JP6878203B2 - 炉心溶融物受け装置およびその設置方法、耐熱部品、ならびに原子力施設 - Google Patents

Description

この発明の実施形態は、耐熱部品、ならびに、原子炉事故時に炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置とその設置方法、ならびに、炉心溶融物受け装置を備えた原子力施設に関する。

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などにより冷却水が喪失すると、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。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。

しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記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想定され得る。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り、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ことが考えられる。このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器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に至ることが考えられる。

炉心溶融物（溶融炉心、デブリ）は、原子炉格納容器床と、床に設置しているドレンサンプに張られたコンクリートを加熱し、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り、また、コンクリートの溶融浸食により原子炉格納容器バウンダリを破損させたり、原子炉格納容器構造強度を低下させる可能性がある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると、原子炉格納容器破損に至り、原子炉格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出される恐れがある。

また、通常原子炉格納容器の下部に位置するドレンサンプに炉心溶融物が侵入すると、炉心溶融物の体積に比して炉心溶融物の上面の面積が小さいため、仮に、注水ラインで原子炉格納容器の下部に注水したとしても、炉心溶融物の温度が低下せず、ドレンサンプ底部の侵食が継続する恐れがある。

この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、炉心溶融物底部のコンクリートとの接触面の温度を浸食温度以下（一般的なコンクリートで１５００Ｋ以下）に冷却するか、炉心溶融物とコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。そのため、炉心溶融物が落下した場合に備えて様々な対策が提案されている。代表的なものがコアキャッチャと呼ばれるもので、落下した炉心溶融物を耐熱材で受け止めて、注水手段と組み合わせて炉心溶融物の冷却を図る設備である。

原子炉格納容器の内壁および床であるペデスタルに落下した炉心溶融物の上面に冷却水を注水しても、炉心溶融物の底部での除熱量が小さいと、崩壊熱によって炉心溶融物底部の温度が高温のまま維持され、ペデスタルのコンクリート侵食を停止することができないことがありうる。そのため、炉心溶融物を底面から冷却するという方法もいくつか提案されている。また、冷却流路は用いずに、耐熱材のみを格納容器床面に敷設するコリウムシールドと呼ばれる簡易なものもある。耐熱材の敷設方法についても、溝や突起のかみ合いを利用した結合方式が提案されている。

特許第３１５０４５１号公報

ところで、上述したコアキャッチャを用いる方式では、炉心溶融物の保持と、保持するための構造物を熱的に保護するために、耐熱材を敷き詰め、その外側を冷却水により自然循環するシステムにより冷却する。また、格納容器床面に、直接耐熱材を敷き詰める方式では、床面のコンクリートを熱的に防護している。上述のコアキャッチャにおける耐熱材、または、格納容器床面に敷設された耐熱材は、地震によるずれ、圧力容器下部構造物落下による機械衝撃、常時運転時の炉水浸漬による性質変化、炉心溶融物落下時の短期的なインピンジメント、炉心溶融物と耐熱材の長期的な熱・化学浸食等の要因により、破損、崩落する可能性がある。そのため、炉心溶融物を保持する際に、本来の機能を十分に発揮できない可能性がある。

本実施形態は、上記事情を踏まえたものであって、その目的は、耐熱材料のずれや破損等の可能性が低減され、しかもその施工が容易な炉心溶融物受け装置およびその設置方法、耐熱部品、ならびに炉心溶融物受け装置を備えた原子力施設を提供することにある。

上記課題を解決するために、本実施形態に係る炉心溶融物受け装置は、炉心を収容する原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に設置固定されて、事故時に前記炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置であって、所定の設置面に沿って並べられた複数の密閉容器と、前記密閉容器それぞれの内部に収容されて前記密閉容器内に固定された複数の耐熱部材と、前記密閉容器と耐熱部材の間および互いに隣接する複数の前記耐熱部材の対向部に充填された耐熱材料からなる粉粒体と、を備えたことを特徴とする。

