WO2010131379A1 - 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器 - Google Patents

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WO2010131379A1
WO2010131379A1 PCT/JP2009/063263 JP2009063263W WO2010131379A1 WO 2010131379 A1 WO2010131379 A1 WO 2010131379A1 JP 2009063263 W JP2009063263 W JP 2009063263W WO 2010131379 A1 WO2010131379 A1 WO 2010131379A1
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reactor
cavity
cooling
melt
cooling water
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PCT/JP2009/063263
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博志 合田
誠 山岸
鈴田　忠彦
近藤　喜之
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三菱重工業株式会社
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a melt cooling acceleration device that promotes early cooling of a melt falling from a core when a severe accident occurs in a nuclear power plant, and an atom equipped with the melt cooling acceleration device. It relates to a containment vessel.
  • PWR pressurized water reactor
  • the reactor containment vessel is erected on a solid ground such as rock, and a plurality of compartments are partitioned inside by reinforced concrete. And the reactor vessel is suspended and supported at the center by a cylindrical concrete structure that defines this compartment, and a cavity is defined below the reactor vessel.
  • a predetermined number of fuel assemblies in which a predetermined number of control rods are inserted between a plurality of fuel rods and arranged in a grid are stored in the reactor vessel.
  • an emergency core cooling device When a loss of coolant accident (LOCA) or a transient event (transient) occurs in a nuclear power plant configured in this way, an emergency core cooling device is activated to cool the core inside the reactor vessel. The generated heat is sufficiently removed. However, if this emergency core cooling system fails, the core cannot be cooled, the core inside the reactor vessel is melted, and molten material such as molten fuel breaks the reactor vessel and penetrates the lower part. And fall into the cavity. In general, in preparation for such an accident, when the melt in the core flows out of the reactor vessel, the molten melt is received in the cavity and cooled with cooling water to ensure safety. .
  • LOCA loss of coolant accident
  • transient transient event
  • Patent Document 1 As such a technique, for example, there is one described in Patent Document 1.
  • the device for capturing the core melt from the reactor pressure vessel described in Patent Document 1 improves the outflow of the core melt from the reactor pressure vessel.
  • a chamber is arranged, and this front chamber is connected to an expansion chamber of the core melt through a passage arranged on the side of the reactor pressure vessel.
  • the core melt that has flowed out of the reactor pressure vessel is received in the front chamber, and this is transferred from the front chamber to the expansion chamber via the passage. In this case, it is cooled by cooling water. For this reason, it is necessary to configure the front chamber, the passage, and the bottom surface of the expansion chamber with a material having sufficient heat resistance, resulting in an increase in cost.
  • the present invention solves the above-described problems, and includes a melt cooling promotion apparatus and a reactor containment vessel that promotes cooling of a melt falling from a nuclear reactor to improve safety by early cooling.
  • the purpose is to provide.
  • the melt cooling promotion apparatus of the present invention is provided with a cavity capable of supplying cooling water below the nuclear reactor, and an inclined portion for diffusing the melt in the cavity. It is a feature.
  • the cavity has a horizontal hole shape extending horizontally from below the reactor, and the inclined portion extends horizontally from below the reactor in the cavity. It is characterized by inclining downward toward the direction.
  • the inclined portion has a step shape.
  • the cavity is formed of a concrete structure, and the inclined portion is disposed above the concrete structure with a predetermined space.
  • the apparatus for promoting cooling of a melt according to the present invention is characterized in that a downcomer space is provided on the side of the inclined portion.
  • the inclined portion is formed of a porous material or a porous plate.
  • the inclined portion is characterized in that the upper surface portion has an uneven shape along a direction orthogonal to the inclined direction.
  • the cavity is formed by constructing a concrete structure on a liner that forms a pressure boundary with the outside, and a cooling water pipe is disposed in the concrete structure. It is characterized by.
  • the reactor containment vessel of the present invention is a reactor containment vessel in which a nuclear reactor is accommodated and a cavity capable of supplying cooling water in an emergency is provided below the reactor. An inclined part for diffusing the melt from the reactor is provided below the furnace.
  • the reactor containment vessel of the present invention is characterized in that cooling water supply means for supplying cooling water to the cavity is provided before or after the melt from the reactor falls into the cavity. .
  • a cavity capable of supplying cooling water is provided below the reactor, and an inclined portion for diffusing the melt is provided in the cavity. Therefore, in the event of an emergency, if the nuclear reactor breaks down and the melt falls into the cavity, the melt is received by the inclined portion and diffused by flowing along the inclined portion, and falls from the nuclear reactor. Safety can be improved by accelerating the cooling of the melt and cooling it at an early stage.
  • the cavity has a horizontal hole shape extending in the horizontal direction from the lower side of the nuclear reactor, and the inclined portion extends in the cavity from the lower side of the nuclear reactor in the horizontal direction. Since it is inclined downward, the melt that has fallen from the reactor is received by the inclined portion, and then diffused by flowing in the extending direction in the cavity along this inclined portion, so that the diffusion of the melt A wide area can be secured.
  • the inclined portion since the inclined portion has a stepped shape, the inclined portion can be formed in layers by a plurality of plates, and the melt and the cooling water supplied to the cavity The cooling efficiency can be improved by increasing the contact area.
  • a cavity is formed of a concrete structure, and an inclined portion is disposed above the concrete structure with a predetermined space therebetween.
  • the object can be cooled from above and below by the cooling water supplied to the cavity, and the cooling efficiency can be improved.
  • the downcomer space is provided on the side of the inclined portion, the cooling water supplied to the cavity is naturally circulated above and below the inclined portion by the downcomer space. Efficiency can be improved.
  • the inclined portion is formed of a porous material or a porous plate, the cooling water supplied to the cavity flows through the inclined portion, and is supplied to the melt and the cavity. By increasing the contact area with the cooling water, the cooling efficiency can be improved.
  • the apparatus for promoting cooling of a melt since the upper surface portion of the inclined portion has an uneven shape along the direction orthogonal to the inclined direction, the melt falling on the inclined portion flows along the uneven shape.
  • the cooling efficiency can be improved by increasing the contact area between the melt and the cooling water supplied to the cavity.
  • a concrete structure is constructed on a liner that forms a pressure boundary with the outside to form a cavity, and a cooling water pipe is disposed in the concrete structure.
  • the reactor is accommodated inside, and a cavity capable of supplying cooling water in an emergency is provided below the reactor, and the cavity is provided below the reactor.
  • a cavity capable of supplying cooling water in an emergency is provided below the reactor, and the cavity is provided below the reactor.
  • Safety can be improved by accelerating the cooling of the melt and cooling it at an early stage.
  • the cooling water supply means for supplying the cooling water to the cavity is provided before or after the melt from the reactor falls into the cavity.
  • the fallen reactor melt can be properly cooled with cooling water.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a melt cooling acceleration device applied to a nuclear reactor containment vessel according to Embodiment 1 of the present invention.
  • FIG. 2 is a schematic plan view of the melt cooling promotion device of the first embodiment.
  • FIG. 3 is a schematic configuration diagram illustrating a nuclear power plant to which the reactor containment vessel of the first embodiment is applied.
  • FIG. 4 is a schematic diagram showing a reactor structure of a pressurized water reactor.
  • FIG. 5 is a schematic configuration diagram of the reactor containment vessel according to the first embodiment.
  • FIG. 6 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion device applied to a reactor containment vessel according to Embodiment 2 of the present invention.
  • FIG. 7 is a schematic plan view of the melt cooling promotion device of the second embodiment.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a melt cooling acceleration device applied to a nuclear reactor containment vessel according to Embodiment 1 of the present invention.
  • FIG. 2 is a schematic plan view of the melt cooling promotion device
  • FIG. 8 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion device applied to a reactor containment vessel according to Embodiment 3 of the present invention.
  • FIG. 9 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion device applied to a reactor containment vessel according to Embodiment 4 of the present invention.
  • FIG. 10 is a schematic configuration diagram of a melt cooling acceleration device applied to a nuclear reactor containment vessel according to Embodiment 5 of the present invention.
  • FIG. 11 is a schematic side view of the melt cooling promotion device of the fifth embodiment.
  • FIG. 12 is a schematic configuration diagram of a reactor containment vessel according to Embodiment 6 of the present invention.
  • FIG. 13 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion apparatus applied to the reactor containment vessel of the sixth embodiment.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion device applied to a reactor containment vessel according to a first embodiment of the present invention
  • FIG. 2 is a schematic plan view of a melt cooling promotion device according to a first embodiment
  • 3 is a schematic configuration diagram showing a nuclear power plant to which the reactor containment vessel of the first embodiment is applied
  • FIG. 4 is a schematic diagram showing a nuclear reactor structure of a pressurized water reactor
  • FIG. It is a schematic block diagram of a nuclear reactor containment vessel.
  • the nuclear reactor applied to the nuclear power plant of Example 1 uses light water as a reactor coolant and a neutron moderator to produce high-temperature and high-pressure water that does not boil over the entire primary system, and sends this high-temperature and high-pressure water to a steam generator.
  • This is a pressurized water reactor (PWR) that generates steam by heat exchange and sends the steam to a turbine generator to generate electricity.
  • PWR pressurized water reactor
  • a pressurized water reactor 12 and a steam generator 13 are stored in the reactor containment vessel 11, and this pressurized water atom is stored.
