JPS6161638B2

JPS6161638B2 -

Info

Publication number: JPS6161638B2
Application number: JP57112635A
Authority: JP
Inventors: Eru Rataa Arubaado; Fuiritsupu Hamondo Aaru; Eru Doorii Jeemusu
Original assignee: R & D Ass
Current assignee: R & D Ass
Priority date: 1982-07-01
Filing date: 1982-07-01
Publication date: 1986-12-26
Also published as: JPS5913987A

Description

【発明の詳細な説明】本発明の分野本発明は、原子炉用コアキヤツチヤー装置に関
する。ここで、「コアキヤツチヤー」装置とは、
原子炉の炉心が溶落するような偶発的な事故によ
り、大気圏に放射能が漏出するのを防止するため
の装置を云う。

本発明の背景原子炉容器の通常の緊急の冷却装置が損傷する
と、核分裂生成物が崩壊して、発熱が連続的に生
ずる結果、燃料の融解が生じる。一定の条件下で
融解した燃料は、一次原子炉容器を貫通して、そ
の容器が収容されている建物の床に落下してしま
う。

既存の原子炉プラントのほとんどは、このよう
な偶発的な事故に対処するべく設計されていな
い。そこで、何百トンという多量の、酸化アルミ
ニウム及び核分裂生成物のような発熱性の重い燃
料は、臨界圧を越えるガスを発生して、建物の床
を破壊したり、建物の基盤を融解してしまう。こ
のどちらの損傷によつても、放射性物質は生物圏
へ逃げ出してしまう。

確かな実験によれば、炉心の溶落の可能性は、
それ程高くない。しかし、最近の損傷実験による
と、分析の結果には、多くの不確定性があり、ま
た溶落により生じる災害の可能性を防止するに
は、信頼度が高く、かつかなり低コストの構造物
が必要であることがわかつた。

また、このような最終的に安全な構造によれ
ば、建造される原子炉プラントの数を減少させる
ことが可能であり、反核グループによる反対運動
を抑制することも出来る。

従来、原子炉燃料の溶落を防止し、かつ建造物
の破壊を防止しうる種々の炉心補獲用装置が提案
されている。

このような装置としては、例えば、1971年９月
21日登録の米国特許第3607630号明細書、及び
1977年７月19日登録の米国特許第4036688号明細
書に開示されているものがある。これらの明細書
には、同様の目的を有するいくつかの他の先行例
も、引例として挙げられている。

しかし、これらの従来技術は、いずれも、問題
を完全に解決しうるものではなく、次に述べる欠
点のうち、少くとも１個を持つている。

(1) 建物の外部に炉心材が漏出するのを防止する
のではなく、単にそれをおくらせるに過ぎな
い。

(2) 崩壊熱を防止するために、ポンプ、モータ
ー、及び動力源のような各種の装置を必要とす
る。

(3) 大きさ、形並びに位置を考慮に入れて、原子
炉及び建造物のいずれか、又は両者ともを、完
全に再設計する必要がある。

(4) コストがきわめて高くなる。

原子炉のすべての冷却装置を損傷するような破
壊的事故により、同時にコアキヤツチヤー冷却装
置、またはその動力源が損傷されるようなことは
ないと考えることは、非合理的であるので、上記
のような装置は明らかに不適当である。遅れ自体
は、最終的な格納のための別の装置を備えていな
い場合には、無意味である。