また、本実施形態に係る原子力施設は、炉心と、前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に設置固定されて、事故時に前記炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置と、を備えた原子力施設であって、前記炉心溶融物受け装置は、所定の設置面に沿って並べられた複数の密閉容器と、前記密閉容器それぞれの内部に収容されて前記密閉容器内に固定された複数の耐熱部材と、前記密閉容器と耐熱部材の間および互いに隣接する複数の前記耐熱部材の対向部に充填された耐熱材料からなる粉粒体と、を有すること、を特徴とする。

また、本実施形態に係る炉心溶融物受け装置設置方法は、事故時に炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置を、前記炉心を収容する原子炉圧力容器の下方の原子炉格納容器内に設置固定する方法であって、複数の密閉容器に複数の耐熱部材を収容固定する収容固定ステップと、複数の密閉容器と前記耐熱部材の間および互いに隣接する前記耐熱部材の対向部に耐熱材料からなる粉粒体を充填する充填ステップと、前記充填ステップの後に前記複数の密閉容器を密閉する密閉ステップと、前記密閉ステップの後に前記複数の密閉容器を所定の設置面に沿って並べて固定する容器設置ステップと、を備えたことを特徴とする。

また、本実施形態に係る耐熱部品は、所定の設置面に沿って複数並べられる耐熱部品であって、密閉容器と、前記密閉容器それぞれの内部に収容されて前記密閉容器内に固定された複数の耐熱部材と、前記密閉容器と耐熱部材の間および互いに隣接する複数の前記耐熱部材の対向部に充填された耐熱材料からなる粉粒体と、を備えたことを特徴とする。

本実施形態によれば、耐熱材料のずれや破損等の可能性が低減され、しかもその施工が容易である。

第１の実施形態に係る原子炉格納容器の構成を示す模式的立断面図。 図１のコアキャッチャとその周辺を拡大して示す模式的立断面図。 図２の炉心溶融物受け装置の一部を拡大して示す斜視図。 図３の炉心溶融物受け装置を構成する一つの耐熱密閉容器の内部構造を示す斜視図。 図４の耐熱密閉容器の底板を取り出して示す斜視図。 図４の固定具の一つを取り出して示す斜視図。 第１の実施形態に係る炉心溶融物受け装置の設置方法の手順の一例を示すフロー図。 第２の実施形態に係る炉心溶融物受け装置を示す模式的立断面図。 第３の実施形態に係る炉心溶融物受け装置を示す模式的立断面図。

以下、図面を参照して、本発明の実施形態について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。

［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る原子力施設の構成を示す模式的立断面図である。図２は、図１のコアキャッチャとその周辺を拡大して示す模式的立断面図である。図３は、図２の炉心溶融物受け装置の一部を拡大して示す斜視図である。図４は、図３の炉心溶融物受け装置を構成する一つの耐熱密閉容器の内部構造を示す斜視図である。図５は、図４の耐熱密閉容器の底板を取り出して示す斜視図である。図６は、図４の固定具の一つを取り出して示す斜視図である。

図１に示す原子力施設１００は沸騰水型原子力施設であって、原子炉格納容器１２内に原子炉圧力容器１０が配置されている。原子炉圧力容器１０内に炉心１１が収容されている。原子炉格納容器１２内空間は、原子炉圧力容器１０を収容するドライウェル１３と、圧力抑制プール１４を収容するウェットウェル１５を含む。ドライウェル１３と圧力抑制プール１４はベント管１６で連絡している。

原子炉圧力容器１０は、コンクリート製で上部が開放された円筒状のペデスタル１７によって支持されている。ペデスタル１７の底部は、ほぼ円形でコンクリート製のペデスタル底部１８が形成されている。ドライウェル１３のうち、ペデスタル１７に囲まれて、原子炉圧力容器１０の下方、かつペデスタル底部１８の上方の空間をペデスタル空間１９と呼ぶ。ペデスタル１７の周りを囲んでウェットウェル１５が形成されている。