  • the furnace 12 and the steam generator 13 are connected via cooling water pipes 14 and 15, a pressurizer 16 is provided in the cooling water pipe 14, and a cooling water pump 17 is provided in the cooling water pipe 15.
  • light water is used as the moderator and the primary cooling water, and the primary cooling system is controlled by the pressurizer 16 so as to maintain a high pressure state of about 160 atm in order to suppress boiling of the primary cooling water in the core.
  • the pressurized water reactor 12 light water is heated as primary cooling water using low-enriched uranium or MOX as fuel, and the high-temperature primary cooling water is maintained at a predetermined high pressure by the pressurizer 16 through the cooling water pipe 14. Sent to the steam generator. In the steam generator 13, heat exchange is performed between the high-pressure and high-temperature primary cooling water and the secondary cooling water, and the cooled primary cooling water is returned to the pressurized water reactor 12 through the cooling water pipe 15.
  • the steam generator 13 is connected to a turbine 18 and a condenser 19 provided outside the reactor containment vessel 11 through cooling water pipes 20 and 21, and a water supply pump 22 is provided in the cooling water pipe 21. ing. Further, a generator 23 is connected to the turbine 18, and a condenser pipe 19 is connected to a water intake pipe 24 and a drain pipe 25 for supplying and discharging cooling water (for example, seawater). Accordingly, the steam generated by exchanging heat with the high-pressure and high-temperature primary cooling water in the steam generator 13 is sent to the turbine 18 through the cooling water pipe 20, and the turbine 18 is driven by this steam to generate the generator 23. To generate electricity. The steam that has driven the turbine 18 is cooled by the condenser 19, and then returned to the steam generator 13 through the cooling water pipe 21.
  • the reactor vessel 31 has a reactor vessel body 32 and a reactor vessel mounted on the upper portion thereof so that the internal structure can be inserted therein.
  • a lid 33 is formed, and the reactor vessel lid 33 can be opened and closed with respect to the reactor vessel body 32.
  • the reactor vessel main body 32 has a cylindrical shape with an upper portion opened and a lower portion closed.
  • a heat shielding member 34 is fixed on the inner surface, and an inlet nozzle 35 and an outlet nozzle 36 for supplying and discharging primary cooling water are provided on the upper portion. Is formed.
  • a core 39 is formed in a shape sandwiched between upper and lower core plates 37, 38, and a large number of fuel assemblies 40 are inserted therein.
  • an upper core support plate 42 is fixed to the upper portion of the upper core plate 37 via a support column 41, and a large number of control rod cluster guide tubes 43 are supported between the upper core support plate 42 and the upper core plate 37.
  • a control rod drive unit 45 is supported on the reactor vessel lid 33, and each control rod cluster drive shaft 46 extends through the control rod cluster guide tube 43 to the fuel assembly 40, with the control rods below.
  • a cluster (control rod) 47 is attached.
  • a lower core support plate 48 is fixed to the lower part of the lower core plate 38, and an in-core instrumentation guide tube 49 is supported on the lower core support plate 48.
  • the in-core instrumentation guide tube 49 is provided by being inserted from the lower part of the reactor vessel 31, but the in-core instrumentation guide tube 49 may be provided by being inserted from the upper part of the reactor vessel 31. It ’s good.
  • control rod cluster 47 is moved by the control rod drive 45 and the control rods (not shown) are inserted into the fuel assembly 40 to control nuclear fission in the reactor core 39, and the reactor vessel 31 is generated by the generated thermal energy.
  • the primary cooling water filled therein is heated, and the high-temperature primary cooling water is discharged from the outlet nozzle 36 and sent to the steam generator 13 as described above. That is, uranium or plutonium as the fuel constituting the fuel assembly 40 is fissioned to release neutrons, and the moderator and the light water as the primary cooling water reduce the kinetic energy of the released fast neutrons to reduce thermal neutrons. And make it easier to cause new fission and take away the generated heat to cool. Further, by inserting the control rod cluster 47 into the fuel assembly 40, the number of neutrons generated in the reactor core 39 is adjusted, and when the reactor is urgently stopped, it is rapidly inserted into the reactor core.
  • the nuclear reactor power plant containment vessel 11 described above is erected on a solid ground 51 such as a bedrock via a steel plate liner 52 that forms a pressure boundary with the outside.
  • a plurality of compartments for example, an upper compartment 53 and a steam generator loop chamber 54 are defined.
  • a cylindrical concrete structure 55 that defines a steam generator loop chamber 54 is formed in the central portion of the reactor containment vessel 11, and the pressurized water reactor 12 (reactor container) is formed by the concrete structure 55. 31) is suspended and supported.
  • the steam generator 13 is disposed in the steam generator loop chamber 54 and is connected by cooling water pipes 14 and 15.
  • a cavity 56 is defined by a concrete structure 55 located below the reactor vessel 31, and this cavity 56 is connected to a steam generator loop via a drain line 57. It communicates with the chamber 54.
  • the reactor containment vessel 11 is provided with a fuel replacement water pit 58.
  • a coolant cooling path (cooling) for supplying the cooling water of the fuel replacement water pit 58 to the pressurized water reactor 12 for cooling is provided.
  • the reactor containment vessel 11 is provided with an external injection path such as fire extinguishing water for supplying cooling water to the cavity 56, and the external injection path has a base end outside the reactor containment vessel 11. While being connected to an external supply facility such as fire extinguishing water installed at the top, the tip portion communicates with the cavity 56.
  • an external injection path such as fire extinguishing water for supplying cooling water to the cavity 56
  • the external injection path has a base end outside the reactor containment vessel 11. While being connected to an external supply facility such as fire extinguishing water installed at the top, the tip portion communicates with the cavity 56.
  • a cavity 56 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and the pressurized water atom is provided in the cavity 56 in an emergency.
  • a cooling promotion device 61 is provided that receives the melt dropped from the furnace 12 and promotes cooling with cooling water.
  • an emergency core cooling device When a loss of coolant accident (LOCA) or the like occurs in a nuclear power plant, an emergency core cooling device is activated and cooling water is supplied into the reactor cooling facility including the pressurized water reactor 12 to cool the core. Thoroughly remove generated heat. However, if this emergency core cooling system fails, the core cannot be cooled, the core inside the reactor vessel is melted, and molten material such as molten fuel breaks the reactor vessel and penetrates the lower part. And falls into the cavity 56. At this time, cooling water can be supplied to the cavity 56, and the melt that has dropped into the cavity 56 is cooled by the cooling water. However, although the melt that has fallen into the cavity is finely granulated or solidified by the interaction with the cooling water, the interior can be sufficiently cooled, especially when solid debris accumulates in a mountain shape. It becomes difficult.
  • LOCA loss of coolant accident
  • the cooling promotion device 61 of this embodiment receives the melt dropped from the pressurized water reactor 12 and widens the contact area with the cooling water by diffusing widely, thereby promoting the cooling of the melt by the cooling water. is there.
  • the cavity 56 is formed below the pressurized water reactor 12 by the concrete structure 55.
  • the cavity 56 has a horizontal hole shape extending from the lower side of the pressurized water reactor 12 to one side in the horizontal direction, the proximal end portion is located below the pressurized water reactor 12, and the upper portion on the distal end side is a drain line.
  • the steam generator loop chamber 54 (see FIG. 5) communicates with the steam generator 57.
  • a protective concrete 55a for protecting the steel liner 52 is provided on the upper portion of the steel liner 52, and a melt that constitutes the cooling promotion device 61 on the horizontal upper surface of the protective concrete 55a.
  • An inclined plate 62 is provided as an inclined portion for diffusing. The inclined plate 62 is disposed so as to incline downward toward the direction (front end portion side) extending in the horizontal direction from the lower side (base end portion) of the reactor in the cavity 56.
  • the inclined plate 62 is supported on the upper surface of the protective concrete 55a in an inclined state by a large number of pillars 63, so that a predetermined space is provided between the inclined plate 62 and the upper surface of the protective concrete 55a.
  • the inclined plate 62 is formed of a porous material, so that the cooling water supplied to the cavity 56 can pass up and down through the inclined plate 62.
  • porous material used for the inclined plate 62 for example, a ceramic material such as alumina, an austenitic stainless steel, a non-woven sintered body made of a superalloy such as a Ni base or a Co base, a granular metal, A porous metal body such as a sintered body sintered from metal powder, a porous metal body having a structure in which a metal mesh is stacked, and a porous metal body having a honeycomb structure are applicable. It is also possible to use a perforated plate in which a number of holes are provided in carbon steel or stainless steel.
  • the cavity 56 is provided with a cooling water circulation path 65 for circulating the stored cooling water
  • the cooling water circulation path 65 is provided with a pump 66 and a heat exchanger 67. That is, when an accident such as loss of coolant occurs in an emergency, the pump 66 is driven and the cooling water stored in the cavity 56 is circulated through the heat exchanger 67 to cool the cooling water stored in the cavity 56. You can also
  • a pump (not shown) is driven, and cooling water stored in the fuel replacement water pit 58 is sent through the reactor containment vessel cooling path 60, and the reactor is stored from a number of injection nozzles. Cooling water is sprayed into the container 11. Then, this cooling water is sprayed with respect to a large amount of steam generated in the reactor containment vessel 11. Here, a large amount of energy is taken away and the inside of the reactor containment vessel 11 is cooled and then the temperature is increased. And is stored in the cavity 56 through the drain line 57 from the steam generator loop chamber 54. The energy released into the reactor containment vessel 11 can be taken away by the sprayed cooling water, and the integrity of the reactor containment vessel 11 can be maintained.
