に示す。また図６には、図５のＢ−Ｂ’断面を示す。なお、Ｂ−Ｂ’断面とＡ−Ａ’断面との相違は、冷却水の入口部を示しているか否かの点で相違している。

ここで、傾斜型受け皿２０の全体構成の特徴（傾斜型といわれる所以を表した図）は図６にもっともよく表れているので、この図から説明する。図６において、２０ａ、２０ｂ、２０ｃは鉛直方向に配置された複数の傾斜型受け皿である。上層受け皿２０ａは、図示右側が高く、左側が低くなるように配置されている。中層受け皿２０ｂは、図示右側が低く、左側が高くなるように配置されている。下層受け皿２０ｃは上層受け皿２０ａと同じ方向に傾斜されており、図示右側が高く、左側が低くなるように配置されている。

つまり、原子炉圧力容器の直下部に鉛直方向に設けた複数の受け皿は、上層の受け皿の傾斜方向に対してその下層の受け皿の傾斜方向が逆方向とされている。これにより、上層受け皿２０ａの左側端部と、中層受け皿２０ｂの右側端部に実質的に堰１７ａ，１７ｂを形成する。

実施例２の場合に、図１の受け皿１０の冷却管１１の機能は、傾斜型受け皿２０の冷却流路２１ａが果たす。冷却流路２１ａは、傾斜型受け皿２０ａ、２０ｂ、２０ｃのそれぞれの肉厚部分を利用してその内部に形成される。そして端部の高い側に出口配管２５ａが、端部の低い側（堰１７ａを構成した側）に入口配管２２ａが取り付けられる。

傾斜型受け皿２０ａ、２０ｂ、２０ｃのそれぞれの端部の低い側に設けられた入口配管２２ａには配管１２、弁１４を介して圧力抑制プール６からの冷却水が強制導入され、出口配管２５ａから強制排出される。これにより、冷却水２３は溶融炉心の落下物１６を冷却した後、他方の端部に設けられた出口配管２４ａから空間９（図１）へ流出する。下層の受け皿２０ｂ、２０ｃも同様の構造であり、それぞれ個別に冷却される排出された冷却水は傾斜型受け皿２０ａ、２０ｂ、２０ｃの表面を流れ落ち、堰１７ａから溢れて、次層の傾斜型受け皿２０ｂに流入する。これにより排出後の冷却水は溶融物の冷却に貢献する。

空間９へ流出した冷却水２３よび配管１３からの冷却水は空間９を満たし、溶融炉心の落下物１６を冠水する。空間９内の水面と圧力抑制プール内の水面が同一になるまで冷却水の注水は継続される。その後は、冷却通路２１ａで冷却水が加熱されるために上昇流となり、空間９内部での自然対流によって溶融炉心の落下物１６が冷却される。

図５において、入口配管２２ａが見えているＢ−Ｂ’ 断面の構成は図６に示した通りである。これに対し、図５の平面図によれば堰１７ａは、受け皿部分１０ａと、開口部分１９ａを仕切っているだけではない。入口配管２２ａから流入した冷却水を他の冷却流路２１ａに導くためのヘッダとしても機能している。この結果、冷却水は２２ａ−１７ａ−２１ａ−２５ａのラインにも流入して受け皿全体の冷却に貢献する。

Ａ−Ａ’断面を示す図４では、入口配管２２ａの部分がいていないが他の部分は、殆ど図６と同じに構成されている。

このように本実施例では、傾斜型受け皿２０を使用することにより、傾斜部下側に設けられた冷却通路２１ａ内の上昇流を安定に形成させ、空間９内部での自然対流除熱をさらに促進することができる。

１…炉心
２…原子炉圧力容器
３…原子炉格納容器
４…給水配管
５…主蒸気配管
６…圧力抑制プール
７…格納容器冷却プール
８…熱交換器
９…空間
１０…受け皿
１１…冷却管
１２、１３…配管
１４…弁
１５…制御棒駆動機構
１６…溶融炉心の落下物
１７、１７ａ、１７ｂ…堰
１８…円筒状の仕切り
１９ａ、１９ｂ…開口部
２０、２０ａ、２０ｂ、２０ｃ…傾斜型受け皿
２１ａ…冷却流路
２２ａ…入口配管
２４ａ、２５ａ…出口配管

Claims

燃料が装荷された炉心と、炉心を格納する原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器を有する原子炉設備であって、
前記原子炉格納容器内部の前記原子炉圧力容器の直下部に、前記炉心の溶融物の受け皿を鉛直方向に複数配置するとともに、
前記原子炉圧力容器の直下部に鉛直方向に設けた複数の受け皿は、上層の受け皿の傾斜方向に対してその下層の受け皿の傾斜方向が逆方向とされていることを特徴とする原子炉設備。
請求項１記載の原子炉設備であって、
前記複数の受け皿の端部に堰を有する開口部を設け、上層の受け皿の開口部と下層の受け皿の開口部が鉛直方向に並ばないように配置したことを特徴とする原子炉設備。
請求項１または請求項２に記載の原子炉設備であって、
前記受け皿に冷却流路を設け、該冷却流路に冷却材を導くことを特徴とする原子炉設備。
請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の原子炉設備であって、
少なくとも最上層の受け皿の底部に冷却材を投入することを特徴とする原子炉設備。