JP6204823B2 - コアキャッチャ - Google Patents

Description

本発明は、コアキャッチャに係り、更に詳しくは、原子炉格納容器内に設置するコアキャッチャに関する。

原子力発電プラントが備えている原子炉格納容器の機能は、原子炉圧力容器に収容された炉心が溶融するような過酷事故（シビアアクシデント）が万一発生して、原子炉圧力容器外に放射性物質が放出された場合においても、放射性物質を閉じ込めて、発電所敷地周辺への漏出を防ぐことである。

原子力発電プラントでは、極めて少ない確率であるが、何らかの要因により炉心の冷却が不十分となり、崩壊熱により炉心が溶融した場合、高温の炉心溶融物が原子炉格納容器底部のコンクリート製の床面に落下する可能性がある。このとき、上方からの適切な注水で炉心溶融物が冠水すれば、炉心溶融物は上面側より適切に冷却されて事故は収束する。しかし、注水が不十分である場合や遅れた場合には、原子炉格納容器の床面のコンクリートが炉心溶融物により侵食され、原子炉格納容器の密閉性を維持できず、原子炉格納容器の健全性が損なわれる虞がある。また、炉心溶融物とコンクリートとが反応することにより、二酸化炭素や水素等の非凝縮性ガスが発生する。発生した非凝縮性ガスにより原子炉格納容器内の圧力が上昇して耐圧限度を超えた場合には、原子炉格納容器の健全性を損なう虞がある。

そこで、炉心溶融のような過酷事故を想定した対応策の１つとして、原子炉格納容器底部の床面上にコアキャッチャを設置している（例えば、特許文献１参照）。コアキャッチャは、原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を受け止めて下面側から冷却する安全設備である。

特許文献１に記載の原子炉格納容器は、原子炉圧力容器下方に設置されたホッパと、原子炉圧力容器下方の下部ドライウェルの床面に設けたコアキャッチャと、下部ドライウェルの側壁面および床面とコアキャッチャの側面および底面との隙間で構成された冷却水流路隙間と、冷却水流路隙間に圧力抑制プールの水を供給する冷却水路とを備えている。過酷事故時には、ホッパで炉心溶融物を飛散しないように受け止めて下方へ案内し、ホッパから落下してくる炉心溶融物をコアキャッチャで保持し、冷却水流路隙間に水を循環させることにより炉心溶融物を冷却する。このコアキャッチャは、多層構造で、内表面層がタングステンのような高融点材料、中間層がアルミナ、ジルコニア、または酸化マグネシウムのような低熱伝導材料、最外層がステンレス鋼または炭素鋼のような高延性材料で構成されている。

特開２００８−２４１６５７号公報

上記した特許文献１に記載の技術においては、炉心溶融物と接触するコアキャッチャの内表面層をタングステンのような高熱伝導率の材料で構成しているので、内表面層上に落下した炉心溶融物の熱は内表面層へ容易に移動して、炉心溶融物の表面温度が急速に低下する。落下した炉心熔融物は、その自重によりコアキャッチャ上を徐々に拡がっていくが、温度が特に低下しやすい拡がり部分の端部は、その温度が炉心熔融物の融点を下回った場合には固化し始める。この固化部分により炉心溶融物の拡がりが堰き止められる可能性がある。

このように、コアキャッチャの内表面層上に落下した炉心溶融物の一部が固化して内表面層上を十分に拡がらない場合には、コアキャッチャと下部ドライウェルの隙間で構成された冷却水流路隙間に流通する冷却水の一部にのみ熱負荷が集中し、熱負荷の低い部分の除熱能力を十分に発揮できないため、コアキャッチャ全体の冷却効率が低下する。

また、上方から冷却水を供給して炉心溶融物を冠水させることで炉心溶融物の上面側からも冷却を促進するように構成されたコアキャッチャの場合、炉心溶融物がコアキャッチャ上で十分に拡がらないと、冷却水と接触する炉心溶融物の面積が減少する。このため、炉心溶融物の冷却水に対する接触面積の減少に応じて上面からの除熱量も減少し、コアキャッチャ全体の冷却効率が低下する。

このように、コアキャッチャの一部にのみ熱負荷が集中して、コアキャッチャ全体の冷却効率が低下すると、コアキャッチャの一部が過熱してしまう虞もある。

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、冷却性能の向上を図ることができるコアキャッチャを提供する。

上記課題を解決するため、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉格納容器に格納された原子炉圧力容器の下方に設置され、過酷事故時に前記原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を受け止める多層構造の犠牲層と、前記犠牲層の下部に設けられ、過酷事故時に冷却材が流通する冷却機構とを備え、前記犠牲層は、ステンレス鋼の熱伝導率以下の低熱伝導率、かつ、ステンレス鋼の融点以上の高融点の材料で形成され、落下した炉心溶融物が最初に接触する最上層としての溶融物拡散耐熱層と、鉄の熱伝導率以上の高熱伝導率、かつ、ステンレス鋼の融点以上の高融点の材料で形成され、前記冷却機構の直上層としての耐熱熱拡散層とを有し、前記冷却機構の下側に設けられ、鉄の熱伝導率以上の高熱伝導率の材料で形成された熱拡散層を更に備えることを特徴とする。