  • a pump (not shown) is driven, and the cooling water stored in the fuel replacement water pit 58 is sent to the pressurized water reactor 12 through the reactor cooling path 59. Then, this cooling water takes away the decay heat of the core generated in the core in the pressurized water reactor 12, a part of it becomes steam and is released to the atmosphere of the reactor containment vessel 11, and the rest becomes high-temperature water. It flows out to the outside and is stored in the cavity 56 through the drain line 57 from the steam generator loop chamber 54.
  • a reactor containment vessel cooling path 60 is provided in which the cooling water stored in the fuel replacement water pit 58 is sent into the reactor containment vessel 11 and dispersed, and this route 60 is used as the reactor cooling route. It is also possible to connect to 59. Therefore, even when the emergency core cooling device breaks down, it is possible to supply the cooling water to the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 through at least one of the passages 59, 60.
  • the cavity 56 can be supplied.
  • the reactor containment vessel 11 is provided with an external injection path such as fire-extinguishing water that supplies cooling water directly to the cavity 56, and cooling water can be supplied to the cavity 56 using this external injection path. . Therefore, even if the emergency core cooling device breaks down, the cavity 56 can be flooded with cooling water.
  • the melt that has dropped from the pressurized water reactor 12 falls on the upper surface of the inclined plate 62 by the cooling promotion device 61.
  • the debris finely divided by the interaction with the cooling water stored in the cavity 56 falls on the inclined plate 62 to form a debris bed.
  • This debris bed (may be a melt or a lump solid material that does not become fine particles depending on the situation of the cavity 56) is diffused while moving in the cavity 56 to the tip side due to the inclination of the inclined plate 62.
  • the inclined plate 62 is formed of a porous material (or a porous plate), the cooling water supplied to the cavity 56 passes through the inclined plate 62 and flows up and down. The debris moving on 62 is removed from its upper and lower surfaces while diffusing.
  • the pressurized water reactor 12 is accommodated in the reactor containment vessel 11 and the cavity 56 capable of supplying cooling water in an emergency is provided below the pressurized water reactor 12.
  • the cooling promotion device 61 is disposed in the cavity 56, and the cooling promotion device 61 is located below the pressurized water reactor 12 in the cavity 56 to diffuse the melt (debris) from the pressurized water reactor 12.
  • An inclined plate 62 is provided.
  • the pressurized water reactor 12 when the pressurized water reactor 12 is damaged and the melt falls into the cavity 56 in an emergency of the nuclear power plant, the melt is received by the inclined plate 62 and diffuses by flowing along the inclined plate 62. As a result, the cooling of the melt falling from the pressurized water reactor 12 is accelerated by the cooling water, and the safety of the nuclear power plant can be improved by the early cooling.
  • the cavity 56 has a horizontal hole shape extending in the horizontal direction from the lower side of the pressurized water reactor 12, and the inclined plate 62 is horizontal in the cavity 56 from the lower side of the pressurized water reactor 12. It inclines below toward the direction extended to. Accordingly, the melt that has fallen from the pressurized water reactor 12 is received by the inclined plate 62, and then diffused by flowing along the inclined plate 62 in the extending direction of the cavity 56. A wide debris diffusion region can be secured.
  • the cavity 56 is formed by the concrete structure 55, and the inclined plate 62 is disposed above the protective concrete 55a with a predetermined space. Therefore, the molten material received and diffused by the inclined plate 62 can be cooled from above and below by the cooling water supplied to the cavity 56, and the cooling efficiency can be improved.
  • the inclined plate 62 is formed of a porous material or a porous plate. Accordingly, the cooling water supplied to the cavity 56 flows through the inclined plate 62, and the melt on the inclined plate 62 is cooled from above and below, increasing the contact area between the melt and the cooling water, and cooling efficiency. Can be improved.
  • the reactor containment vessel cooling path 60 for sending and dispersing the cooling water stored in the fuel replacement water pit 58 into the reactor containment vessel 11 and the atom sent to the pressurized water reactor 12 are used.
  • a reactor cooling path 59 is provided, and an external injection path such as extinguishing water for supplying cooling water directly from the outside of the reactor containment vessel 11 to the cavity 56 is also provided. Therefore, even when an emergency core cooling device fails, the cooling water can be supplied to the cavity 56 through any path, and the melt on the inclined plate 62 can be appropriately cooled by the cooling water. Can do.
  • FIG. 6 is a schematic configuration diagram of a melt cooling acceleration device applied to a reactor containment vessel according to a second embodiment of the present invention
  • FIG. 7 is a schematic plan view of the melt cooling acceleration device according to the second embodiment. is there.
  • symbol is attached
  • a cavity 56 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and the cavity 56 falls from the pressurized water reactor 12 in an emergency.
  • a cooling promotion device 71 is provided for receiving the molten material and promoting cooling with cooling water.
  • an inclined layer 72 having a staircase shape is installed on the horizontal upper surface of the protective concrete 55a in the cavity 56.
  • the inclined layer 72 is formed by stacking a horizontal plate 73 on a protective concrete 55 a in a plurality of layers with a predetermined space vertically by a number of columns 74, and the upper plate 73 has a distal end from the base end of the cavity 56.
  • the cavity 56 is inclined downwardly in a stepped manner in the direction extending from the lower side (base end part) of the reactor to the horizontal direction (tip end side).
  • the plate material 73 is formed of a porous material (or a porous plate).
  • the emergency core cooling device breaks down, the core inside the reactor vessel is melted, and the molten material breaks the reactor vessel and falls into the cavity 56.
  • the cooling water stored in the fuel replacement water pit 58 is sent into the reactor containment vessel 11 through the reactor containment vessel cooling path 60. Or it is supplied to the cavity 56 by an external injection path such as fire extinguishing water. Therefore, even if the emergency core cooling device fails, the cavity 56 is flooded with cooling water.
  • the melt that has fallen from the pressurized water reactor 12 by the cooling promotion device 71 falls on the upper surface of the inclined layer 72.
  • the melt that has fallen on the inclined layer 72 becomes granulated debris due to the interaction with the cooling water stored in the cavity 56.
  • This debris (melt) is diffused while moving in the cavity 56 to the tip side due to the inclination of the inclined layer 72.
  • the inclined layer 72 is formed of a porous material, the cooling water supplied to the cavity 56 circulates up and down through the inclined layer 72 and moves on the inclined layer 72. The heat is removed from the upper and lower surfaces while diffusing.
  • the cooling promotion device 71 is disposed in the cavity 56, and the cooling promotion device 71 is located below the pressurized water reactor 12 in the cavity 56, and is separated from the pressurized water reactor 12.
  • An inclined layer 72 for diffusing the molten material (debris) is provided.
  • the pressurized water reactor 12 when the pressurized water reactor 12 is damaged in the emergency of the nuclear power plant and the melt falls into the cavity 56, the melt is received by the inclined layer 72 and diffuses by flowing along the inclined layer 72. As a result, the cooling of the melt falling from the pressurized water reactor 12 is accelerated by the cooling water, and the safety of the nuclear power plant can be improved by the early cooling.
  • the inclined layer 72 has a staircase shape. Therefore, the inclined layer 72 can be formed in layers by the plurality of plate members 73, and the cooling area can be improved by increasing the contact area between the melt and the cooling water supplied to the cavity 56.
  • FIG. 8 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion device applied to a reactor containment vessel according to Example 3 of the present invention.
  • symbol is attached
  • Example 3 as shown in FIG. 8, a cavity 56 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and the molten material dropped from the pressurized water reactor 12 in an emergency.
  • a cooling promotion device 81 is provided that receives the cooling water and promotes cooling with cooling water.
  • an inclined surface 55 is formed that is inclined downward in a direction (tip end side) extending in a horizontal direction from a lower side (base end portion) of the reactor in the cavity 56.
  • the cooling promoting device 81 is provided with an inclined plate 82 as an inclined portion for diffusing the melt on the inclined surface 55b of the protective concrete 55a in the cavity 56.
  • the inclined plate 82 is configured to have a predetermined space in the vertical direction by a large number of support pillars 83 on the inclined surface 55b, so that the direction extending in the horizontal direction from the lower side (base end portion) of the reactor in the cavity 56 (tip portion It is arranged to incline downward toward the side).
  • the inclined plate 82 is made of a porous material (or a porous plate).
  • the emergency core cooling device fails, the core inside the reactor vessel is melted, and the molten material breaks the reactor vessel and falls into the cavity 56. At this time, the cooling water is supplied to the cavity 56 and submerged.
  • the melt that has fallen from the pressurized water reactor 12 by the cooling promotion device 81 falls to the upper surface of the inclined plate 82.
  • the melt that has fallen on the inclined plate 82 becomes granulated debris due to the interaction with the cooling water stored in the cavity 56.
  • This debris (melt) is diffused while moving in the cavity 56 to the tip side due to the inclination of the inclined plate 82.
  • the inclined plate 82 is formed of a porous material, the cooling water supplied to the cavity 56 circulates up and down through the inclined plate 82 and moves on the inclined plate 82. The heat is removed from the upper and lower surfaces while diffusing.
  • Example 3 the cooling promotion device 81 is disposed in the cavity 56, and the inclined surface of the protective concrete 55a is positioned as the cooling promotion device 81 below the pressurized water reactor 12 in the cavity 56.
