JPH01503732A - 原子炉の溶融炉心の地中への浸透を阻止する装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるため要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 原子炉の溶融炉心の地中への浸透を阻止する装ｄ本発明は、特に原子炉が制御不 能となってモスポールの状態（ｍｏｔｈ　ｂａｌｌｅｄ）になったときに原子炉 の溶融炉心の地中への浸透を阻止する装置に関する。

支泉且薫 本発明を明確にするために、ウランの核分裂により運転される原子炉は一般に、 コンクリート容器２内に配置された原子炉そのものを含む炉心１（第３図）から なることを思い出してほしい。容器そのものは格納容器として知られる他の容器 ３内に密閉され、容器３もまたコンクリート製であってかっ「ぺた基礎（ラフト ：　ｒａｆｔ）　Ｊとして知られる基８１４を有し、基８１４は４ないし５ｍの 厚さを有しかつ一般には耐震構造を形成するように杭で支持される。

最近発生した原子力発電所の事故から、炉心溶融にまで導きかねないような主要 事故の危険性の存在の可能性があることがわかった。このような場合および特に フランスに建設された種類の発電所において、二重遮蔽およびフィルタを有する 系は放射線エマネーション（放射）を容器内部に閉じ込めることを可能にする。

一方実際には、コリラムの溶融物質は阻止することができないことは確かであり 、これにより保護施設および格納容器の基礎部分の強度に影響を与えさらには地 下水にまで影響する危険性が存在する。

原子炉の炉心崩壊につながるような事故が発生すると、人は本質的に次のものか らなる溶融物質に暴露されることになるニー　ｌ化物相、これは主として酸化ウ ランおよび酸化ジルコニウムを含む核分裂生成物を含むのでエネルギーを有して いる、−金属相、これは主として鋼、ジルカロイ、クロームおよび種々のその他 金属からなる。

［コリラム（Ｃｏｒｉｕｍ）　Ｊと呼ばれるこの物質はかなり多量のエネルギー を有し、初期出力が約１０００８Ｈの原子炉の場合は１日または２日後でもなお 約１０から１５８−の残留出力を有し、またある種の元素の放射能によりおよび コンクリートが分解するときの発熱反応により約２０００℃と推定される温度を 有する。

溶融物質はべた基礎を侵食してそれを分解し、また数時間後の侵食速度は数ｃｍ 　／　ｈになるものと思われる。数日後にはコリラムは容赦なくべた基礎の下部 構造のコンクリートを貫通して地盤にまで到達するであろう。

さらにコリラムがべた基礎を貫通すると直ちに、格納容器のシール性はもはや失 われて放射性ガスが漏出するであろう。

１１亘工且Ｉ 制御不能となった原子炉により形成される危険性を考えると、コリラムが地盤に 到達する前にコリラムを阻止して、この結果漏洩による地盤および大気の汚染に 含まれる主要な危険性を排除するような手段を見出すことが必要である。

この種の装置は次の二重機能を有しなければならない。

−　コリラムと接触したとぎ、装置は耐火性であって約２０００から２５００℃ まで上記成分に対し化学的に不活性でなければならない。

−装置はコリラムにより発生された残留熱流速を放散しかつコリラムと耐火材と の境界温度を低下させなければならない。

さらにこの不活性かつ耐火性の材料は、熱流束を放熱し伝達させるように設計さ れかつそのような寸法を有する冷却回路と組合せられなければならない。

現在のところ、これらの両方の機能を有しかつこのような温度範囲において高い 熱伝導率を有する単一材料は知られていない。したがってこれらの両方の機能は 別々に各々適当な材料により行われなければならない。

フランス特許出願（ＦＲ）第２３３６７７２号は、二酸化トリウムまたは二酸化 ウランのような高融点材料の層からなる原子炉の安全ピット用保護被覆であって 、これがこの非溶融材料の層の下にグラフフィトのような良熱伝η性材料を含む ことを特徴とする安全ピット用保１１ｉｉを開示する。しかしながら、原子炉が モスポールの状態になった場合にこの装置は溶融コリラムの降下に直接露出され 、（第２図に示すように）まだ拡がっていないでなお２０００℃の温度であるコ リラムは、貯留池の中央部分を急速に破壊しかつｌ１ｉｌＪ御不能の状態でその 降下を継続するという危険性をもっている。