既存のプラントにうまく適合することの出来な
い装置であると、すでに完成しているか、あるい
は建造中の150個以上の原子炉を有するものに対
しては、不適当である。

また、これらの必要な原子炉を建設するには、
大衆の大きな支持が必要である。

本発明の目的従つて、本発明は、次のことを目的とする原子
炉格納装置を提供することにある。

(1) 原子炉自体を破壊するような極度に激しい事
故に容易に耐えうること。

(2) 原子炉燃料核爆発細片の散乱を的確に防止し
て、これを無期限に貯蔵すること。

(3) 貯蔵された核分裂生成物の崩壊熱を、放射性
物質を漏出することなく、格納装置の外部に放
出すること。

(4) 貯蔵の期間を延長するために、動力源や人間
の労力を必要とすることなく操作しうること。

(5) 運転中止のために費用損失を含めて、従来の
装置に比べ、はるかに安価なコストで、既存の
プラントに適宜設置しうること。

本発明の要約本発明は、一次原子炉容器と核納容器とを備え
る通常の原子炉プラントに使用されるものであつ
て、次のようなものを備えている。

(1) 炉心直下の原子炉プラントの主床から下向き
に延びている爆風・絶縁管であつて、この管の
上端面に比較的薄いシール層を備えているも
の。

(2) 溶融金属の降下を緩慢にしたり、溶落に伴う
分裂事故による機械的力や衝撃を吸収したり、
炉心材が到達する前に、水の蓄積と水蒸気爆発
を防止したりするために、絶縁管内に設けた装
置。

(3) 融解した金属を受け取り、臨界以下の幾何学
的構造の中にこれを保存するために、絶縁管と
連結されたコアキヤツチヤー熱交換器。

(4) コアキヤツチヤー熱交換器と格納容器の両方
からの熱を集め、かつこの熱を、放射能を漏出
させずに、外界に発散するための別の熱交換
器。

これらの基本的な装置の外に、本発明による装
置は、次のような特徴、あるいは追加の装置を備
えているとよい。

(A) 爆風絶縁管とコアキヤツチヤー熱交換器が、
既存の原子炉への取り付けを容易にするべく、
かなり小さな断面積を有しているとともに、垂
直方向に長く延びた１個の管として形成されて
いること。

(B) 水冷却塔が、冷却水循環装置を介して、コア
キヤツチヤー熱交換器と連結されているととも
に、ハウジングから突出したもう一つの熱交換
器と直接連結されていること。

(C) 絶縁管とコアキヤツチヤー熱交換器が、融解
炉心材の降下を制御するべく、砂及び薄い支持
板のようなエネルギー吸収材の層を備えている
こと。

(D) 絶縁管及びコアキヤツチヤー熱交換器が、ハ
ウジングと結合された堅固な強化コンクリート
シエルで包まれていること。

(E) 絶縁管が、炭素のような耐火材層をおおう、
鋼鉄製の内部ライナを備えていること。

(F) コアキヤツチヤー熱交換器は、溶融金属の主
要部が除々に冷却するにつれて、酸化ウラニウ
ム又は他の炉心材の凍結した固体層を、壁面に
形成するために、鋼鉄製内部ライナと水ジヤケ
ツトを備えていること。

(G) コアキヤツチヤー熱交換器は、炉心材が連鎖
反応を維持し、臨界状態にならぬように、十分
に長く、かつ薄く作られており、また場合によ
つては、分岐した管を備えていてもよいこと。

(H) 装備を容易にするために、各部の大きさは、
原子炉ハウジングの通常の直径は、30ｍ又は40
ｍ以上（約100フイート以上）であるのに対
し、絶縁管及びコアキヤツチヤー熱交換器の直
径は、送風防止、即ち爆発防止を確保するとと
もに、下方向に削ることなく、原子炉の下の垂
直軸の掘削を容易にするべく、２ｍ又は３ｍ
（６フイート又は10フイート）であるのがよ
い。高速増殖炉においては、コアキヤツチヤー
熱交換器の直径は、臨界状態になるのを防止す
るために、約30cm（約１フイート）で、下向き
に狭くなつているか、あるいは枝管を有してい
るのがよい。

所望の目的を満たして、従来技術の欠陥を克服
するために、本発明による装置は、次に記載する
ような種々の利点を有している。

(1) 格納建造物と基盤に対する第三者からの攻撃
を防いで、所望の位置へ炉心の核爆発の細片
を、集めたり導いたりすること。

(2) 所望の配置へ最終的に到達させつつ、最大温
度と核細片の降下速度とを制御すること。

(3) 炉心の融解を防止するために従来は必要であ
つた多量の水を不要にしうること。

(4) 除熱するために好適な配置を確保するととも
に、臨界に達する固まりが形成しないように、
最終位置での炉心材の型と位置を制御しうるこ
と。

(5) 溶融金属や部材片などのような炉心材から生
じる他の残留物の存在を制御しうること。

(6) 熱交換器の炉心材に生成した崩壊熱を絶えず
伝達するべく、十分な表面積と適当な厚さを有
する、凍結した固体燃料層を得るために好適
な、型、大きさ及び位置を有するコアキヤツチ
ヤー熱交換器を備えていること。