本発明によれば、多層構造の犠牲層の最上層を低熱伝導率かつ高融点の材料で形成した溶融物拡散耐熱層とし、犠牲層の冷却機構の直上層を高熱伝導率かつ高融点の材料で形成した耐熱熱拡散層としたので、落下初期における炉心溶融物の固化を抑制すると共に炉心溶融物の崩壊熱をコアキャッチャ全体に略均一に拡散させるができる。これにより、冷却機構にかかる熱負荷の偏りを抑制することができるので、コアキャッチャの冷却性能の向上を図ることができる。この結果、過酷事故時において原子炉格納容器の健全性を維持することができる。
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。

本発明のコアキャッチの第１の実施の形態を適用した原子炉格納容器を示す縦断面図である。 本発明のコアキャッチの第１の実施の形態を原子炉格納容器の一部と共に示す断面図である。 図２のIII−III矢視から本発明のコアキャッチの第１の実施の形態における外周部の一部を見た図である。 図２の符号Ａで示す本発明のコアキャッチの第１の実施の形態における外周部の一部を拡大した断面図である。 図２に示す本発明のコアキャッチの第１の実施の形態を構成する犠牲層及び配管群の一部を模式的に示す断面斜視図である。 本発明のコアキャッチャの第２の実施の形態を構成する犠牲層、配管群、及び熱拡散層の一部を模式的に示す断面斜視図である。 本発明のコアキャッチャの第３の実施の形態を構成する犠牲層、配管群、及び熱遮断層の一部を模式的に示す断面斜視図である。 本発明のコアキャッチャの第４の実施の形態を構成する犠牲層、配管群、熱拡散層、及び熱遮断層の一部を模式的に示す断面斜視図である。 本発明のコアキャッチャの第５の実施の形態を示す断面図である。

以下、本発明のコアキャッチャの実施の形態を図面を用いて説明する。
［第１の実施の形態］
図１乃至図４は本発明のコアキャッチの第１の実施の形態の構成を示すもので、図１は本発明のコアキャッチの第１の実施の形態を適用した原子炉格納容器を示す縦断面図、図２は本発明のコアキャッチの第１の実施の形態を原子炉格納容器の一部と共に示す断面図、図３は図２のIII−III矢視から本発明のコアキャッチの第１の実施の形態における外周部の一部を見た図、図４は図２の符号Ａで示す本発明のコアキャッチの第１の実施の形態における外周部の一部を拡大した断面図である。

図１において、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の原子炉建屋１内部には、原子炉格納容器２が設置されている。原子炉格納容器２は、鋼製ライナを内張りした鉄筋コンクリート製で、放射性物質の漏出を防ぐために気密性及び耐圧性を有している。

原子炉格納容器２内には、炉心３を収容した原子炉圧力容器４が格納されている。原子炉圧力容器４は、原子炉格納容器２の底部２ａ上に立設した略円筒状のペデスタル５によって支持されている。原子炉格納容器２の側壁２ｂとペデスタル５の間には、鉄筋コンクリート製のダイヤフラムフロア６が架け渡されている。

原子炉格納容器２の内部は、原子炉圧力容器４を取り囲む上部ドライウェル７と、ペデスタル５の内側で原子炉圧力容器４の下方に形成された下部ドライウェル８と、ペデスタル５の外周面を取り囲み、水を貯留するサプレッションチャンバ９とで構成されている。上部ドライウェル７、下部ドライウェル８とサプレッションチャンバ９とは、ダイヤフラムフロア６により区画されている。上部ドライウェル７とサプレッションチャンバ９は、ベント管１０を介して相互に連通されている。上部ドライウェル７には、冷却材としての冷却水を貯留した水源としての冷却水タンク１１が設置されている。

改良型沸騰水型原子炉は、非常用炉心冷却系（図示せず）、格納容器スプレー系（図示せず）、及び静的格納容器冷却系（図示せず）を備えている。非常用炉心冷却系及び格納容器スプレー系は、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合に、復水貯蔵タンク（図示せず）やサプレッションチャンバ９を水源とし、非常用ディーゼルポンプ（図示せず）により給水するように構成されている。静的格納容器冷却系は、原子炉格納容器２内に漏出した蒸気を原子炉格納容器２外部に設置した冷却プール（図示せず）の中に設けた熱交換器（図示せず）に通すことで凝縮させて冷却水タンク１１に放出するように構成されている。静的格納容器冷却系は、漏出蒸気により圧力上昇した上部ドライウェル７、下部ドライウェル８と冷却水タンク１１との圧力差を駆動力として、ポンプ等の動的機器を必要とせずに作動する。

原子炉圧力容器４の下方の原子炉格納容器２の底部２ａ上には、コアキャッチャ２０が設置されている。コアキャッチャ２０には、冷却水タンク１１が供給配管１２（後述の図２参照）を介して接続されている。コアキャッチャ２０は、炉心３の溶融する過酷事故が発生した場合に、原子炉圧力容器４から下部ドライウェル８へ落下した炉心溶融物を受け止めて冷却するものである。