発明の目的 上記のことを考慮して、本発明の目的である原子炉の溶融炉心の地中への浸透を 阻止するための手段は、適当な冷却系統の上に載せられたきわめて良熱伝導性の グラファイトからなる円形池を含むものとなろう。貯留池の内面はグラファイト が最適な温度範囲内に入るように計算された厚さの酸化ジルコニウムの層で被覆 されよう。池は、それがぺた基礎内でコリラムの進行を遮断しかつぺた基礎をシ ール状態に維持するように、べた基礎の中央に挿入されよう。コリラムの表面の 大部分が耐火性クラッドと接触するように、コリラムが貯留池のレベルに到達す る前に溶融コリラムを拡げるための手段がさらに設けられよう。

ざらに特には、本発明の目的は、原子炉の溶融コリラムの地中への浸透を阻止す る装置であって、原子炉が、地盤上に支持されかつ貯留池を支持するコンクリー トベた基礎によって支持され、溶融コリラムと接触するようになる貯留池の上部 部分は約２ないし１０ｃＪＲの厚さのジルコニウムまたはトリウムのいずれかを 含んだ耐火性でかつコリラムの成分に対して化学的に不活性である材料で製作さ れ、および貯留池の下部部分は流体を循環することにより動作する冷却回路を付 属したグラファイトのように耐火性でかつ熱の良伝導体である材料から製作され た上記装置において、 池がコンクリートベた基礎内に挿入されること、およびべた基礎が溶融コリラム による横方向侵食を偏向させるだめの手段を有し、これによりコリラムが池のレ ベルに到達したときにコリラムを池の面積に実質的に等しい面積上に拡げさせる こと、 とを特徴とした原子炉の溶融コリラムの地中への浸透を阻止する装置である。

偏向手段がべた基礎内で池の上方に形成されかつ相互に上下に重なって配置され た複数の同心空洞であって各々その直上の空洞より大きい外径を有するようにし た前記複数の同心空洞で構成してもよい。

貯留池がべたＭ礎の高さの実質的に半分の位置に挿入されるのが好ましく、べた 基礎の上部部分は最初にコリラムの降下を減速しかつそれを横方向に拡げ、一方 下部部分は侵食を受けることなく原子炉を密閉する容器をシールされた状態に保 持し続ける。下部部分はそれ自身既知の冷却手段と結合して貯留池により受取ら れた熱流束を放散させる。

図面の簡単な説明 本発明を第１図から第５図に示す。

第１図はグラファイトが有する平均熱伝導率（Ｗ／ｍ、に５）の範囲（斜線部分 ）を温度の関数として示した図、第２図はコリラムが降下するに従ってコンクリ ートベた基礎４上への横方向侵食が進行する度合および適切に配置された一連の 空洞５を用いて横方向侵食を助長するための手段とを示した図、 第３図は横方向侵食を助長するための空洞５およびトラフを冷却するための手段 ７とを有した本発明による貯留池を備えた原子炉の下部部分のきわめて簡略化し た断面図であって原子炉容器２および格納容Ｂ３をも示した図、第４図は貯留池 ６がその全表面積を増加してその受入れ可能熱流束を増大するためのリブ８を有 した代替実施例：８よび第５図はグラファイト部分８と、酸化ジルコニウムクラ ッド１０と、ジルコニウムクラッド１０がそこでは厚くされた側部端縁９とおよ び冷却系統７の位置とを有した貯留池６の詳細図である。

の　な− まず放散されるべき熱流束の問題を考える。

定常状態において材料ｉの平らな壁を通過する熱流束の流れを支配する法則は次 の式（フーリエの法則）で与えられる。

ここで、 Φは熱流束 λ・は材料ｉの熱伝導率 Ｓは接触面積 ｅ、は材料ｉの厚さ Ｔ、、は材料１の高温側の面の温度 Ｔ１．＋は材料ｉの低温側の面の温度 したがって、放散される熱流束は材料ｉの熱伝導率および接触面積（コリラム− 耐火材）と共に増大するのが分かるであろう。