(7) 建造物内で、炉心材により生じた熱を集め、
この熱を大気中に放出するのに好適な場所に伝
達する装置を備えていること。これは、例えば
水や空気の循環流を利用した熱伝達装置であ
る。

(8) 最終的な冷却用装置を確保するための、防護
遮蔽装置と除熱装置を備えていること。ハウジ
ング内の水や蒸気の除熱装置は、原子炉と炉心
の破壊や溶落のような激しい爆発事故により、
損傷することはない。

(9) 放射性物質を排出することなく、２個の熱伝
達装置から自動的に除熱し、かつ気圧を逃がす
装置を備えていること。

(10) 格納容器の中の水の存在と、炉心材の相互作
用の度合にかかわりなく、放射性物質の崩壊に
より発生した熱を除去する装置を備えているこ
と。

本発明の他の目的、特徴並びに利点は、図面と
それに基づく以下の説明より、明らかになると思
う。

実施例の説明第１図には、通常の方法で地面１６に据え付け
られたハウジング１２と、中央に炉心を有する一
次原子炉容器１４とを備える原子炉プラントが示
されている。

本発明により改良された原子炉プラントは、絶
縁管１８とコアキヤツチヤー熱交換器２０を備え
ていることを特徴としている。ハウジング１２の
底部には、薄い床板２２が形成されている。

一次原子炉容器１４が偶発的に融解した場合、
この融解した物質は、床板２２を貫通して、絶縁
管１８内に降下し、最終的に、コアキヤツチヤー
熱交換器２０まで到達する。

絶縁管１８は、鋼製の薄板よりなる支持板２４
と、支持板２４により支持された、砂のようなか
なり軽量の衝撃吸収層２６とを備えている。

熱交換器２０の中央部にも、絶縁管１８と類似
の部材が設けられていて、融解した炉心や他の部
材の降下速度を遅らせる。このようにして、降下
速度が緩慢になるように制御されるので、壁面に
対する衝撃は和らげられ、熱交換器の破壊は防止
される。

第２図のように、絶縁管１８は、鋼鉄製の内部
ライナ２８と、例えば炭素でつくられた耐火材層
３０と、鋼鉄製外部被覆３２とを備えている。絶
縁管１８とコアキヤツチヤー熱交換器２０は、強
化コンクリートシエル３４で覆われている。

第２図に明瞭に示されているように、コアキヤ
ツチヤー熱交換器２０は、内壁３６と外壁３８と
を備えている。内壁３６と外壁３８は、それぞれ
内部ライナ２８と外部被覆３２とに連結されてい
る。

第２図において、絶縁管１８と熱交換器２０の
間に概略的に示された割れ目４０は、矢印４２，
４４，４６により示された循環流の動きが、支持
板２４と、衝撃緩和層２６たる砂２６については
発生しないことを表わしている。

第２図は、第１図に示した熱交換器２０を拡大
して示したものである。溶融材料が熱交換器２０
のところへ降下する際に、衝撃吸収層２６と支持
板２４は、その速度をおそくするべく機能する。

第２図において、最下部の矢印４６は、最も重
い物質、即ち酸化ウラニウムが、熱交換器の最下
部に降りる冷却運動を示している。

溶融鋼などのような、より軽量の物質は、矢印
４４で示すように、その上の部分を循環し、砂、
または絶縁管１８と熱交換器２０に生じる他の流
体は、矢印４２で示すように、最高位の部分を循
環する。

内壁３６と外壁３８の間に設けた冷却ジヤケツ
ト４８は、水で満されている。水は、下部給水管
５０と上部排水管５２の間を循環する。上部排水
管５２は、第１図のように、冷却塔５４と接続さ
れている。