  • An inclined plate 82 for diffusing the melt (debris) from the pressurized water reactor 12 is provided on 55b.
  • the pressurized water reactor 12 when the pressurized water reactor 12 is damaged and the molten material falls into the cavity 56 in an emergency of the nuclear power plant, the molten material is received by the inclined plate 82 and diffused by flowing along the inclined plate 82.
  • the cooling of the melt falling from the pressurized water reactor 12 is accelerated by the cooling water, and the safety of the nuclear power plant can be improved by the early cooling.
  • the inclined surface 55b in advance on the protective concrete 55a and arranging the plate material on the inclined surface 55b to form the inclined plate 82, the structure can be simplified.
  • FIG. 9 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion device applied to a reactor containment vessel according to Example 4 of the present invention.
  • symbol is attached
  • Example 4 as shown in FIG. 9, a cavity 56 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and a melt that has dropped from the pressurized water reactor 12 in an emergency is provided in the cavity 56.
  • a cooling promotion device 91 is provided that receives the cooling water and promotes cooling by the cooling water.
  • the cooling promoting device 91 is provided with an inclined plate 92 as an inclined portion for diffusing the melt on the protective concrete 55a in the cavity 56.
  • the inclined plate 92 is configured to have a predetermined space in the vertical direction by a large number of support pillars 93 on the protective concrete 55a, so that the direction extending in the horizontal direction from the lower part (base end part) of the reactor in the cavity 56 (the front end part) It is arranged to incline downward toward the side).
  • the inclined plate 92 has an upper surface portion with an uneven shape along a direction orthogonal to the inclined direction.
  • the inclined plate 92 is formed by bending the plate material in a zigzag manner, and a plurality of grooves 92a along the inclined direction are provided on the upper surface and the lower surface in a direction perpendicular to the inclined direction.
  • the inclined plate 92 is made of a porous material (or a porous plate).
  • the emergency core cooling device fails, the core inside the reactor vessel is melted, and the molten material breaks the reactor vessel and falls into the cavity 56. At this time, the cooling water is supplied to the cavity 56 and submerged.
  • the molten material dropped from the pressurized water reactor 12 by the cooling promotion device 91 falls on the upper surface portion of the inclined plate 92.
  • the melt that has fallen on the inclined plate 92 becomes granulated debris due to the interaction with the cooling water stored in the cavity 56.
  • the debris (melt) is guided by the grooves 92a by the inclination of the inclined plate 92 and diffused while moving in the cavity 56 toward the tip.
  • the inclined plate 92 is formed of a porous material, the cooling water supplied to the cavity 56 passes through the inclined plate 92 and flows up and down, and debris that moves on the inclined plate 92. The heat is removed from the upper and lower surfaces while diffusing.
  • the cooling promotion device 91 is disposed in the cavity 56, and the cooling promotion device 91 is located below the pressurized water reactor 12 in the cavity 56, and is separated from the pressurized water reactor 12.
  • An inclined plate 92 for diffusing the molten material (debris) is provided, and the upper surface portion of the inclined plate 92 has an uneven shape along the direction orthogonal to the inclined direction.
  • the pressurized water reactor 12 when the pressurized water reactor 12 is damaged and the melt falls into the cavity 56 in an emergency of the nuclear power plant, the melt is received by the inclined plate 92 and diffused by flowing along the inclined plate 92.
  • the cooling of the melt falling from the pressurized water reactor 12 is accelerated by the cooling water, and the safety of the nuclear power plant can be improved by the early cooling.
  • the inclined plate 92 has an uneven shape along the direction orthogonal to the inclined direction on the upper surface portion, and the melt (debris) diffuses along each groove portion 92a, which can promote diffusion, The cooling efficiency can be improved by increasing the contact area between the melt and the cooling water.
  • FIG. 10 is a schematic configuration diagram of a melt cooling acceleration device applied to a nuclear reactor containment vessel according to Embodiment 5 of the present invention
  • FIG. 11 is a schematic side view of the melt cooling acceleration device according to Embodiment 5. is there.
  • symbol is attached
  • a cavity 56 capable of supplying cooling water is provided below the pressurized water reactor 12, and the cavity 56 falls from the pressurized water reactor 12 in an emergency.
  • a cooling promotion device 101 is provided for receiving the molten material and promoting cooling with cooling water.
  • the cooling promotion device 101 is provided with an inclined plate 102 as an inclined portion for diffusing the melt on the horizontal upper surface of the protective concrete 55a in the cavity 56.
  • the inclined plate 102 is disposed so as to incline downward toward the direction (front end portion side) extending in the horizontal direction from the lower side (base end portion) of the reactor in the cavity 56.
  • the inclined plate 102 is supported on the upper surface of the protective concrete 55a in an inclined state by a large number of support columns 103, so that a predetermined space is provided between the inclined plate 102 and the upper surface of the protective concrete 55a. Further, the inclined plate 102 has a width shorter than the width of the cavity 56 in the width direction orthogonal to the inclination direction, and the partition walls 104 are fixed to both end portions in the width direction. A downcomer space 105 is provided between the side walls of the cavity 56.
  • the inclined plate 102 is made of a porous material (or a porous plate).
  • the emergency core cooling device fails, the core inside the reactor vessel is melted, and the molten material breaks the reactor vessel and falls into the cavity 56. At this time, the cooling water is supplied to the cavity 56 and submerged.
  • the melt that has fallen from the pressurized water reactor 12 by the cooling promotion device 101 falls to the upper surface of the inclined plate 102.
  • the melt that has fallen on the inclined plate 102 becomes granulated debris due to the interaction with the cooling water stored in the cavity 56.
  • This debris (melt) is diffused while moving in the cavity 56 toward the tip end side due to the inclination of the inclined plate 102.
  • the inclined plate 102 is formed of a porous material, the cooling water supplied to the cavity 56 passes through the inclined plate 102 and flows up and down, and debris that moves on the inclined plate 102 is moved. The heat is removed from the upper and lower surfaces while diffusing.
  • the cooling water rises in a boiling state, and the high-temperature cooling water passes through each partition 104 and enters each downcomer space 105, and descends this downcomer space 105. Then, the inclined plate 102 is reached. That is, the cooling water above and below the inclined plate 102 circulates through the downcomer space 105 in the cavity 56, so that debris on the inclined plate 102 can be efficiently cooled.
  • Example 5 the cooling promotion device 101 is disposed in the cavity 56, and the inclined surface of the protective concrete 55a is positioned as the cooling promotion device 101 below the pressurized water reactor 12 in the cavity 56.
  • An inclined plate 102 for diffusing the melt (debris) from the pressurized water reactor 12 is provided on 55 b, and the partition walls 104 are fixed to both ends of the inclined plate 102, whereby the partition walls 104 and the side walls of the cavities 56 are separated.
  • a downcomer space 105 is provided between them.
  • the pressurized water reactor 12 when the pressurized water reactor 12 is damaged and the molten material falls into the cavity 56 in an emergency of the nuclear power plant, the molten material is received by the inclined plate 102 and is diffused by flowing along the inclined plate 102.
  • the cooling of the melt falling from the pressurized water reactor 12 is accelerated by the cooling water, and the safety of the nuclear power plant can be improved by the early cooling.
  • the cooling water supplied to the cavity 56 is naturally circulated above and below the inclined plate 102 by the downcomer space 105, thereby improving the cooling efficiency. Can do.
  • FIG. 12 is a schematic configuration diagram of a reactor containment vessel according to a sixth embodiment of the present invention
  • FIG. 13 is a schematic configuration diagram of a melt cooling promotion apparatus applied to the reactor containment vessel of the sixth embodiment.
  • symbol is attached
  • Example 6 As shown in FIGS. 12 and 13, a concrete structure 55 is erected on the ground 51 via a steel plate liner 52 in the reactor containment vessel 11, and the concrete structure 55 allows pressurized water
  • a type nuclear reactor 12 is supported, and a cavity 56 is formed below it.
  • a cooling promoting device 61 is provided in the cavity 56.
  • a plurality of cooling water pipes 111 are embedded in the protective concrete 55 a below the cavity 56. The plurality of cooling water pipes 111 are juxtaposed in the horizontal direction along the cavity 56 and juxtaposed in the vertical direction, and the base ends gather together in a predetermined number to form the fuel replacement water pit 58. While connected, the tip is closed. A part or all of the tip portions of the plurality of cooling water pipes 111 may be gathered.
  • the cooling water pipe 111 is connected to the fuel replacement water pit 58 through the connection pipe 112 and the check valve 113 at the base end, and to the outside of the reactor containment vessel 11 through the connection pipe 114. It is connected to the installed cooling water tank 115.
  • the fuel replacement water pit 58 and the cooling water tank 115 are installed above the cooling water pipe 111 in the vertical direction, and the cooling water stored in the fuel replacement water pit 58 and the cooling water tank 115 has its own weight.
  • each cooling water pipe 111 is filled.
  • a pump may be attached to each of the pipes 112 and 114.
  • the emergency core cooling device fails, the core inside the reactor vessel is melted, and the molten material breaks the reactor vessel and falls into the cavity 56. At this time, the cooling water is supplied to the cavity 56 and submerged.
  • the molten material dropped from the pressurized water reactor 12 in the cooling promotion device 61 falls on the upper surface portion of the inclined plate 62, and diffuses while moving in the cavity 56 toward the tip end side due to the inclination of the inclined plate 62. Is done.