ペデスタル底部１８の一部は掘り込まれてドレンサンプ２０が形成されている。ただし、図２ではドレンサンプ２０の図示を省略している。ドレンサンプ２０内には、図示しない漏水検出のための検出器が配置されている。

ペデスタル底部１８の上にコアキャッチャ２１が配置されている。コアキャッチャ２１は、炉心溶融事故時に、原子炉圧力容器１０の底部を突き破って落下する炉心溶融物を保持し、冷却できる構造となっている。

なお、既設炉には上述のようにドレンサンプ２０が形成されていることが多いが、コアキャッチャ２１の設置にあたってドレンサンプ２０とは別に漏水検出機能を有する構成を設けることも考えられる。このような構成の例としては、コアキャッチャ２１に検出器を設置する、コアキャッチャ２１の上方に漏水捕集用の床を設置する、といったものが考えられる。このような構成を適用するに際しては、ドレンサンプ２０はそのままにしても撤去してもよい。また、プラント建設時にコアキャッチャ２１を設置する場合は、ドレンサンプ２０を設けずに、上述したドレンサンプ２０とは異なる漏水検出機能を有する構成を設けることも考えられる。

事故時に原子炉格納容器１２の外側からコアキャッチャ２１の上方に冷却水を供給するための注水配管２３が設けられ、注水配管２３の途中でペデスタル空間１９内に注水弁２４が設けられている。

コアキャッチャ２１は、図２に示すように、ペデスタル底部１８の上で水平に広がるほぼ円形の水平支持部３０と、水平支持部３０の周囲に沿って上方に延びる側壁部３１とを備えている。水平支持部３０とペデスタル底部１８との間、および、側壁部３１とペデスタル１７との間に冷却水流路が形成されている。冷却水流路は、仕切板６０によって仕切られ、自然循環が促進されるように構成されている。詳細の図示は省略するが、仕切板６０は、コアキャッチャ２１、ペデスタル底部１８およびペデスタル１７との間隔を適宜保つようにして支持されている。図２で、冷却水の流れの向きを矢印Ａで示している。

原子炉事故時に、注水配管２３および注水弁２４を通じてペデスタル空間１９内に流入した冷却水は、ペデスタル１７内面に沿う環状の下降流路３２内を下降し、その後、ペデスタル底部１８に沿う底部求心流路３３内をペデスタル底部１８の中央へ向かって流れる。その後、冷却水は、中央上昇流路３４内を上昇し、水平支持部３０の下面に沿って径方向外側へ向かう遠心流路３５内を流れ、その後、側壁部３１の外面に沿う環状の上昇流路３６内を上昇し、上昇流路３６の出口から流出した冷却水の一部はふたたび下降流路３２へ、一部は炉心溶融物受け装置４０の内側へ流入するように構成されている。

水平支持部３０の上面および側壁部３１の内面（所定の設置面）に沿って、炉心溶融物受け装置４０を構成する複数の耐熱密閉容器（密閉容器）４１が敷き詰められている。耐熱密閉容器４１のそれぞれが、後述するように耐熱材料を内包した耐熱部品である。各耐熱密閉容器４１はほぼ直方体である。ただし、水平支持部３０の上面は全体でほぼ円形であるから、たとえば図３に示すように、各耐熱密閉容器４１の上面形状を台形にして、全体で円形となるように並べればよい。図３は、径方向に並べられた互いに隣接する２列の耐熱密閉容器４１を示している。この場合、径方向中央には、たとえば、正多角柱状の耐熱密閉容器４１（図示せず）を配置すればよい。図３に示す配置とは異なる例として、複数の直方体状の耐熱密閉容器４１を水平に縦横に並べ、周辺部には三角柱状の耐熱密閉容器の配置することによって、全体で円柱状に近い多角柱状としてもよい。