溶融酸化ウラニウムは、通常、2100℃から2200
℃までの間の融点を有している。従つて、この融
点は、溶融酸化ウラニウムと対向する内壁３６の
融点、即ち約1400℃から1500℃よりも高い。しか
し、酸化ウラニウムと比べて、内壁３６の高い熱
伝導度のために、内壁３６は、接触する冷却水に
近い温度に保持されている。

実際に、熱交換器の鋼鉄壁に接触する酸化ウラ
ニウムは、鋼鉄壁と接して、凍結した「固体層」
を形成する。そのため、酸化ウラニウム自体が冷
却を促進させる容器となる。

勿論、冷却ジヤケツト４８内の水が急速に加熱
され、上部排水管５２と下部給水管５０を介して
水冷却塔５４に循環し、この水冷却塔５４で、溶
融した炉心及び他の溶融岩層が冷却されるので、
１，２カ月の間に、多量の水が蒸発する。

水冷却塔５４の代わりに、近くの湖、川、海の
ような多量の水を有する場所から、水を導いた
り、戻したりしてもよい。勿論、前記のような鋼
鉄壁の厚い構造により、水が放射能を帯びるとい
う恐れはないので、水冷却塔５４から蒸発する水
蒸気は汚染されない。

熱交換器２０の内壁３６は、融解した炉心材を
支持するべく、支持材５６により補強されてい
る。

第１図に示した昇降機６２、垂直シヤフト６４
並びに２本の水平シヤフト６６，６８は、１回の
建設で設置することが出来る。従つて、本発明に
よるコアキヤツチヤー熱交換器は、既存の原子炉
に配置することが可能である。

垂直シヤフトは、原子炉容器１４により直接に
示された点により、２本のアクセストンネル６
６，６８と共に、普通の建築技術により製造する
ことが出来る。絶縁管１８とコアキヤツチヤー熱
交換器２０の直径は非常に小さいので、原子炉を
普通に作動させながら、大部分の建設を行うこと
が可能である。

原子炉を止めると、１日に付き、数十万ドルの
損失となるので、このことは重要である。しか
し、絶縁管１８の上端部に設けた床板２２は薄い
ので、原子炉を数日間という短期間だけ、停止し
ておくことが必要である。

アクセストンネル６６，６８の内部に、概ね水
平方向をなす給水管５０と排水管５２とが、それ
ぞれ設けられている。これらの管５０，５２の垂
直部分は、普通のドリルにより穿孔されている。

上記の説明において、地面下の構造に注目する
べきである。融解が生じると、ハウジング１２に
生じた高い発熱により、炉心がハウジング１２の
内部に垂れ下がる。これを防止するべく、ハウジ
ング１２の内部へ突出する下端部７４から吸収し
た熱は、熱交換器７２を経て、その上端部７６か
ら水冷却塔５４へ送られ、そこで、冷却水７８中
に発散される。

原子炉容器１４の融解による激しい事故から、
熱交換器７４を防護するべく、遮蔽板８０を設け
るのがよい。

１個の水冷却塔５４と連結されている熱交換器
７２と、コアキヤツチヤー熱交換器２０の両者に
より、ハウジング１２内に発生した熱のほとんど
は吸収され、また原子炉容器１２がコアキヤツチ
ヤー熱交換器２０内に降下した場合にも、炉を破
壊させるような熱を吸収することが出来る。

遅い中性子と、中性子の速度を遅めるための水
を使用する通常の原子炉の場合、コアキヤツチヤ
ー熱交換器に関して、それが臨界に達して、発熱
することについて、特別の注意を払う必要はな
い。

しかし、高速増殖炉の場合には、物質の量が多
いので、臨界に達してしまう可能性が高い。従つ
て、このような原子炉のために、垂直方向に延び
る長くて薄い熱交換器を使用したり、あるいは、
第３図のような、分岐した管よりなる構造のもの
とするのがよい。

第３図における高速増殖炉における本発明の装
置の実施例では、内壁３６、外壁３８、強化コン
クリートシエル３４、並びに冷却ジヤケツト４８
は、第２図示のものと概ね同じである。しかし、
重量のある高速増殖材を支持するべく、熱交換器
の最下端に、複数の枝管９２が設けられている。