次に、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態の構成を図２乃至図４を用いて説明する。図２及び図３中、炉心溶融物Ｄを二点鎖線で、冷却水の流れを矢印で示している。図４は落下した炉心溶融物が犠牲層の上面全体に拡がった状態を示している。なお、図２乃至図４において、図１に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
図２において、コアキャッチャ２０は、原子炉圧力容器４の下方に設置され、過酷事故時に原子炉圧力容器４から落下した炉心溶融物Ｄを受け止める犠牲層２１と、犠牲層２１の下部の略全面に設けられ、原子炉格納容器２の底部２ａ上に設置された架台１７に支持された冷却機構としての配管群２５とを備えている。

犠牲層２１は、例えば、図２及び図３に示すように、平面視で略円形状で所定の厚さを有する本体部２２と、本体部２２の上面における外周部からペデスタル５の内周面に対向するように直立する円筒状の側面部２３とで構成されている。すなわち、上方が開口した構造物である。本体部２２の上面は、略水平となるように形成されている。本体部２２の底部は、その外周部が中心部より高くなるように形成されている。犠牲層２１は、過酷事故時に炉心溶融物Ｄの落下の衝撃及び炉心溶融物Ｄからの直接加熱による配管群２５の損傷を防止するように構成されている。

配管群２５は、例えば、図２及び図３に示すように、犠牲層２１の底部の中心部を通る分配配管２６と、分配配管２６から略直交方向に分岐し、分配配管２６の延びる方向に隙間なく並んだ複数の冷却水配管２７とで構成されている。

分配配管２６は、供給配管１２を介して冷却水タンク１１（図１参照）に接続されている。供給配管１２は、冷却水タンク１１から原子炉格納容器２の底部２ａに延伸する下降配管１３と、下降配管１３から分配配管２６に延伸する給水配管１４とで構成されている。下降配管１３には、注水弁１５が設けられている。分配配管２６には、過酷事故時に注水弁１５を開放することにより冷却水タンク１１からの冷却水が下降配管１３及び給水配管１４を介して供給される。分配配管２６は、各冷却水配管２７に冷却水を分配するヘッダとしての機能を有している。

各冷却水配管２７は、犠牲層２１の底部に沿って設けられ、分配配管２６から犠牲層２１の外周部に向かって上り勾配の傾斜管部２８と、傾斜管部２８のペデスタル５側の端部から鉛直方向に立ち上がった直立管部２９とで構成されている。各直立管部２９は、その外側がペデスタル５の内周面に接し、その内側が犠牲層２１の側面部２３に接している。直立管部２９には、図４に示すように、犠牲層２１の本体部２２の上面より上方で犠牲層２１の側面部２３の上端より下方において配管出口２９ａが設けられている。直立管部２９の配管出口２９ａの上方における犠牲層２１の側面部２３とペデスタル５とで囲まれた空間は、円環状の桶部４０として形成されている。桶部４０は、分配配管２６から各冷却水配管２７に分配された冷却水を集合させる機能を有している。

このように、配管群２５は、分配配管２６と複数の冷却水配管２７とで上方に開口した椀形状を成しており、犠牲層２１で受け止めた炉心溶融物Ｄを下面及び側面から冷却するものである。

分配配管２６、下降配管１３、及び給水配管１４には、冷却水配管２７に比して径の大きな配管が用いられている。このことにより、大量の冷却水を早急に複数の冷却水配管２７に導入することができる。

次に、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態を構成する犠牲層の構造の詳細を図５を用いて説明する。図５は、図２に示す本発明のコアキャッチの第１の実施の形態を構成する犠牲層及び配管群の一部を模式的に示す断面斜視図である。図５において、図１乃至図４に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
図５において、コアキャッチャ２０の犠牲層２１は、多層構造であり、例えば、高熱伝導率かつ高融点の材料で形成され、配管群２５上に設けた耐熱熱拡散層３１と、低熱伝導率かつ高融点の材料で形成され、耐熱熱拡散層３１上に設けた溶融物拡散耐熱層３２とを有する。

耐熱熱拡散層３１は、配管群２５の直上層として設けられている。耐熱熱拡散層３１は、炉心溶融物Ｄの崩壊熱を均一に拡散させるために、鉄の熱伝導率（８３．５Ｗ／ｍ・Ｋ）以上の高熱伝導率の材料で形成する必要がある。また、炉心溶融物Ｄの崩壊熱を間接的に受けることから、ステンレス鋼の融点（１４００℃）以上の高融点の材料で形成する必要がある。そこで、耐熱熱拡散層３１は、例えば、熱伝導率が鉄の熱伝導率以上であるセラミックスや金属等を主成分とした材料によって形成されている。このような特性を有する材料として、例えば、タングステン、モリブデン、ベリリア、炭化珪素、窒化アルミ、グラファイトを主成分とするものが挙げられる。