ここで保護システムに相当する第１の機能の解決を試みてみよう。耐火材料は酸 化物とくに酸化ウランに対して約２５００℃の温度まで化学的に完全に不活性で なければならない。酸化ジルコニウム（融点２６５０℃）はこの条件を満たす。

一方、酸化ジルコニウムは比較的小さい熱伝導率（約３　Ｗ／ｍ、に、）を有す るので、これは熱流束の放散を減速させることからこれ単独では厚い層として使 用することはできない。二酸化トリウムＴｈＯ２も値段が高いことを除けば同様 に適している。その熱伝導率は温度と共に変化はするがジルコニウムの熱伝導率 より２から３倍良好である。

したがって解決法は、第１の機能が約２から１００１１厚さの酸化を有すること である。

第２の機能は熱を放散することである。この機能に完全に適する耐火性材料はグ ラファイトであるが、ただしグラファイトの熱伝導性は温度と共に減少するので （第１図参照）それが低い温度で使用されるときに限るものとする。したがって 、その酸化ジルコニウムとの境界面の温度を３００℃より低い温度に維持するず べての理由がここにある。さらに下部部分を形成する材料の熱伝導率が、好まし くは１から１５　Ｗ／ｎ＋、に、である上部部分を形成する材料の熱伝導率の少 なくとも１５倍であることが好ましい。これが丁度グラファイトのケースである 。

ここで表面積（フーリエの式におけるパラメータＳ）の問題を考えてみよう。

われわれのシステムがその形状を考慮して原子炉の内部にいかにあてはめられる かをモデルにより熱計算を行った。

原子炉の炉心１は一般に直径が約５ｍである。もし原子炉の炉心が池の内部に置 かれまたもし放散されるべき熱流束が１５８Ｗであるとすれば、酸化ジルコニウ ム層内の温度は約６０００°にとなるであろう。したがって、池はコリラムと酸 化ジルコニウムとの間の接触面積が５ｍの直径に相当する面積（例１）より大き くなるように配置すべきである。

コリラムと酸化ジルコニウムとの境界層が約１５００℃に維持されるべきである と仮定すれば、池は約１４から１５ｍの直径を有ざなければならないことを計算 は示している（例２および例３）。

これらの条件′下では、グラファイトを好ましい熱的条件下で使用するには約５ ｃｍ厚さの酸化ジルコニウムで十分である。

コリラムが当該（直径５ｍの原子炉炉心）の形状内に閉じ込められてそれがもっ ばらべた基礎内への通過を開始すると仮定しよう。最初にコリラムは５から６ｍ の直径に相当する面積上でコンクリートと接触する。べた基礎内を通過するとき （第２図）、溶融コリラムはコンクリートを深さ方向および横方向に侵食する。

横方向においては、コリラムがべた基礎内に浸透することによりコンクリートが もはやコリラムと接触しなくなったときに侵食は停止する。侵食前線の位置にお けるる横方向の浸透は、コリラムが横方向に広がると共に増大する。その温度に よれば、コリラムは液状かまたは比較的粘度の低いベースト状であり、したがっ てコリラムにより侵食前線の受入れ可能な空間はすべて充満させることができる 。したがってコリラムが降下するに従ってその高さは減少しその前線面は増大す る。

べた基礎上の侵食が進行するとき、侵食はこのようにある角度で拡がるであろう 。したがって、貯留池をべた基礎の比較的表面近くに設けることができるように 、（鉛直に対して）できるだけ大きい侵食角を有することが得策であろう。これ により、事故による原子炉の崩壊後の何年間もの間、車前にべだ基礎の厚さをむ だに増加ささせることなくべた基礎がその３つの基本的機能を果すようにべだ基 礎は貯留池の下側に十分な厚さの未侵食べたＭ’ａ部分を維持可能である。なお ３つの基本的機能とは、液体および放射性ガスの不浸透性と、機械的強度および 構造全体の一体性と、および耐震強度とである。