  • the cooling water supplied to the cavity 56 passes up and down through the inclined plate 82, so that debris moving on the inclined plate 82 is removed from the upper surface and the lower surface while diffusing. Become.
  • the debris erodes the inclined plate 62 and the protective concrete 55a.
  • the cooling water pipe 111 embedded therein is damaged, and the cooling water inside is jetted, thereby cooling the debris and preventing the steel plate liner 52 from being eroded.
  • the coolant water pit 58 or the cooling water in the cooling water tank 115 is sequentially sent to the cooling water pipe 111 by its own weight, so that the debris can be reliably cooled.
  • the cooling promotion device 61 is disposed in the cavity 56, and the cooling water pipe 111 is disposed in the protective concrete 55a below the cavity 56.
  • the molten material falls on the inclined plate 62 of the cavity 56, and the protective concrete 55a is eroded by the inclined plate 62 and the protective concrete 55a below the inclined plate 62.
  • the cooling water piping 111 in 55a55 is damaged and the cooling water is ejected, and the melt is cooled by the cooling water, so that the steel plate liner 52 is prevented from being damaged and the safety can be improved.
  • the shape of the cavity 56 is a horizontal hole shape extending from the lower side of the pressurized water reactor 12 to one side in the horizontal direction, but is not limited to this shape. It is good also as the shape extended from the downward direction of the type
  • the inclined part was provided with the predetermined space above the concrete structure, you may provide the upper surface direct inclination part of a concrete structure, and the upper surface of a concrete structure is made into an inclined surface. This may be an inclined portion. Furthermore, the inclined part is made of a porous material or a perforated plate, and cooling water can be supplied to the lower part of the inclined part. Cooling water may be positively supplied.
  • melt accelerating device and the reactor containment vessel according to the present invention have been described as being applied to a pressurized water reactor, but the present invention is applicable to a boiling water reactor (BWR). As long as it is a light water reactor, it may be applied to any nuclear reactor.
  • BWR boiling water reactor
  • the apparatus for promoting cooling of a melt and a reactor containment vessel promotes cooling of a melt falling from a nuclear reactor by providing an inclined portion for diffusing the melt in a cavity located below the reactor. Therefore, it is intended to improve safety by cooling early, and can be applied to any kind of nuclear power plant.

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Abstract

　溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器において、原子炉格納容器（１１）の内部に加圧水型原子炉（１２）を収容すると共に、この加圧水型原子炉（１２）の下方に非常時に冷却水を供給可能なキャビティ（５６）を設け、このキャビティ（５６）に冷却促進装置（６１）を配置し、この冷却促進装置（６１）として、キャビティ（５６）における加圧水型原子炉（１２）の下方に位置して、加圧水型原子炉（１２）からの溶融物（デブリ）を拡散する傾斜板（６２）を設けることで、原子炉から落下する溶融物の冷却を促進して早期に冷却することで安全性の向上を図る。

Description

溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器
　本発明は、原子力発電プラントで苛酷事故が発生した場合に、炉心から落下する溶融物を早期に冷却を促進する溶融物の冷却促進装置、並びに、この溶融物の冷却促進装置が装備された原子炉格納容器に関するものである。
　原子力発電プラントの一つとして、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized　Water　Reactor）があり、この加圧水型原子炉では、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電している。
　このような加圧水型原子炉にて、原子炉格納容器は、岩盤等の堅固な地盤上に立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメントが区画されている。そして、このコンパートメントを画成する筒形状をなすコンクリート構造物により、中心部に原子炉容器が垂下して支持され、その下方にキャビティが画成されている。この原子炉にて、原子炉容器内には、複数の燃料棒の間に所定数の制御棒が挿入されて格子状に配列された燃料集合体が所定数格納されている。
　このように構成された原子力発電プラントにて、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）または過渡事象（トランジェント）が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器の内部の炉心を冷却することで発生する熱を十分に除去するようにしている。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がこの原子炉容器を破損させ、下部を貫通してキャビティへ落下する。一般的には、このような事故に備えて、炉心の溶融物が原子炉容器より流出したときに、流出した溶融物をキャビティにて受け止め、冷却水により冷却して安全性を確保している。
　このような技術として、例えば、特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された原子炉圧力容器からの炉心溶融物の捕捉装置は、原子炉圧力容器からの炉心溶融物の流出を良好にするものであり、原子炉圧力容器の下側に前室を配置し、この前室を原子炉圧力容器の側方に配置された通路を介して炉心溶融物の拡張室に接続している。
特許第３５３７４４４号公報
　従来の原子炉格納容器では、キャビティを冠水させることにより、落下した溶融物を冷却することを想定し、冷却に十分な表面積を確保してこのキャビティを設計している。しかしながら、冠水したキャビティに溶融物が落下した際、冷却水との相互作用によって細粒化または塊状に固化したデブリが十分に拡がらず山状に堆積してしまい、冷却のために十分な表面積を得ることができないおそれがある。
　また、上述した特許文献１の原子炉圧力容器からの炉心溶融物の捕捉装置では、原子炉圧力容器から流出した炉心溶融物を前室で受け止め、これを前室から通路を介して拡張室に流し、ここで冷却水により冷却している。そのため、前室、通路、拡張室の底面を十分な耐熱性を有する材料により構成する必要があり、高コスト化を招いてしまう。
　本発明は上述した課題を解決するものであり、原子炉から落下する溶融物の冷却を促進して早期に冷却することで安全性の向上を図る溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器を提供することを目的とする。
　上記の目的を達成するための本発明の溶融物の冷却促進装置は、原子炉の下方に冷却水を供給可能なキャビティが設けられ、該キャビティに溶融物を拡散する傾斜部が設けられることを特徴とするものである。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、前記キャビティは、前記原子炉の下方から水平方向に延出した横穴形状をなし、前記傾斜部は、前記キャビティにおける原子炉の下方から水平方向に延出した方向に向かって下方に傾斜することを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、前記傾斜部は、階段形状をなすことを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、前記キャビティは、コンクリート構造物により形成され、前記傾斜部は、前記コンクリート構造物の上方に所定の空間をあけて配置されることを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、前記傾斜部の側方にダウンカマー空間が設けられることを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、前記傾斜部は、多孔質材料または多孔板により形成されることを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、前記傾斜部は、上面部を傾斜方向に直交する方向に沿った凹凸形状とすることを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置では、外部と圧力境界を形成するライナ上にコンクリート構造物が構築されることで前記キャビティが形成され、該コンクリート構造物内に冷却水配管が配置されることを特徴としている。