溶融物拡散耐熱層３２は、落下した炉心溶融物Ｄが最初に接触する最上層として設けられている。溶融物拡散耐熱層３２は、落下した炉心溶融物Ｄの崩壊熱の移動を抑制するために、ステンレス鋼の熱伝導率（２０．０Ｗ／ｍ・Ｋ）以下の低熱伝導率の材料で形成する必要がある。また、高温の炉心溶融物Ｄと接触することから、ステンレス鋼の融点（１４００℃）以上の高融点で、耐熱衝撃特性が高い材料で形成する必要がある。また、炉心溶融物Ｄによりある程度溶融侵食される可能性があることから、溶融侵食の際に発生する非凝縮性ガスの発生量が少ない材料で形成する必要がある。そこで、溶融物拡散耐熱層３２は、例えば、熱伝導率がステンレス鋼の熱伝導率以下であるセラミックスを主成分とした材料によって形成されている。このような特性を有する材料として、例えば、ジルコニア、アルミナ、マグネシア、カルシア、ハフニア、チタニア、ジルコン、ムライト、窒化ホウ素、窒化タンタル、窒化チタン、窒化ジルコニウム、酸化珪素、炭化チタン、炭化タンタル、及び炭化ジルコニウムを主成分とするものが挙げられる。

溶融物拡散耐熱層３２の厚みは、過酷事故時に何らかの原因によりコアキャッチャ２０への注水開始の遅れを想定した場合に、注水遅れの許容時間に応じて決定される。すなわち、溶融物拡散耐熱層３２の厚みを増加させることにより、コアキャッチャ２０への注水開始が遅れて冷却水が供給されない場合であっても配管群２５の過熱損傷に至る時間を遅らせることが可能である。

次に、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態の過酷事故時における作用を図１乃至図５を用いて説明する。
先ず、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態の過酷事故時における一般的な作用を説明する。
何らかの原因により図１に示す原子炉圧力容器４に接続された冷却系配管類（図示せず）の一部が損傷して上部ドライウェル７内に蒸気が漏出した場合、上部ドライウェル７内の蒸気はベント管１０を介してサプレッションチャンバ９に導かれる。この蒸気はサプレッションチャンバ９に貯留された水により凝縮し、原子炉格納容器２内の圧力上昇が抑制される。同時に、非常用炉心冷却系（図示せず）の起動により原子炉圧力容器４内に冷却材を供給して炉心３を冷却する。

しかし、極めて低い確率であるが、非常用炉心冷却系の起動失敗等に起因して炉心３の冷却が不十分となり、崩壊熱により炉心３が溶融することが想定され得る。この場合、溶融した炉心３は、図２に示すように、原子炉圧力容器４を貫通して、炉心溶融物Ｄとして下部ドライウェル８内に落下する可能性がある。

このような過酷事故が発生した場合、コアキャッチャ２０の犠牲層２１は、落下する高温の炉心溶融物Ｄを受け止め、炉心溶融物Ｄの落下の衝撃及び炉心溶融物Ｄからの直接加熱による配管群２５の損傷を防止する。

このとき、下部ドライウェル８内の雰囲気温度の上昇等により炉心溶融物Ｄの落下を検知して、注水弁１５を開放して冷却水タンク１１（図１参照）内の冷却水を重力により下降配管１３及び給水配管１４を介して分配配管２６に供給する。この冷却水は、図２及び図３に示すように、各冷却水配管２７に分配される。各冷却水配管２７に分配された冷却水は、図４に示すように、各直立管部２９の配管出口２９ａに達して、桶部４０で混合する。この冷却水は桶部４０から犠牲層２１の側面部２３に囲まれた領域に溢れ出て、犠牲層２１上の炉心溶融物Ｄが冠水する。冷却水配管２７の傾斜管部２８及び直立管部２９内に流通する冷却水は、犠牲層２１を介して炉心溶融物Ｄを下面および側面から冷却し、一部が蒸気となり直立管部２９の配管出口２９ａから排出される。また、直立管部２９の配管出口２９ａから溢出した冷却水は、炉心溶融物Ｄを直接上面から冷却し、一部が蒸気となる。

炉心溶融物Ｄを冷却する過程で発生した蒸気は、図１及び図２に示すように、静的格納容器冷却系（図示せず）で凝縮されて冷却水タンク１１に戻される。冷却水タンク１１に戻された冷却水は、再び重力によりコアキャッチャ２０の配管群２５に供給され、犠牲層２１を介して炉心溶融物Ｄを再度冷却する。また、この蒸気は格納容器スプレー系（図示せず）で凝縮される場合もある。この凝縮水は、犠牲層２１上の炉心溶融物Ｄ上に流れ込み、炉心溶融物Ｄを再度冷却する。このように、冷却水が循環することにより、炉心溶融物Ｄは継続して上面及び下面から冷却される。

冷却水による炉心溶融物Ｄの上面からの除熱量が炉心溶融物Ｄの崩壊熱より小さい場合には、炉心溶融物Ｄによる犠牲層２１の侵食が進展する。熱抵抗材でもある犠牲層２１が侵食されて薄くなっていくと、配管群２５と炉心溶融物Ｄとの距離が接近し、冷却水による炉心溶融物Ｄの下面からの除熱量が増加する。この結果、冷却水による上面及び下面からの除熱量と炉心溶融物Ｄの崩壊熱とが釣り合う領域で犠牲層２１の侵食が停滞し、炉心溶融物Ｄの形状が安定する。