各耐熱密閉容器４１は、図４に示すように、容器底板４２と、容器底板４２の上部を覆って水密に封止される容器カバー４３とを有している。ただし、図４では、容器カバー４３を取り付ける前の状態を示し、容器カバー４３の外形は２点鎖線で示している。耐熱密閉容器４１の構成材料は、ステンレス鋼やタングステンなどの高融点耐熱材料であって、炉心溶融物（デブリ）の成分に対して不活性な材料であることが望ましい。

各耐熱密閉容器４１の中に１個ないし複数個（本実施形態では４個として説明する）の耐熱部材４７が配置され、各耐熱部材４７は固定具４４によって容器底板４２上に固定されている。図４に示すように、各耐熱部材４７はたとえば直方体状であり、酸化ジルコニウム（ジルコニア）や酸化アルミニウム（アルミナ）などの耐熱材料からなる。容器底板４２の上面には耐熱部材４７の下部が嵌め込まれる窪み４５が形成されており、耐熱部材４７が安定して固定されるように構成されている。固定具４４は、図６に示すように、耐熱部材４７の側部および上部を囲んで取り付けられ、ボルト穴４６にボルト（図示せず）を通し、容器底板４２の上面に形成したねじ穴（図示せず）にボルトを締め込むことにより取り付けることができる。

二つの互いに隣接する耐熱部材４７の間には、モルタルなどの耐熱材料からなる粉粒体５０が充填されている。図４の例では、二つの互いに隣接する耐熱部材４７の対向部の一部にのみ粉粒体５０が充填されているが、耐熱密閉容器４１の中のすべての隙間を粉粒体５０で充填してもよい。粉粒体５０は、セメントをもとにした市販のモルタルでもよいし、酸化ジルコニウムを含むものを粉末状にしたものでもよい。

炉心溶融物受け装置４０を構成する複数の耐熱密閉容器４１を水平支持部３０の上面および側壁部３１の内面（所定の設置面）に沿って並べて設置するに当たっては、たとえば、アンカーボルト（図示せず）を用いることができる。すなわち、設置面に複数のアンカーボルトを設置し、耐熱密閉容器４１にアンカーボルトが貫通するボルト穴（図示せず）を設け、アンカーボルトにナット（図示せず）を締め付けることにより、耐熱密閉容器４１を固定することができる。また、互いに隣接する耐熱密閉容器４１同士を結合部材（図示せず）によって結合してもよい。

耐熱密閉容器４１が水密であることから、原子炉圧力容器に接続された配管からの漏洩等の、過酷事故ではない事象で冷却水が炉心溶融物受け装置４０上に落下した場合に、冷却水が耐熱密閉容器４１内部へ侵入して内部の耐熱部材４７等が劣化するのを防止することができる。

ここで、本実施形態の炉心溶融物受け装置４０を原子炉格納容器１２内に設置する方法について、図７を参照して説明する。図７は第１の実施形態に係る炉心溶融物受け装置の設置方法の手順の一例を示すフロー図である。

はじめに、複数の耐熱密閉容器４１内それぞれに、複数の耐熱部材４７を収容して、固定具４４により耐熱密閉容器４１内に固定する（耐熱部材固定ステップＳ１）。ただし、このときは、容器カバー４３が外されていて、耐熱密閉容器４１は密閉されていない。

つぎに、耐熱密閉容器４１内の複数の耐熱部材４７同士の隙間や耐熱密閉容器４１と耐熱部材４７の隙間などに、耐熱材料からなる粉粒体５０を充填する（充填ステップＳ２）。

つぎに、耐熱密閉容器４１の容器カバー４３を容器底板４２に被せて容器カバー４３と容器底板４２とを溶接などにより水密に接合する（密閉ステップＳ３）。

以上のステップＳ１〜Ｓ３は原子炉格納容器１２の外で行うことができる。

つぎに、密閉された耐熱密閉容器４１を原子炉格納容器１２内に搬入する（搬入ステップＳ４）。

つぎに、原子炉格納容器１２内に搬入された耐熱密閉容器４１を水平支持部３０の上面および側壁部３１の内面（所定の設置面）に沿って並べる（容器設置ステップＳ５）。

この実施形態によれば、耐熱部材４７が耐熱密閉容器４１内に収納されて固定されていることから、たとえば、圧力容器下部構造物落下による機械衝撃、常時運転時の炉水による耐熱材浸水、地震による耐熱材のずれを防止できる。