　また、本発明の原子炉格納容器は、内部に原子炉が収容されると共に、前記原子炉の下方に非常時に冷却水を供給可能なキャビティが設けられる原子炉格納容器において、前記キャビティにおける前記原子炉の下方に位置して、前記原子炉からの溶融物を拡散する傾斜部が設けられることを特徴とするものである。
　本発明の原子炉格納容器では、前記キャビティに前記原子炉からの溶融物が落下する前または落下した後に、前記キャビティに対して冷却水を供給する冷却水供給手段が設けられることを特徴としている。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、原子炉の下方に冷却水を供給可能なキャビティを設け、このキャビティに溶融物を拡散する傾斜部を設けている。従って、非常時に、原子炉が破損して溶融物がキャビティに落下すると、この溶融物は傾斜部で受け止められ、この傾斜部に沿って流動することで拡散されることとなり、原子炉から落下する溶融物の冷却を促進して早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、キャビティを原子炉の下方から水平方向に延出した横穴形状とし、傾斜部をキャビティにおける原子炉の下方から水平方向に延出した方向に向かって下方に傾斜されるので、原子炉から落下した溶融物は、傾斜部で受け止められた後、この傾斜部に沿ってキャビティにおける延出方向に流動することで拡散されることとなり、溶融物の拡散領域を広く確保することができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、傾斜部を階段形状とするので、この傾斜部を複数の板材により層状に形成することができ、溶融物とキャビティに供給された冷却水との接触面積を増加させることで、冷却効率を向上させることができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、キャビティをコンクリート構造物により形成し、傾斜部をコンクリート構造物の上方に所定の空間をあけて配置するので、傾斜部で受け止められて拡散する溶融物を、キャビティに供給された冷却水により上下から冷却することができ、冷却効率を向上させることができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、傾斜部の側方にダウンカマー空間を設けるので、キャビティに供給された冷却水がダウンカマー空間により傾斜部の上下で自然循環することとなり、冷却効率を向上させることができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、傾斜部を多孔質材料または多孔板により形成するので、キャビティに供給された冷却水が傾斜部を流通することとなり、溶融物とキャビティに供給された冷却水との接触面積を増加させることで、冷却効率を向上させることができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、傾斜部の上面部を傾斜方向に直交する方向に沿った凹凸形状とするので、傾斜部に落下した溶融物は凹凸形状に沿って流動することとなり、溶融物とキャビティに供給された冷却水との接触面積を増加させることで、冷却効率を向上させることができる。
　本発明の溶融物の冷却促進装置によれば、外部と圧力境界を形成するライナ上にコンクリート構造物を構築してキャビティを形成し、コンクリート構造物内に冷却水配管を配置するので、溶融物により傾斜部やコンクリート構造物内が侵食されたときには、冷却水配管が破損して冷却水により溶融物が冷却されることとなり、ライナの破損を防止して安全性の向上を図ることができる。
　また、本発明の原子炉格納容器によれば、内部に原子炉を収容すると共に、この原子炉の下方に非常時に冷却水を供給可能なキャビティを設けて構成し、キャビティにおける原子炉の下方に位置して、原子炉からの溶融物を拡散する傾斜部を設けている。従って、非常時に、原子炉が溶融して溶融物がキャビティに落下すると、この溶融物は傾斜部で受け止められ、この傾斜部に沿って流動することで拡散されることとなり、原子炉から落下する溶融物の冷却を促進して早期に冷却することで安全性の向上を図ることができる。
　本発明の原子炉格納容器によれば、キャビティに原子炉からの溶融物が落下する前または落下した後に、キャビティに対して冷却水を供給する冷却水供給手段を設けるので、キャビティの傾斜部に落下した原子炉の溶融物を冷却水により適正に冷却することができる。
図１は、本発明の実施例１に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。 図２は、実施例１の溶融物の冷却促進装置の概略平面図である。 図３は、実施例１の原子炉格納容器が適用される原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図４は、加圧水型原子炉の原子炉構造を表す概略図である。 図５は、実施例１の原子炉格納容器の概略構成図である。 図６は、本発明の実施例２に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。 図７は、実施例２の溶融物の冷却促進装置の概略平面図である。 図８は、本発明の実施例３に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。 図９は、本発明の実施例４に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。 図１０は、本発明の実施例５に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。 図１１は、実施例５の溶融物の冷却促進装置の概略側面図である。 図１２は、本発明の実施例６に係る原子炉格納容器の概略構成図である。 図１３は、実施例６の原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。
　以下に添付図面を参照して、本発明に係る溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではない。
　図１は、本発明の実施例１に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図、図２は、実施例１の溶融物の冷却促進装置の概略平面図、図３は、実施例１の原子炉格納容器が適用される原子力発電プラントを表す概略構成図、図４は、加圧水型原子炉の原子炉構造を表す概略図、図５は、実施例１の原子炉格納容器の概略構成図である。
　実施例１の原子力発電プラントに適用された原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized　Water　Reactor）である。
　即ち、この加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図３に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは冷却水配管１４，１５を介して連結されており、冷却水配管１４に加圧器１６が設けられ、冷却水配管１５に冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管１４を通して蒸気発生器に送られる。この蒸気発生器１３では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
　蒸気発生器１３は、原子炉格納容器１１の外部に設けられたタービン１８及び復水器１９と冷却水配管２０，２１を介して連結されており、冷却水配管２１に給水ポンプ２２が設けられている。また、タービン１８には発電機２３が接続され、復水器１９には冷却水（例えば、海水）を給排する取水管２４及び排水管２５が連結されている。従って、蒸気発生器１３にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管２０を通してタービン１８に送られ、この蒸気によりタービン１８を駆動して発電機２３により発電を行う。タービン１８を駆動した蒸気は、復水器１９で冷却された後、冷却水配管２１を通して蒸気発生器１３に戻される。
　また、加圧水型原子炉１２において、図４に示すように、原子炉容器３１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体３２とその上部に装着される原子炉容器蓋３３により構成されており、この原子炉容器本体３２に対して原子炉容器蓋３３が開閉可能となっている。原子炉容器本体３２は、上部が開口して下部閉塞された円筒形状をなし、内面に熱遮蔽材３４が固定されており、上部に一次冷却水を給排する入口ノズル３５及び出口ノズル３６が形成されている。
　この原子炉容器本体３２内にて、上下の炉心板３７，３８に挟まれた形状で炉心３９が形成されており、内部に多数の燃料集合体４０が挿入されている。また、上部炉心板３７の上部には支柱４１を介して上部炉心支持板４２が固定され、この上部炉心支持板４２と上部炉心板３７との間に多数の制御棒クラスタ案内管４３が支持されている。更に、原子炉容器蓋３３に制御棒駆動装置４５が支持されており、各制御棒クラスタ駆動軸４６は制御棒クラスタ案内管４３内を通って燃料集合体４０まで延出され、下部に制御棒クラスタ（制御棒）４７が取付けられている。
　一方、下部炉心板３８の下部には下部炉心支持板４８が固定され、この下部炉心支持板４８に炉内計装案内管４９が支持されている。なお、この実施例では、炉内計装案内管４９を原子炉容器３１の下部から挿入して設けたが、炉内計装案内管４９を原子炉容器３１の上部から挿入して設けてもよいものである。
　従って、制御棒駆動装置４５により制御棒クラスタ４７を移動して燃料集合体４０に図示しない制御棒を挿入することで、炉心３９内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器３１内に充填された一次冷却水が加熱され、高温の一次冷却水が出口ノズル３６から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体４０を構成する燃料としてのウランまたはプルトニウムが核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。また、制御棒クラスタ４７を燃料集合体４０に挿入することで、炉心３９内で生成される中性子数を調整し、また、原子炉を緊急に停止するときには炉心に急速に挿入される。
　上述した原子力発電プラントの原子炉格納容器１１は、図５に示すように、岩盤等の堅固な地盤５１上に外部と圧力境界を形成する鋼板ライナ５２を介して立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメント、例えば、上部コンパートメント５３及び蒸気発生器ループ室５４が区画されている。原子炉格納容器１１内の中央部に、蒸気発生器ループ室５４を画成する筒形状をなすコンクリート構造物５５が形成されており、このコンクリート構造物５５により加圧水型原子炉１２（原子炉容器３１）が垂下して支持されている。そして、蒸気発生器ループ室５４には蒸気発生器１３が配置され、冷却水配管１４，１５により連結されている。
　また、原子炉格納容器１１内には、コンクリート構造物５５により原子炉容器３１の下方に位置してキャビティ５６が画成されており、このキャビティ５６は、ドレンライン５７を介して蒸気発生器ループ室５４に連通している。そして、原子炉格納容器１１には、燃料取替用水ピット５８が設けられ、非常時にこの燃料取替用水ピット５８の冷却水を加圧水型原子炉１２に供給して冷却する原子炉冷却経路（冷却水供給手段）５９と、冷却水を原子炉格納容器１１に散布して冷却する原子炉格納容器冷却経路（冷却水供給手段）６０が設けられている。そして、原子炉格納容器１１に散布された冷却水は、蒸気発生器ループ室５４からドレンライン５７を介してキャビティ５６に貯留される。
　なお、図示しないが、原子炉格納容器１１には、キャビティ５６に冷却水を供給する消火水などの外部注入経路が設けられ、この外部注入経路は、基端部が原子炉格納容器１１の外部に設置される消火水などの外部供給設備に連結される一方、先端部がキャビティ５６に連通している。