このように、コアキャッチャ２０で炉心溶融物Ｄを保持して冷却することができるので、原子炉格納容器２の床面の溶融貫通や炉心溶融物Ｄと原子炉格納容器２の床面のコンクリートとの反応により発生する非凝縮性ガスによる原子炉格納容器２の過圧破損を防止することができる。この結果、放射性物質の原子炉格納容器２外への漏出を防止することができる。

次に、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態の過酷事故時における特徴的な作用を説明する。先ず、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態を構成する犠牲層２１のうち、溶融物拡散耐熱層３２の作用を説明する。
炉心溶融物Ｄは、その主成分が二酸化ウラン（ＵＯ２）であり、崩壊熱により二酸化ウランの融点よりも高い温度（一般的に２５００℃程度）になっている。

原子炉圧力容器４から落下したこの高温の炉心溶融物Ｄは、先ず図５に示すコアキャッチャ２０の犠牲層２１の最上層である溶融物拡散耐熱層３２に接触し、その自重により溶融物拡散耐熱層３２上に拡がっていく。このとき、溶融物拡散耐熱層３２の温度は炉心溶融物Ｄの温度よりも低いため、炉心溶融物Ｄから溶融物拡散耐熱層３２への熱の移動が生じ、炉心溶融物Ｄの温度が低下する。

この温度低下により炉心溶融物Ｄの温度が融点以下になった場合、炉心溶融物Ｄが固化する。特に、炉心溶融物Ｄの薄く拡がった端部で固化が生じやすい。炉心溶融物Ｄの端部が固化すると、その固化部分により炉心溶融物Ｄの犠牲層２１上の拡散が堰き止められ、炉心溶融物Ｄが一部分の領域で固まってしまう可能性がある。

しかし、本実施の形態においては、溶融物拡散耐熱層３２を低熱伝導率の材料で形成しているので、炉心溶融物Ｄから溶融物拡散耐熱層３２への熱の移動が抑制される。このことにより、炉心溶融物Ｄの落下初期における温度低下が抑制されて、炉心溶融物Ｄの端部の固化が抑制される。このため、溶融状態を維持した炉心溶融物Ｄは、図２に示すように、犠牲層２１（図５に示す溶融物拡散耐熱層３２）上を可能な限り拡がっていく。この炉心溶融物Ｄの拡がりにより犠牲層２１下側に設けた配管群２５にかかる熱負荷が均一化され、コアキャッチャ２０の冷却性能が向上する。拡がった炉心溶融物Ｄと、各冷却水配管２７の直立管部２９及びペデスタル５との接触は、犠牲層２１の側面部２３により阻止される。

また、上述した炉心溶融物Ｄの冠水による冷却時においては、炉心溶融物Ｄの拡がりにより、犠牲層２１上に溢出した冷却水と炉心溶融物Ｄの上面との接触面積が増加し、炉心溶融物Ｄの上面からの除熱量が増加する。このため、炉心溶融物Ｄがより効率的に冷却される。

また、炉心溶融物落下の検知により配管群２５に冷却水を供給して炉心溶融物Ｄを冷却するが、安全性の観点から、何らかの原因により配管群２５への注水の遅れを想定する必要がある。この場合、炉心溶融物Ｄの崩壊熱によりコアキャッチャ２０を構成する配管群２５等の一部が過熱してその機能の一部が喪失し、コアキャッチャ２０の冷却性能が低下する虞がある。

しかし、本実施の形態においては、溶融物拡散耐熱層３２を低熱伝導率かつ高融点の材料で形成しているので、炉心溶融物Ｄから溶融物拡散耐熱層３２への熱の移動及び炉心溶融物Ｄの熱による溶融物拡散耐熱層３２の侵食が抑制される。このため、溶融物拡散耐熱層３２より下側に配置された配管群２５の過熱が防止され、炉心溶融物Ｄの落下から配管群２５への注水開始までの時間的余裕を確保することができる。すなわち、配管群２５への注水遅れが生じた場合でも、コアキャッチャ２０は、その機能を喪失することなく、炉心溶融物Ｄを一定時間保持することができる。また、溶融物拡散耐熱層３２の厚みをより厚くすることにより、注水遅れ時における炉心溶融物Ｄの保持可能な時間を延ばすことができる。

次に、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態を構成する犠牲層のうち、耐熱熱拡散層３１の作用を説明する。
犠牲層２１上に落下した炉心溶融物Ｄの崩壊熱は、まず図５に示す溶融物拡散耐熱層３２に伝わり、その後溶融物拡散耐熱層３２から耐熱熱拡散層３１に伝わり、最終的には耐熱熱拡散層３１下部の配管群２５内を流通する冷却水により除熱される。

溶融物拡散耐熱層３２を犠牲層２１の最上層とすることにより溶融物拡散耐熱層３２上で可能な限り拡がった炉心溶融物Ｄの崩壊熱は、高熱伝導率の材料で形成された耐熱熱拡散層３１によりコアキャッチャ２０全体に均一に拡散する。また、炉心溶融物Ｄが十分に拡がらず一部の領域に偏った状態である場合においても、炉心溶融物Ｄの崩壊熱は、耐熱熱拡散層３１によりコアキャッチャ２０全体に均一に拡散する。コアキャッチャ２０全体が均一に加熱されることにより、炉心溶融物Ｄが一部の領域に偏った状態であっても配管群２５にかかる熱負荷の偏りが抑制され、コアキャッチャ２０の冷却効率が向上する。この結果、過酷事故時における原子炉格納容器２の健全性が維持される。