また、耐熱密閉容器４１に高融点でデブリ成分と不活性な材料等を用いることで、炉心溶融物落下時の短期的なインピンジメントを防止することができる。耐熱部材４７の材料として酸化ジルコニウムなどの耐熱材料を用いることにより、炉心溶融物による長期的な侵食を抑制することができる。耐熱部材４７間に耐熱材料からなる粉粒体５０を充填することにより、高温状態の際にも粉粒体５０が溶融しにくく、かつ耐熱部材４７の熱膨張による伸びを吸収することができ、耐熱部材４７の破損を防止することができる。これにより、耐熱部材４７の位置ずれ、破損、崩落する要因の影響を限りなく小さくし、耐熱部材４７の本来の機能を引き出すことができる。

なお、コアキャッチャ２１が炉心溶融物を保持できる時間の観点、炉心溶融物受け装置４０を介しての炉心溶融物と冷却水の熱交換の観点では、耐熱密閉容器４１内の体積を耐熱部材４７が占める割合が高く、かつすべての隙間に粉粒体５０を充填することが好ましい。より具体的には、耐熱密閉容器４１内の耐熱材料の質量が大きいほど炉心溶融物を長時間保持できるため、耐熱材部材４７の占める割合が高いことが望ましい。また、粉粒体５０の占める割合が大きいほど充填や充填率管理等の工程時間が長くなることから、製作性の観点からも耐熱材４７の占める割合が大きいことが望ましい。したがって、耐熱材４７を設置したのちの固定具４４取り付け等の作業性と、上述した耐熱部材４７の熱膨張の吸収に十分な隙間が確保される前提の下で、耐熱部材４７は大きいほど好ましい。また、耐熱密閉容器４１内の耐熱材料の質量の増大や熱交換の効率向上の観点から、隙間は空間とせず粉粒体５０で充填するほうが望ましい。

他方で、耐熱密閉容器４１内の耐熱材料の熱膨張による伸びを吸収できるように、隙間を完全に粉粒体５０で充填せず一定の空間を確保するか、粉粒体５０の充填率が所定以下となるようにする。

さらに、本実施形態によれば、各耐熱密閉容器４１内に複数の耐熱部材４７が収納されて固定されていることから、原子炉格納容器１２の外で、各耐熱密閉容器４１内に複数の耐熱部材４７を収納し固定して、各耐熱密閉容器４１を密閉した後に原子炉格納容器１２内に搬入して、これらの耐熱密閉容器４１を設置することができ、原子炉格納容器１２内への搬入および原子炉格納容器１２内での設置作業を効率よく進めることができる。

なお、上記説明で、「耐熱」という表現には、高温における強度が大きいこと、融点が高いこと、高温の炉心溶融物との反応性が低いこと、が含まれている。

図１および図２に示すコアキャッチャ２１では、水平支持部３０が水平に広がっているものとしたが、変形例として、この水平支持部３０が、中央が低く周辺部が高くなったボウル状（すり鉢状）であってもよい。そのような形状であれば、冷却水の自然循環のさらなる促進が期待される。