　このように構成された原子炉格納容器１１にて、本実施例では、加圧水型原子炉１２の下方に冷却水を供給可能なキャビティ５６が設けられ、このキャビティ５６に、非常時に、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物を受け止めて冷却水による冷却を促進する冷却促進装置６１が設けられている。
　原子力発電プラントにて、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）などが発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、加圧水型原子炉１２を含む原子炉冷却設備内に冷却水が供給されて炉心を冷却、発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がこの原子炉容器を破損させ、下部を貫通してキャビティ５６へ落下する。このとき、キャビティ５６には冷却水が供給可能となっており、このキャビティ５６に落下した溶融物は、冷却水により冷却される。しかし、キャビティに落下した溶融物は、冷却水との相互作用によって細粒化または塊状に固化するものの、固体となったデブリが山状に堆積した場合、特に、内部を十分に冷却することが困難となる。
　本実施例の冷却促進装置６１は、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物を受け止めると共に、広く拡散することで冷却水との接触面積を広げ、冷却水による溶融物の冷却を促進するものである。
　この冷却促進装置６１において、図１及び図２に示すように、キャビティ５６は、コンクリート構造物５５により加圧水型原子炉１２の下方に形成されている。このキャビティ５６は、加圧水型原子炉１２の下方から水平方向の一方側に延出した横穴形状をなし、基端部が加圧水型原子炉１２の下方に位置し、先端部側の上部がドレンライン５７を介して蒸気発生器ループ室５４（図５参照）に連通している。
　このキャビティ５６にて、鋼製ライナ５２の上部には、これを保護するための保護コンクリート５５ａが設けられており、この保護コンクリート５５ａにおける水平な上面に、冷却促進装置６１を構成する、溶融物を拡散する傾斜部としての傾斜板６２が設けられている。この傾斜板６２は、キャビティ５６における原子炉の下方（基端部）から水平方向に延出した方向（先端部側）に向かって下方に傾斜するように配置されている。
　この傾斜板６２は、保護コンクリート５５ａの上面に多数の支柱６３により傾斜状態で支持されることで、保護コンクリート５５ａの上面との間に所定の空間をあけて配置されている。また、傾斜板６２は、多孔質材料により形成されることで、キャビティ５６に供給された冷却水は、この傾斜板６２を貫通して上下に流通可能となっている。なお、傾斜板６２に用いられる多孔質材料としては、例えば、アルミナなどのセラミック材の他、オーステナイトステンレス鋼や、Ｎｉ基やＣｏ基などの超合金を素材とした不織布焼結体、粒状金属、金属粉末から焼結した焼結体などの多孔質金属体、金網を重ねた構造を持つ多孔質金属体、ハニカム構造の多孔質金属体が適用可能である。また、炭素鋼若しくはステンレス鋼に多数の穴を設けた多孔板を用いることも可能である。
　また、キャビティ５６には、貯留された冷却水を循環する冷却水循環経路６５が設けられ、この冷却水循環経路６５には、ポンプ６６と熱交換器６７が設けられている。即ち、非常時に、冷却材喪失事故などが発生したとき、ポンプ６６を駆動し、キャビティ５６に貯留された冷却水を熱交換器６７を通して循環することで、キャビティ５６に貯留された冷却水を冷却することもできる。
　事故発生時には、図５に示すように、図示しないポンプを駆動し、燃料取替用水ピット５８に貯留されている冷却水を原子炉格納容器冷却経路６０を通して送り、多数の噴射ノズルから原子炉格納容器１１内に向けて冷却水を散布する。すると、この冷却水は、原子炉格納容器１１内で発生した大量の蒸気に対して散布されることとなり、ここで、大量のエネルギを奪い取り、原子炉格納容器１１の内部を冷却してから高温となって落下し、蒸気発生器ループ室５４からドレンライン５７を通ってキャビティ５６に貯留される。原子炉格納容器１１内に放出されたエネルギを散布された冷却水により奪い取り、原子炉格納容器１１の健全性を維持することができる。
　また、事故発生時には、図示しないポンプを駆動し、燃料取替用水ピット５８に貯留されている冷却水を原子炉冷却経路５９を通して加圧水型原子炉１２に送る。すると、この冷却水は、加圧水型原子炉１２内の炉心で発生した炉心の崩壊熱を奪い取り、一部は蒸気となって原子炉格納容器１１の雰囲気へ放出され、残りは高温の水となって外部に流出し、蒸気発生器ループ室５４からドレンライン５７を通ってキャビティ５６に貯留される。
　ところで、上述した緊急炉心冷却装置が故障すると、加圧水型原子炉１２に冷却水を送って冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器を破損させてキャビティ５６へ落下する。
　この場合、燃料取替用水ピット５８に貯留されている冷却水を、原子炉格納容器１１内に送って散布する原子炉格納容器冷却経路６０が設けられており、この経路６０を原子炉冷却経路５９へ接続することも可能である。従って、緊急炉心冷却装置が故障した場合であっても、少なくとも一方の経路５９，６０を通して原子炉格納容器１１または加圧水型原子炉１２に冷却水を供給することは可能であり、この冷却水をキャビティ５６に供給することができる。また、原子炉格納容器１１には、キャビティ５６に直接冷却水を供給する消火水などの外部注入経路が設けられており、この外部注入経路を用いて冷却水をキャビティ５６に供給することができる。従って、緊急炉心冷却装置が故障しても、キャビティ５６を冷却水で冠水することができる。
　そして、冷却促進装置６１にて、図１及び図２に示すように、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜板６２の上面部に落下する。この落下中、キャビティ５６に貯留されている冷却水との相互作用により細粒化したデブリが傾斜板６２上に落下し、デブリベッドを形成する。このデブリベッド（キャビティ５６の状況によっては溶融物、または、細粒化しない塊状の固形物の場合もある）は、傾斜板６２の傾斜によりキャビティ５６内を先端部側に移動しながら拡散される。この場合、傾斜板６２は、多孔質材料（または、多孔板）により形成されているため、キャビティ５６に供給された冷却水がこの傾斜板６２を貫通して上下に流通しており、傾斜板６２上を移動するデブリは、拡散しながらその上面及び下面から除熱されることとなる。
　このように実施例１にあっては、原子炉格納容器１１の内部に加圧水型原子炉１２を収容すると共に、この加圧水型原子炉１２の下方に非常時に冷却水を供給可能なキャビティ５６を設け、このキャビティ５６に冷却促進装置６１を配置し、この冷却促進装置６１として、キャビティ５６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して、加圧水型原子炉１２からの溶融物（デブリ）を拡散する傾斜板６２を設けている。
　従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉１２が破損して溶融物がキャビティ５６に落下すると、この溶融物は傾斜板６２で受け止められ、この傾斜板６２に沿って流動することで拡散されることとなり、加圧水型原子炉１２から落下する溶融物の冷却水による冷却を促進し、早期に冷却することで原子力発電プラントの安全性の向上を図ることができる。
　また、実施例１の冷却促進装置６１では、キャビティ５６を加圧水型原子炉１２の下方から水平方向に延出した横穴形状とし、傾斜板６２をキャビティ５６における加圧水型原子炉１２の下方から水平方向に延出した方向に向かって下方に傾斜している。従って、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜板６２で受け止められた後、この傾斜板６２に沿ってキャビティ５６における延出方向に流動することで拡散されることとなり、溶融物（デブリ）の拡散領域を広く確保することができる。
　また、実施例１の冷却促進装置６１では、キャビティ５６をコンクリート構造物５５により形成し、傾斜板６２を保護コンクリート５５ａの上方に所定の空間をあけて配置している。従って、傾斜板６２で受け止められて拡散する溶融物を、キャビティ５６に供給された冷却水により上下から冷却することができ、冷却効率を向上させることができる。
　また、実施例１の冷却促進装置６１では、傾斜板６２を多孔質材料または多孔板により形成している。従って、キャビティ５６に供給された冷却水が傾斜板６２を流通することとなり、傾斜板６２上の溶融物を上下から冷却することとなり、溶融物と冷却水との接触面積を増加させ、冷却効率を向上させることができる。
　また、実施例１では、燃料取替用水ピット５８に貯留されている冷却水を、原子炉格納容器１１内に送って散布する原子炉格納容器冷却経路６０と、加圧水型原子炉１２に送る原子炉冷却経路５９が設けられると共に、原子炉格納容器１１の外部からキャビティ５６に直接冷却水を供給する消火水などの外部注入経路が設けられている。従って、緊急炉心冷却装置の故障が発生した場合であっても、いずれかの経路により冷却水をキャビティ５６に供給することができ、傾斜板６２上の溶融物を冷却水により適正に冷却することができる。
　図６は、本発明の実施例２に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図、図７は、実施例２の溶融物の冷却促進装置の概略平面図である。なお、前述した実施例で説明したものと同様の機能を有する部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
　実施例２では、図６及び図７に示すように、加圧水型原子炉１２の下方に冷却水を供給可能なキャビティ５６が設けられ、このキャビティ５６に、非常時に、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物を受け止めて冷却水による冷却を促進する冷却促進装置７１が設けられている。
　この冷却促進装置７１は、キャビティ５６内にて、保護コンクリート５５ａにおける水平な上面に、階段形状をなす傾斜層７２が設置されている。この傾斜層７２は、保護コンクリート５５ａ上に、水平な板材７３が多数の支柱７４により上下に所定空間をもって複数の層状に積み重ねられて構成され、上部の板材７３ほどキャビティ５６の基端部から先端部側へ延出する長さが短く設定されることで、キャビティ５６における原子炉の下方（基端部）から水平方向に延出した方向（先端部側）に向かって下方に階段状に傾斜するように配置される。なお、この板材７３は、多孔質材料（または、多孔板）により形成されている。
　従って、緊急炉心冷却装置が故障すると、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器を破損させてキャビティ５６へ落下する。このとき、燃料取替用水ピット５８に貯留されている冷却水が、原子炉格納容器冷却経路６０により原子炉格納容器１１内に送られる。または、消火水などの外部注入経路によりキャビティ５６に供給される。従って、緊急炉心冷却装置が故障しても、キャビティ５６は冷却水で冠水される。
　そして、冷却促進装置７１にて、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜層７２の上面部に落下する。すると、傾斜層７２上に落下した溶融物は、キャビティ５６に貯留された冷却水との相互作用により、粒状化されたデブリとなっていく。このデブリ（溶融物）は、傾斜層７２の傾斜によりキャビティ５６内を先端部側に移動しながら拡散される。この場合、傾斜層７２は、多孔質材料により形成されているため、キャビティ５６に供給された冷却水がこの傾斜層７２を貫通して上下に流通しており、傾斜層７２上を移動するデブリは、拡散しながらその上面及び下面から除熱されることとなる。
　このように実施例２にあっては、キャビティ５６に冷却促進装置７１を配置し、この冷却促進装置７１として、キャビティ５６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して、加圧水型原子炉１２からの溶融物（デブリ）を拡散する傾斜層７２を設けている。