べた！！礎内の貯留池の位置に関しては他の要求がある。溶融コリラムがコンク リートベた基礎内を次第に降下しかつ拡がるとき、コリラムにより発生されるエ ネルギーは次第に減少してたとえば３０から４０８Ｗから、中長期寿命の放射性 元素の崩壊エネルギーに相当するたとえば約１５８−の値に漸近的に近づいて行 く。

したがって、コリラムのエネルギーがこの漸近的出力限界付近にまで低下したと きにコリラムが貯留池に丁度到達することが望ましい。この現象のモデル化によ り、上記の種々の要求を妥協させるような最適コンクリート厚さは２から３ｍで あることが分かった。例えば、もしべた基礎の初期厚さが５ｍであって貯留池が ぺた基礎の表面から３ｍ下に設けられたとずれば、前記の機能を果すために約２ ｍの未侵食ぺた基礎部分が残るであろう。

この装置は、ぺた基礎上での横方向侵食間開を増加するために、適当な偏向シス テムを組込むことにより改良可能である。

偏向システムは、べたＭ礎内で池６の上方に形成されかつ相互に上下に重なって 配置された複数の同心空洞であって各々その真上の空洞より大きい直径を有する ようにした前記複数の同心空洞で構成してもよい。同心空洞の群により形成され る広がり角は４５から７０”であって６０から７０″″が好ましい、この角度は また第２図に示すように下に行くに従って次第に増加させてもよい。

それに沿ってべた基礎部分が侵食される最前線の幅をこのように拡大すること（ 第２図）は、もしく鉛直に対する）侵食角が約６０から７０°であるならば、池 ６をべた基礎の表面から３ｍ下ではなくその代わりにわずか２ｍ下に配置するこ とが可能である。

コリラムによる鉛直方向浸透を限定するためのシステムが第３図に示されている 。冷却系統７（例えば流体すなわち熱伝達媒体）は本発明そのものの一部ではな いので、冷却系統７は簡単に図示されているにすぎない。

この種のシステムは鉛直方向浸透を阻止するであろう。これは地層の汚染を防止 しかつ放射性蒸気を密閉空間内に保持するであろう。

第４図は同様に酸化ジルコニウム１０で被覆された１つまたはそれ以上の同心リ ブ８を用いてコリラムと接触する池の面積を増加する手段を示す。

第５図は貯留池６の配置方法を詳細に示す。この図では中央部分が省略されてい るけれども、池の全体組立体の形状は要するに原子炉構造の全体を維持可能でな ければならない。したがって、コリラムと耐火性材料との間の接触面積を増加す る反面、もし可能ならば池の直径を減少させるすべての理由がここに存在する。

さらに地組立体はコリラムの容積に適応しなければならない。コリラムの塊は約 ３０から４０ｍ　の容積を有し、すなわち池の直径が１５ｍの場合高さは２０ａ Ｒとなる。横方向の面積は熱流束通路内に含まれる接触面積の約５％に相当し、 これにより池の寸法を減少させることができる。

第５図の具体例においては、グラファイト部分はｅｏｏａｉの厚さであり、端縁 ９と酸化ジルコニウムクラッド１０とを備えている。酸化ジルコニウムは水平弁 部では５０ＩｒｒｆＲの厚さであり端縁９上では１００ｍである。グラファイト 部分８の下部面は詳細な記ｔ（流体の循環、熱伝達媒体など）のない冷却手段７ と接触し次の仮定を基礎とする。

−原子炉の初期熱出力２７００ＨＷ −酸化ジルコニウム層５０ｒｎＪＲ厚で被覆されたグラファイト６００ｍ厚さか らなる貯留池 −材料の異方性により、グラファイトの熱伝導率は水平方向に２００Ｗ／　ｍ、 　ｋ、および垂直方向に１７０Ｗ／ｍ、に。