また、耐熱密閉容器４１や耐熱部材４７は、設置面の形状に応じて種々の形状をとることができる。特に、既存の構造物が存在するペデスタル空間の底部や壁に敷設する場合やコアキャッチャ２１の形状・構造によっては、他の構造物との干渉等を考慮して複雑な形状とすることが望ましい場合も考えられる。このような場合、金属製で加工が容易な耐熱密閉容器４１を複雑な形状とし、その内部は直方体等の耐熱部材４７を配して粉粒体５０を充填すればよいため、耐熱部材４７を複雑な形状に形成するよりも製作性が向上する。

［第２の実施形態］
図８は、第２の実施形態に係る炉心溶融物受け装置を示す模式的立断面図である。この実施形態では、原子炉格納容器１２内にコアキャッチャ２１（図１、図２）が設置されておらず、炉心溶融物受け装置４０を構成する複数の耐熱密閉容器４１が、ペデスタル底部１８の上面およびペデスタル１７の内面（所定の設置面）に沿って敷き詰められている。その他の構成は第１の実施形態と同様である。ここでは、ドレンサンプ２０（図１）の図示は省略する。

この実施形態では、原子炉格納容器１２内にコアキャッチャが設置されていない場合において、コンクリート製のペデスタル底部１８の上面やペデスタル１７の内面に炉心溶融物が直接接触するのを避けることができる。その他の作用・効果は第１の実施形態と同様である。

［第３の実施形態］
図９は、第３の実施形態に係る炉心溶融物受け装置を示す模式的立断面図である。この実施形態は、第２の実施形態の変形であって、複数の耐熱密閉容器４１同士の間に隙間５３が形成されている。その他の構成は第２の実施形態と同様である。

この実施形態では、耐熱密閉容器４１が熱膨張した場合に、耐熱密閉容器４１同士が干渉して破損することを避けることができる。

なお、図９に示す例では、ペデスタル１７の内面とペデスタル底部１８の上面との接合部付近に隙間５３が形成されているが、その他の位置でも、ペデスタル１７の内面またはペデスタル底部１８の上面と耐熱密閉容器４１との間、または互いに隣接する耐熱密閉容器４１同士の間に隙間を形成することにより、耐熱密閉容器４１などの熱膨張による耐熱密閉容器４１などの破損を避けることができる。

上記説明では、この第３の実施形態は、第２の実施形態の変形として、耐熱密閉容器４１をペデスタル１７の内面およびペデスタル底部１８の上面に沿って並べるものとした。この実施形態の変形として、第１の実施形態と同様に、コアキャッチャ２１の水平支持部３０の上面および側壁部３１の内面（図２参照）に沿って耐熱密閉容器４１を並べる場合に、耐熱密閉容器４１同士の間、または、耐熱密閉容器４１と水平支持部３０の上面または側壁部３１の内面との間に隙間を形成することにより、同様の効果を得ることができる。

［他の実施形態］
以上、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。これら新規な実施形態は、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ともに、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。

例えば、第１の実施形態において、炉心溶融物の保持や炉心溶融物受け装置４０を介しての炉心溶融物と冷却水の熱交換について必要な性能を満たせるのであれば、耐熱密閉容器４１内に耐熱部材４７を配さずに粉粒体５０を充填した構成でもよい。このような構成によっても、地震や機械的衝撃等による耐熱材料の破損や水による劣化等の可能性の低減、また設置面に並べる施工が容易といった効果を奏する。

１０…原子炉圧力容器、 １１…炉心、 １２…原子炉格納容器、 １３…ドライウェル、 １４…圧力抑制プール、 １５…ウェットウェル、 １６…ベント管、 １７…ペデスタル、 １８…ペデスタル底部、 １９…ペデスタル空間、 ２０…ドレンサンプ、 ２１…コアキャッチャ、 ２３…注水配管、 ２４…注水弁、 ３０…水平支持部、 ３１…側壁部、 ３２…下降流路、 ３３…底部求心流路、 ３４…中央上昇流路、 ３５…遠心流路、 ３６…上昇流路、 ４０…炉心溶融物受け装置、 ４１…耐熱密閉容器（密閉容器）、 ４２…容器底板、 ４３…容器カバー、 ４４…固定具、 ４５…窪み、 ４６…ボルト穴、 ４７…耐熱部材、 ５０…粉粒体、 ５３…隙間、 ６０…仕切板、 １００…原子力施設