また、炉心溶融物Ｄの崩壊熱により溶融物拡散耐熱層３２の大部分または全体が侵食された場合を想定しても、耐熱熱拡散層３１は高融点の材料で形成されているので、炉心溶融物Ｄの崩壊熱による耐熱熱拡散層３１の損傷は抑制される。このため、炉心溶融物Ｄからの直接加熱による配管群２５の損傷を防止することができる。

上述したように、本発明のコアキャッチャの第１の実施の形態によれば、多層構造の犠牲層２１の最上層を低熱伝導率かつ高融点の材料で形成した溶融物拡散耐熱層３２とし、犠牲層２１の冷却機構（配管群２５）の直上層を高熱伝導率かつ高融点の材料で形成した耐熱熱拡散層３１としたので、落下初期における炉心溶融物Ｄの固化を抑制すると共に炉心溶融物Ｄの崩壊熱をコアキャッチャ２０全体に略均一に拡散させることができる。これにより、冷却機構（配管群２５）にかかる熱負荷の偏りを抑制することができるので、コアキャッチャ２０の冷却性能の向上を図ることができる。この結果、過酷事故時における原子炉格納容器２の健全性を維持することができる。

また、本実施の形態によれば、犠牲層２１の最上層を低熱伝導率かつ高融点の材料で形成した溶融物拡散耐熱層３２としたので、配管群２５への注水遅れが生じた場合でも、一定時間、配管群２５の過熱による冷却機能の喪失を回避して炉心溶融物Ｄを保持することができる。この結果、コアキャッチャ２０の冷却性能を維持することができる。

［第２の実施の形態］
次に、本発明のコアキャッチャの第２の実施の形態を図６を用いて説明する。
図６は本発明のコアキャッチャの第２の実施の形態を構成する犠牲層、配管群、及び熱拡散層の一部を模式的に示す断面斜視図である。なお、図６において、図１乃至図５に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
図６に示す本発明のコアキャッチャの第２の実施の形態は、第１の実施の形態と大略同様に構成されるが、第１の実施の形態の配管群２５の下側に熱拡散層５３を設けている点が異なる。

コアキャッチャ５０の熱拡散層５３は、鉄の熱伝導率（８３．５Ｗ／ｍ・Ｋ）以上の高熱伝導率の材料で形成されている。このような特性を有する材料として、例えば、上記した第１の実施の形態の耐熱熱拡散層３１の材料と同様に、タングステン、モリブデン、ベリリア、炭化珪素、窒化アルミ、グラファイトを主成分とするものが挙げられる。また、上記した耐熱熱拡散層３１とは異なり高温になることがないことから、鉄、銅、アルミニウム等を主成分とする金属材料を用いることができる。

上述した本発明のコアキャッチャの第２の実施の形態によれば、第１の実施の形態の犠牲層２１と同様の犠牲層２１を備えているので、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、配管群２５の下側に高熱伝導率の材料で形成された熱拡散層５３を設けたので、配管群２５の各冷却水配管２７における冷却水の流量の偏り等による配管群２５の除熱量の偏りがあった場合でも、熱拡散を促進し、コアキャッチャ５０全体がより均一な熱分布となる。このため、配管群２５にかかる熱負荷の偏りがさらに低減され、コアキャッチャ５０の冷却性能のさらなる向上を図ることができる。この結果、過酷事故において原子炉格納容器２の健全性を維持することができる。

［第３の実施の形態］
次に、本発明のコアキャッチャの第３の実施の形態を図７を用いて説明する。
図７は本発明のコアキャッチャの第３の実施の形態を構成する犠牲層、配管群、及び熱遮断層の一部を模式的に示す断面斜視図である。なお、図７において、図１乃至図６に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
図７に示す本発明のコアキャッチャの第３の実施の形態は、第１の実施の形態と大略同様に構成されるが、第１の実施の形態の配管群２５の下側に熱遮断層６３を設けている点が異なる。

コアキャッチャ６０の熱遮断層６３は、ステンレス鋼の熱伝導率（２０．０Ｗ／ｍ・Ｋ）以下の低熱伝導率の材料で形成されている。このような特性を有する材料として、例えば、上記した第１の実施の形態の溶融物拡散耐熱層３２の材料と同様に、ジルコニア、アルミナ、マグネシア、カルシア、ハフニア、チタニア、ジルコン、ムライト、窒化ホウ素、窒化タンタル、窒化チタン、窒化ジルコニウム、酸化珪素、炭化チタン、炭化タンタル、及び炭化ジルコニウムを主成分とするものが挙げられる。また、上記した溶融物拡散耐熱層３２とは異なり高温になることがないことから、一般の断熱材を用いることもできる。熱遮断層６３は、配管群２５に伝わった崩壊熱が配管群２５下方に位置する原子炉格納容器底部２ａ（図２参照）の構造物に伝わることを抑制するものである。