−酸化ジルコニウムの熱伝導率は３　Ｗ／ｍ、Ｋ。

−　グラフフィト舊の下側で５０℃の温度を与える冷ｒＪＩ系統−放熱されるべ き熱流束：　１５Ｈ１４−コリラムの融解温度：約１５００℃ ［（比較用） 保護クラッドは第５図に示すとおりで直径は５ｍ（原子炉の炉心の直径に実質的 に等しい）である。保護クラッドは酸化ジルコニウムの層を有する貯留池の上に 設けられる。熱計算は、この種類のシステムは１．２日−を放散するにすぎずこ れでは不十分であることを示す。酸化ジルコニウム層内の中間高さにおける（計 算）温度は５０００℃である。したがって保護にならない。

この装置は設定条件を満足しない。

λｌ（本発明による） 第５図に示すような保護クラッドであり、直径は１５ｍである。

コリラムが貯留池の全面積上に設けられた酸化ジルコニウムと接触しかつ放散さ れるべき熱流束が１５８Ｗであるとしたとき、池の中央部における酸化ジルコニ ウムの平均温度は約１０００℃、コリラムと酸化ジルコニウムとの境界面の温度 は１５００℃および酸化ジルコニウムとグラファイトとの境界面の温度は約３３ ０℃となる。この境界面温度はやや高すぎてグラファイトの好ましくない熱伝導 率範囲に入るが（第１図参照）、それでもコリラムは池の中に保持される。

■ｌ 第５図に示すような保護表層（貯留池）が直径１７ｍに製作される。コリラムが 貯留池の全面積上に設けられた酸化ジルコニウムと接触しかつ放散されるべき熱 流束が１５８１４であるとしたとき、の中央部における酸化ジルコニウムの平均 温度は約８１０℃、コリラムと酸化ジルコニウムとの境界面の温度は１５００℃ および酸化ジルコニウムとグラフフィトとの境界面の温度は約２５０℃となる。

この境界面の温度は十分許容しうるちのであり、グラファイトの熱伝導率は好ま しい範囲内に入る。したがって本発明の目的は達成されかつコリラムのべた基礎 内への浸透は閉止されてきわめて良好な安全度を有する。

国際調査報告 国際調査報告

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. １．原子炉の溶融コリウムの地中への浸透を阻止する装置であって、原子炉が、 地盤上に支持されかつ貯留池（６）を支持するコンクリートべた基礎によって支 持され、溶融コリウムと接触するようになる貯留池（６）の上部部分（１０）は 約２から１０ｃｍの厚さの酸化ジルコニウムまたは二酸化トリウムのいずれかを 含んだ耐火性でかつコリウムの成分に対して化学的に不活性である材料で製作さ れ、また貯留池（６）の下部部分（８）は流体を循環することにより動作する冷 却回路と結合するグラファイトのような耐火性でかつ熱の良伝導体である材料か ら製作され、池（６）がコンクリートべた基礎（４）内に挿入され、べた基礎が 溶融コリウムによる横方向侵食を偏向させるための手段（５）を有し、これによ りコリウムが池のレベルに到達したときにコリウムを池（６）の面積に実質的に 等しい面積上に広げさせることを特徴とする装置。
2. ２．偏向手段（５）が、べた基礎（４）内で池（６）の上方に形成されかつ相互 に上下に重なって配置された複数の同心空洞であって各々その直上の空洞より大 きい外径を有するようにした前記複数の同心空洞を含むことを特徴とする請求項 １に記載の装置。
3. ３．池（６）がべた基礎（４）の高さの実質的に中程の位置に挿入されることを 特徴とする請求項１または２に記載の装置。
4. ４．同心空洞の群により形成される広がり角が鉛直に対し４５から７０°である ことを特徴とする請求項１から３のいずれか一項に記載の装置。
5. ５．池（６）がコリウムとの接触面積を増加するために少なくとも１つのリブ（ ８）を有することを特徴とする請求項１から４のいずれか一項に記載の装置。
6. ６．池（６）がコリウムの塊を前記池の内部に閉じ込めることを可能にする高さ の側部端縁（９）を有することを特徴とする請求項１から５のいずれか一項に記 載の装置。