給水管５０が、適当なマニホルド管９４によ
り、各枝管９２を包む水ジヤケツトの最下端と連
結されているとよい。また、強化コンクリートシ
エル３４は、最下端９６で拡径して、枝管９２の
最下端部を完全に包むようにつくられている。枝
管９２の端部は卵形であり、断面の最短部が１フ
イート、即ち約30cm以下となつているので、高速
増殖原子炉が臨界に達するという危険性はなくな
る。

原子炉ハウジングの直径は、普通、約30ｍ
（100フイート）乃至約38ｍ（125フイート）であ
る。また、絶縁管とコアキヤツチヤー熱交換器の
直径は、約２〜３ｍであるのが好ましい。原子炉
ハウジングの基部の面積は、10000平方フイー
ト、即ち1000m²以上である。一方、絶縁管及びコ
アキヤツチヤー熱交換器の断面積は、通常約100
平方フイート、即ち約10m²である。

これらの形状を百分率で示せば、絶縁管とコア
キヤツチヤーの直径は、通常、ハウジング基部の
直径の10％又は20％以下である。絶縁管及びコア
キヤツチヤーの断面積は、通常、ハウジング基部
の５％以下である。

参考迄に、本発明に関連あると思われる米国特
許番号を、次に挙げる。しかも、これらはいずれ
も、上記のような欠点を有している。

1972年３月14日登録の米国特許第3640451号 1972年11月14日登録の米国特許第3702802号 1973年３月６日登録の米国特許第3719556号 1976年６月22日登録の米国特許第3964966号 1977年１月18日登録の米国特許第4003785号 1977年６月７日登録の米国特許第4028179号 1978年２月７日登録の米国特許第4072561号 1978年２月14日登録の米国特許第4073682号 1978年９月12日登録の米国特許第4113560号上記の説明及び図面は、本発明の１実施例を示
したものであり、本発明の趣旨並びに目的を逸脱
しない限り、種々の変更例が可能である。

例えば、絶縁管と熱交換器を、鋼鉄で裏張りす
る代りに、温度抵抗の良い材料や、高強度の材料
も使用しうる。同様に、絶縁管と熱交換器を、砂
と鋼鉄製支持板を使用する代わりに、原子炉の落
下速度を緩慢にしたり、衝撃を吸収したり、水蒸
気爆発を防止するべく、例えばプラスチツク板や
土類、または他の材料も使用しうる。

また、水による冷却装置の代わりに、コアキヤ
ツチング原子炉から熱をのがすための他の装置を
使用することも出来る。更に、水ジヤケツトの直
径と、水ジヤケツトの壁面同士の間に設けた支持
部材の強度を、各原子炉の各部材に必要とされる
最大熱流と最大応力にそれぞれ比例するように定
められてもよい。

上記した各変形態様もまた、本発明の範囲内で
あることは、云うまでもない。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明によるコアキヤツチヤー装置
を備える通常の原子炉と、この原子炉に対する装
備の要領を概略的に示すものである。第２図は、
絶縁管とコアキヤツチヤー熱交換器の部分を拡大
して示す図である。第３図は、高速増殖形原子炉
用のコアキヤツチヤー熱交換器の概略図である。１２……ハウジング、１４……原子炉容器、１
６……地面、１８……絶縁管、２０……コアキヤ
ツチヤー熱交換器、２２……床、２４……支持
板、２６……衝撃吸収層、２８……内部ライナ、
３０……耐火材層、３２……外部被覆、３４……
強化コンクリートシエル、３６……内壁、３８…
…外壁、４０……割れ目、４２，４４，４６……
矢印、４８……冷却ジヤケツト、５０……給水
管、５２……排水管、５４……水冷却塔、５６…
…支持材、６２……昇降機、６４……垂直シヤフ
ト、６６，６８……アクセストンネル、７２……
熱交換器、７４……下端部、７６……上端部、７
８……冷却水、８０……遮蔽板、９２……枝管、
９４……マニホルド、９６……最下端。