熱遮断層６３を溶融物拡散耐熱層３２と同様の高融点の材料で形成した場合、配管群２５などの破損により冷却機能の一部を喪失したことを想定しても、熱遮断層６３が炉心溶融物Ｄを受け止めると共に、炉心溶融物Ｄの崩壊熱の原子炉格納容器底部２ａへの伝熱を低減する。このため、原子炉格納容器２の安全性が向上する。

上述した本発明のコアキャッチャの第３の実施の形態によれば、第１の実施の形態の犠牲層２１と同様の犠牲層２１を備えているので、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、配管群２５の下側に低熱伝導率の材料で形成した熱遮断層６３を設けたので、配管群２５下方に位置する原子炉格納容器底部２ａの構造物への伝熱を低減することができる。このことにより、この構造物に生じる熱応力が低減するので、原子炉格納容器２の安全性が向上する。

［第４の実施の形態］
次に、本発明のコアキャッチャの第４の実施の形態を図８を用いて説明する。
図８は本発明のコアキャッチャの第４の実施の形態を構成する犠牲層、配管群、熱拡散層、及び熱遮断層の一部を模式的に示す断面斜視図である。なお、図８において、図１乃至図７に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
図８に示す本発明のコアキャッチャの第４の実施の形態は、第２の実施の形態と大略同様に構成されるが、第２の実施の形態の熱拡散層５３の下側にさらに熱遮断層７４を設けている点が異なる。

コアキャッチャ７０の熱遮断層７４は、ステンレス鋼の熱伝導率（２０．０Ｗ／ｍ・Ｋ）以下の低熱伝導率の材料で形成されており、第３の実施の形態を構成する熱遮断層６３と同様のものである。このような特性を有する材料として、例えば、ジルコニア、アルミナ、マグネシア、カルシア、ハフニア、チタニア、ジルコン、ムライト、窒化ホウ素、窒化タンタル、窒化チタン、窒化ジルコニウム、酸化珪素、炭化チタン、炭化タンタル、及び炭化ジルコニウムを主成分とするものや一般の断熱材が挙げられる。

上述した本発明のコアキャッチャの第４の実施の形態によれば、熱拡散層５３下側に低熱伝導率の材料で形成された熱遮断層７４を設けたので、コアキャッチャ７０の冷却性能を向上させた上で、原子炉格納容器底部２ａ（図２参照）の構造物への伝熱を低減させ、その構造物に生じる熱応力の低減を図ることができる。このことにより、原子炉格納容器２の安全性が向上する。

［第５の実施の形態］
次に、本発明のコアキャッチャの第５の実施の形態を図９を用いて説明する。
図９は本発明のコアキャッチャの第５の実施の形態を示す断面図である。図９中、炉心溶融物Ｄを二点鎖線で示している。なお、図９において、図１乃至図８に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
本発明のコアキャッチャの第５の実施の形態は、第１の実施の形態と大略同様に構成されるが、冷却機構として、第１の実施の形態の配管群２５の代わりに犠牲層２１の下部の略全面に設けたヒートパイプ８５を用いる点が異なる。

具体的には、図９において、コアキャッチャ８０の冷却機構としてのヒートパイプ８５は、犠牲層２１の底部に沿って配設されており、原子炉格納容器２の外部に放熱部８６を有する。放熱部８６は、例えば、フィン構造で空冷式である。ヒートパイプ８５は、冷却材としての作動液が蒸発・凝縮することにより内部で循環流通し、炉心溶融物Ｄの崩壊熱を放熱部８６から原子炉格納容器２の外部に放出するものである。

上述した本発明のコアキャッチャの第５の実施の形態によれば、第１の実施の形態の犠牲層２１と同様の犠牲層２１を備えているので、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、配管群２５の代わりにヒートパイプ８５を設けたので、配管群２５を設けた場合のような注水遅れによる冷却機構（配管群２５）の損傷という問題が生じることはない。

［その他の実施の形態］
なお、上述した第１乃至第５の実施の形態においては、サプレッションチャンバ９を有する原子力格納容器２を備えた沸騰水型原子炉に本発明のコアキャッチャを適用した例を示したが、他の形式の原子炉、例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）にも適用可能である。

なお、上述した第１乃至第５の実施の形態においては、犠牲層２１を、溶融物拡散耐熱層３２及び耐熱熱拡散層３１で構成した２層構造とした例を示したが、犠牲層を、最上層の溶融物拡散耐熱層３２と配管群２５の直上層の耐熱熱拡散層３１との間に層を設けた三層以上の多層構造とすることも可能である。

また、上述した第１乃至第４の実施の形態においては、犠牲層２１の底部の中心部を通る分配配管２６と、分配配管２６から分岐し、分配配管２６の延びる方向に並んだ複数の冷却水配管２７とで構成した配管群２５の例を示した。しかし、配管群は、犠牲層２１の底部から炉心溶融物Ｄを冷却可能な構成であれば、様々な形状が可能である。例えば、配管群を、犠牲層２１の底部の中心部に設けた給水室と、犠牲層２１の底部に沿って給水室から放射状に延びる複数の配管とで構成することもできる。このような場合でも、多層構造の犠牲層２１を適用することができる。