Claims (12)

1. 炉心を収容する原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に設置固定されて、事故時に前記炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置であって、
   所定の設置面に沿って並べられた複数の密閉容器と、
   前記密閉容器それぞれの内部に収容されて前記密閉容器内に固定された複数の耐熱部材と、
   前記密閉容器と耐熱部材の間および互いに隣接する複数の前記耐熱部材の対向部に充填された耐熱材料からなる粉粒体と、
   を備えたことを特徴とする炉心溶融物受け装置。
2. 前記設置面は前記原子炉格納容器内の床面であることを特徴とする請求項１に記載の炉心溶融物受け装置。
3. 前記設置面は前記原子炉格納容器内の床面の上方に位置し、前記設置面と前記床面との間に冷却水が流通する冷却水流路が形成されていることを特徴とする請求項１に記載の炉心溶融物受け装置。
4. 前記密閉容器同士の間または前記密閉容器と前記設置面との間に、前記密閉容器の熱膨張を吸収するための隙間が形成されていること、を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の炉心溶融物受け装置。
5. 前記耐熱部材の耐熱温度は前記粉粒体および前記密閉容器の耐熱温度と同等以上であること、を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の炉心溶融物受け装置。
6. 前記耐熱部材はジルコニアを含むこと、を特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の炉心溶融物受け装置。
7. 前記密閉容器は金属材料からなること、を特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の炉心溶融物受け装置。
8. 前記密閉容器の内部に配置されて前記密閉容器に前記複数の耐熱部材を固定する固定具をさらに備えたこと、を特徴とする請求項１ないし請求項７のいずれか一項に記載の炉心溶融物受け装置。
9. 前記複数の密閉容器の少なくとも一つの密閉容器内の底部に、前記耐熱部材の少なくとも一つが嵌め込まれた窪みが形成されていること、を特徴とする請求項１ないし請求項８いずれか一項に記載の炉心溶融物受け装置。
10. 炉心と、
    前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、
    前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、
    前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に設置固定されて、事故時に前記炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置と、
    を備えた原子力施設であって、
    前記炉心溶融物受け装置は、
    所定の設置面に沿って並べられた複数の密閉容器と、
    前記密閉容器それぞれの内部に収容されて前記密閉容器内に固定された複数の耐熱部材と、
    前記密閉容器と耐熱部材の間および互いに隣接する複数の前記耐熱部材の対向部に充填された耐熱材料からなる粉粒体と、
    を有すること、を特徴とする原子力施設。
11. 事故時に炉心が溶融した場合に生じる炉心溶融物を受け止める炉心溶融物受け装置を、前記炉心を収容する原子炉圧力容器の下方の原子炉格納容器内に設置固定する方法であって、
    複数の密閉容器に複数の耐熱部材を収容固定する収容固定ステップと、
    複数の密閉容器と前記耐熱部材の間および互いに隣接する前記耐熱部材の対向部に耐熱材料からなる粉粒体を充填する充填ステップと、
    前記充填ステップの後に前記複数の密閉容器を密閉する密閉ステップと、
    前記密閉ステップの後に前記複数の密閉容器を所定の設置面に沿って並べて固定する容器設置ステップと、
    を備えたことを特徴とする炉心溶融物受け装置設置方法。
12. 所定の設置面に沿って複数並べられる耐熱部品であって、
    密閉容器と、
    前記密閉容器それぞれの内部に収容されて前記密閉容器内に固定された複数の耐熱部材と、
    前記密閉容器と耐熱部材の間および互いに隣接する複数の前記耐熱部材の対向部に充填された耐熱材料からなる粉粒体と、
    を備えたことを特徴とする耐熱部品。

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