Claims

【特許請求の範囲】１炉心破壊事故により、原子炉の炉心が溶落し
て、原子炉プラントから生物圏へ放射性物質が漏
出するのを防止する装置であつて、前記原子炉プ
ラントのハウジングが地上に設けられている格納
用建造物であるものにおいて、外側に設けた強化コンクリートシエル、このシ
エル内部に設けた耐火材層、及び高強度で、高耐
熱性の金属よりなる内部ライナを備え、前記炉心
の真下を、原子炉の床から下向きに延び、前記炉
心と同一の直径で、長さは前記炉心の少なくとも
２倍である絶縁管と、前記絶縁管の上端上を延びる比較的薄いシール
層と、溶落した炉心材が前記絶縁管を介して降下する
のを遅らせるべく、前記絶縁管内に取り付けられ
た装置と、前記絶縁管を降下する、溶解した炉心材を受け
取るべく、前記絶縁管の下に取り付けられた相当
に大きな表面積を有するコアキヤツチヤー熱交換
器であつて、前記絶縁管と前記コアキヤツチヤー
熱交換器が、垂直方向に延びる一つの長い溝とし
て形成され、前記コアキヤツチヤー熱交換器が、
前記溝を囲む金属壁を形成する高熱伝導度の内部
ライナ、及び上部管と下部管を有する薄い水ジヤ
ケツトを備え、前記コアキヤツチヤー熱交換器の
断面が、前記原子炉に使用される特殊な炉心材に
おける、臨界集合体を阻止するべく、炉心材を含
むために十分に小さく作られており、前記コアキ
ヤツチヤー熱交換器が、融解した炉心材を十分に
冷却し、前記コアキヤツチヤー熱交換器の内壁
に、固体ライナを形成するような大きさと型に作
られ、また、外部強化コンクリートシエルが、前
記コアキヤツチヤー熱交換器の周囲まで延び、前
記溝の下端における断面が、前記臨界集合体を阻
止するべく、十分に小さくなつており、前記水ジ
ヤケツトが、薄い構造となるように、前記金属製
内壁とわずかな距離で離隔された外壁を有し、更
に離隔した関係に前記内壁と前記外壁を維持する
ための支持材及び前記コアキヤツチヤー熱交換器
を介しての、融解した前記炉心材の降下を遅らせ
るための装置を有するコアキヤツチヤー熱交換
器、主原子炉プラントに隣接して配置され、水を蒸
発させるべく、大気と連通する冷却水と、前記コアキヤツチヤー熱交換器と前記冷却水の
間を、熱が容易に流れるように、前記冷却水に、
前記上部管と前記下部管を連結するための装置
と、前記反応プラントハウジング内の空間と前記冷
却水の間に連結された、もう一つの熱交換器とを
備えることを特徴とする原子炉用コアキヤツチヤ
ー装置。２絶縁管の横断面積が、ハウジングの基部面積
の５％よりも小さいことを特徴とする特許請求の
範囲第１項に記載の原子炉用コアキヤツチヤー装
置。３絶縁管の横断面積が、ハウジングの基部面積
の３％よりも小さいことを特徴とする特許請求の
範囲第１項に記載の原子炉用コアキヤツチヤー装
置。４絶縁管の直径が２ｍであることを特徴とする
特許請求の範囲第１項に記載の原子炉用コアキヤ
ツチヤー装置。５原子炉が高速増殖炉であり、またコアキヤツ
チヤー熱交換器の直径が、下端部の横断面の少な
くとも一箇所において、30cm以下であることを特
徴とする特許請求の範囲第１項に記載の原子炉用
コアキヤツチヤー装置。６コアキヤツチヤー熱交換器が、臨界状態を避
けるべく、炉心材を分割するための、枝管を下端
に有していることを特徴とする特許請求の範囲第
１項に記載の原子炉用コアキヤツチヤー装置。７プラントに隣接して配置された、冷却水を貯
蔵するための冷却塔を備えていることを特徴とす
る特許請求の範囲第１項に記載の原子炉用コアキ
ヤツチヤー装置。