なお、上述した第１乃至第４の実施の形態においては、コアキャッチャよりも上方に配置した冷却水タンク１１から重力による静的な方法で冷却水を配管群２５に供給した例を示したが、電力やタービン駆動で作動するポンプなどの動的な注水設備を用いて冷却水を配管群２５に供給することもできる。また、原子炉格納容器２の外部に接続口を設け、その接続口に非常設のポンプ（例えば、消防ポンプ車）を接続することで冷却水を配管群２５に供給することも可能である。

また、上述した第１乃至第４の実施の形態においては、コアキャッチャの冷却材の水源として、コアキャッチャよりも上方に配置した冷却水タンク１１を用いた例を示したが、冷却材としての水を貯留したサプレッションチャンバ９を用いることもできる。この場合、配管群２５の配管出口２９ａをサプレッションチャンバ９の水面よりも下方に設けることで、上記の冷却水タンク１１と同様に、動的機器を用いることなく配管群２５への注水が可能となる。

なお、上述した第１乃至第４の実施の形態においては、冷却水タンク１１と分配配管２６とを接続する供給配管１２を１系統とした例を示したが、供給配管１２を複数系統とすることもできる。

また、上述した第１乃至第４の実施の形態においては、犠牲層２１の側面部２３の位置を配管群２５の配管出口２９ａよりも高い位置とした例を示したが、犠牲層２１の側面部２３の位置を配管出口２９ａよりも低い位置とすることも可能である。

なお、上述した第５の実施の形態においては、放熱部８６を空気で冷却する例を示したが、放熱部８６を、作動流体により熱交換する熱交換器で冷却することもできる。

また、本発明は上述した第１乃至第５の実施の形態に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易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。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。

２ 原子炉格納容器
４ 原子炉圧力容器
９ サプレッションチャンバ（水源）
１１ 冷却水タンク（水源）
２０、５０、６０、７０、８０ コアキャッチャ
２５ 配管群（冷却機構）
２１ 犠牲層
３２ 溶融物拡散耐熱層
３１ 耐熱熱拡散層
５３ 熱拡散層
６３ 熱遮断層
７４ 熱遮断層
８５ ヒートパイプ（冷却機構）
８６ 放熱部
Ｄ 炉心溶融物

Claims (8)

1. 原子炉格納容器に格納された原子炉圧力容器の下方に設置され、過酷事故時に前記原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を受け止める多層構造の犠牲層と、
   前記犠牲層の下部に設けられ、過酷事故時に冷却材が流通する冷却機構とを備え、
   前記犠牲層は、ステンレス鋼の熱伝導率以下の低熱伝導率、かつ、ステンレス鋼の融点以上の高融点の材料で形成され、落下した炉心溶融物が最初に接触する最上層としての溶融物拡散耐熱層と、鉄の熱伝導率以上の高熱伝導率、かつ、ステンレス鋼の融点以上の高融点の材料で形成され、前記冷却機構の直上層としての耐熱熱拡散層とを有し、
   前記冷却機構の下側に設けられ、鉄の熱伝導率以上の高熱伝導率の材料で形成された熱拡散層を更に備える
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
2. 請求項１に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記溶融物拡散耐熱層は、ジルコニア、アルミナ、マグネシア、カルシア、ハフニア、チタニア、ジルコン、ムライト、窒化ホウ素、窒化タンタル、窒化チタン、窒化ジルコニウム、酸化珪素、炭化チタン、炭化タンタル、及び炭化ジルコニウムのいずれか１つを主成分とする材料で形成される
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
3. 請求項１又は２に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記耐熱熱拡散層は、タングステン、モリブデン、ベリリア、炭化珪素、窒化アルミ、グラファイトのいずれか１つを主成分とする材料で形成される
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
4. 請求項１乃至３のいずれか１項に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記熱拡散層は、ベリリア、炭化珪素、窒化アルミ、グラファイト、及び金属のいずれか１つを主成分とする材料で形成される
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
5. 請求項１乃至４のいずれか１項に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記熱拡散層の下側に設けられ、ステンレス鋼の熱伝導率以下の低熱伝導率の材料で形成された熱遮断層を更に備える
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
6. 請求項５に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記熱遮断層は、ジルコニア、アルミナ、マグネシア、カルシア、ハフニア、チタニア、ジルコン、ムライト、窒化ホウ素、窒化タンタル、窒化チタン、窒化ジルコニウム、酸化珪素、炭化チタン、炭化タンタル、及び炭化ジルコニウムのいずれか１つを主成分とする材料、または断熱材で形成される
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
7. 請求項１乃至６のいずれか１項に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記冷却機構は、過酷事故時に水源から冷却水が供給される配管群である
   ことを特徴とするコアキャッチャ。
8. 請求項１乃至６のいずれか１項に記載のコアキャッチャにおいて、
   前記冷却機構は、前記原子炉格納容器の外部に放熱部を有するヒートパイプである
   ことを特徴とするコアキャッチャ。

Images