　従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉１２が破損して溶融物がキャビティ５６に落下すると、この溶融物は傾斜層７２で受け止められ、この傾斜層７２に沿って流動することで拡散されることとなり、加圧水型原子炉１２から落下する溶融物の冷却水による冷却を促進し、早期に冷却することで原子力発電プラントの安全性の向上を図ることができる。
　また、実施例２の冷却促進装置７１では、傾斜層７２を階段形状としている。従って、この傾斜層７２を複数の板材７３により層状に形成することができ、溶融物とキャビティ５６に供給された冷却水との接触面積を増加させることで、冷却効率を向上させることができる。
　図８は、本発明の実施例３に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。なお、前述した実施例で説明したものと同様の機能を有する部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
　実施例３では、図８に示すように、加圧水型原子炉１２の下方に冷却水を供給可能なキャビティ５６が設けられ、このキャビティ５６に、非常時に、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物を受け止めて冷却水による冷却を促進する冷却促進装置８１が設けられている。
　保護コンクリート５５ａには、キャビティ５６における原子炉の下方（基端部）から水平方向に延出した方向（先端部側）に向かって下方に傾斜する傾斜面５５が形成されている。冷却促進装置８１は、キャビティ５６内にて、この保護コンクリート５５ａにおける傾斜面５５ｂに、溶融物を拡散する傾斜部としての傾斜板８２が設けられている。この傾斜板８２は、傾斜面５５ｂ上に多数の支柱８３により上下に所定空間をもって構成されることで、キャビティ５６における原子炉の下方（基端部）から水平方向に延出した方向（先端部側）に向かって下方に傾斜するように配置される。なお、この傾斜板８２は、多孔質材料（または、多孔板）により形成されている。
　従って、緊急炉心冷却装置が故障すると、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器を破損してキャビティ５６へ落下する。このとき、キャビティ５６には、冷却水が供給されて冠水される。
　そして、冷却促進装置８１にて、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜板８２の上面部に落下する。すると、傾斜板８２上に落下した溶融物は、キャビティ５６に貯留された冷却水との相互作用により、粒状化されたデブリとなっていく。このデブリ（溶融物）は、傾斜板８２の傾斜によりキャビティ５６内を先端部側に移動しながら拡散される。この場合、傾斜板８２は、多孔質材料により形成されているため、キャビティ５６に供給された冷却水がこの傾斜板８２を貫通して上下に流通しており、傾斜板８２上を移動するデブリは、拡散しながらその上面及び下面から除熱されることとなる。
　このように実施例３にあっては、キャビティ５６に冷却促進装置８１を配置し、この冷却促進装置８１として、キャビティ５６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して、保護コンクリート５５ａの傾斜面５５ｂ上に、加圧水型原子炉１２からの溶融物（デブリ）を拡散する傾斜板８２を設けている。
　従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉１２が破損して溶融物がキャビティ５６に落下すると、この溶融物は傾斜板８２で受け止められ、この傾斜板８２に沿って流動することで拡散されることとなり、加圧水型原子炉１２から落下する溶融物の冷却水による冷却を促進し、早期に冷却することで原子力発電プラントの安全性の向上を図ることができる。また、保護コンクリート５５ａに予め傾斜面５５ｂを形成し、この傾斜面５５ｂに板材を配置して傾斜板８２とすることで、構造の簡素化を可能とすることができる。
　図９は、本発明の実施例４に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。なお、前述した実施例で説明したものと同様の機能を有する部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
　実施例４では、図９に示すように、加圧水型原子炉１２の下方に冷却水を供給可能なキャビティ５６が設けられ、このキャビティ５６に、非常時に、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物を受け止めて冷却水による冷却を促進する冷却促進装置９１が設けられている。
　この冷却促進装置９１は、キャビティ５６内にて、保護コンクリート５５ａ上に、溶融物を拡散する傾斜部としての傾斜板９２が設けられている。この傾斜板９２は、保護コンクリート５５ａ上に多数の支柱９３により上下に所定空間をもって構成されることで、キャビティ５６における原子炉の下方（基端部）から水平方向に延出した方向（先端部側）に向かって下方に傾斜するように配置される。また、この傾斜板９２は、上面部を傾斜方向に直交する方向に沿った凹凸形状としている。即ち、板材をジグザグに折り曲げ加工することで傾斜板９２を形成し、上面及び下面に傾斜方向に沿った溝部９２ａを傾斜方向に直行する方向に複数設けている。なお、この傾斜板９２は、多孔質材料（または、多孔板）により形成されている。
　従って、緊急炉心冷却装置が故障すると、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器を破損してキャビティ５６へ落下する。このとき、キャビティ５６には、冷却水が供給されて冠水される。
　そして、冷却促進装置９１にて、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜板９２の上面部に落下する。すると、傾斜板９２上に落下した溶融物は、キャビティ５６に貯留された冷却水との相互作用により、粒状化されたデブリとなっていく。このデブリ（溶融物）は、傾斜板９２の傾斜により各溝部９２ａに案内されてキャビティ５６内を先端部側に移動しながら拡散される。この場合、傾斜板９２は、多孔質材料により形成されているため、キャビティ５６に供給された冷却水がこの傾斜板９２を貫通して上下に流通しており、傾斜板９２上を移動するデブリは、拡散しながらその上面及び下面から除熱されることとなる。
　このように実施例４にあっては、キャビティ５６に冷却促進装置９１を配置し、この冷却促進装置９１として、キャビティ５６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して、加圧水型原子炉１２からの溶融物（デブリ）を拡散する傾斜板９２を設け、この傾斜板９２の上面部を傾斜方向に直交する方向に沿った凹凸形状としている。
　従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉１２が破損して溶融物がキャビティ５６に落下すると、この溶融物は傾斜板９２で受け止められ、この傾斜板９２に沿って流動することで拡散されることとなり、加圧水型原子炉１２から落下する溶融物の冷却水による冷却を促進し、早期に冷却することで原子力発電プラントの安全性の向上を図ることができる。また、傾斜板９２は、上面部を傾斜方向に直交する方向に沿った凹凸形状としており、溶融物（デブリ）は各溝部９２ａに沿って拡散することとなり、拡散を促進することができると共に、溶融物と冷却水との接触面積を増加させることで、冷却効率を向上させることができる。
　図１０は、本発明の実施例５に係る原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図、図１１は、実施例５の溶融物の冷却促進装置の概略側面図である。なお、前述した実施例で説明したものと同様の機能を有する部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
　実施例５では、図１０及び図１１に示すように、加圧水型原子炉１２の下方に冷却水を供給可能なキャビティ５６が設けられ、このキャビティ５６に、非常時に、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物を受け止めて冷却水による冷却を促進する冷却促進装置１０１が設けられている。
　この冷却促進装置１０１は、キャビティ５６内にて、保護コンクリート５５ａにおける水平な上面に、溶融物を拡散する傾斜部としての傾斜板１０２が設けられている。この傾斜板１０２は、キャビティ５６における原子炉の下方（基端部）から水平方向に延出した方向（先端部側）に向かって下方に傾斜するように配置されている。
　この傾斜板１０２は、保護コンクリート５５ａの上面に多数の支柱１０３により傾斜状態で支持されることで、保護コンクリート５５ａの上面との間に所定の空間をあけて配置されている。また、傾斜板１０２は、傾斜方向に直交する幅方向にて、その幅がキャビティ５６の幅よりも短くなっており、幅方向の両端部に隔壁１０４が固定されることで、各隔壁１０４とキャビティ５６の側壁との間にダウンカマー空間１０５が設けられている。なお、傾斜板１０２は、多孔質材料（または、多孔板）により形成されている。
　従って、緊急炉心冷却装置が故障すると、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器を破損してキャビティ５６へ落下する。このとき、キャビティ５６には、冷却水が供給されて冠水される。
　そして、冷却促進装置１０１にて、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜板１０２の上面部に落下する。すると、傾斜板１０２上に落下した溶融物は、キャビティ５６に貯留された冷却水との相互作用により、粒状化されたデブリとなっていく。このデブリ（溶融物）は、傾斜板１０２の傾斜によりキャビティ５６内を先端部側に移動しながら拡散される。この場合、傾斜板１０２は、多孔質材料により形成されているため、キャビティ５６に供給された冷却水がこの傾斜板１０２を貫通して上下に流通しており、傾斜板１０２上を移動するデブリは、拡散しながらその上面及び下面から除熱されることとなる。そして、傾斜板１０２上の溶融物の上方では、冷却水が沸騰状態となって上昇し、高温の冷却水が各隔壁１０４を越えて各ダウンカマー空間１０５に入り、このダウンカマー空間１０５を下降して傾斜板１０２に至る。即ち、キャビティ５６内で、傾斜板１０２の上下の冷却水がダウンカマー空間１０５を通して循環することとなり、傾斜板１０２上のデブリを効率的に冷却できる。
　このように実施例５にあっては、キャビティ５６に冷却促進装置１０１を配置し、この冷却促進装置１０１として、キャビティ５６における加圧水型原子炉１２の下方に位置して、保護コンクリート５５ａの傾斜面５５ｂ上に、加圧水型原子炉１２からの溶融物（デブリ）を拡散する傾斜板１０２を設け、傾斜板１０２の両端部に隔壁１０４を固定することで、各隔壁１０４とキャビティ５６の側壁との間にダウンカマー空間１０５を設けている。
　従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉１２が破損して溶融物がキャビティ５６に落下すると、この溶融物は傾斜板１０２で受け止められ、この傾斜板１０２に沿って流動することで拡散されることとなり、加圧水型原子炉１２から落下する溶融物の冷却水による冷却を促進し、早期に冷却することで原子力発電プラントの安全性の向上を図ることができる。また、傾斜板１０２の側方にダウンカマー空間１０５を設けることで、キャビティ５６に供給された冷却水がダウンカマー空間１０５により傾斜板１０２の上下で自然循環することとなり、冷却効率を向上させることができる。
　図１２は、本発明の実施例６に係る原子炉格納容器の概略構成図、図１３は、実施例６の原子炉格納容器に適用された溶融物の冷却促進装置の概略構成図である。なお、前述した実施例で説明したものと同様の機能を有する部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
　実施例６では、図１２及び図１３に示すように、原子炉格納容器１１内にて、地盤５１上に鋼板ライナ５２を介してコンクリート構造物５５が立設され、このコンクリート構造物５５により加圧水型原子炉１２が支持され、その下方にキャビティ５６が形成されている。そして、このキャビティ５６に冷却促進装置６１が設けられている。また、キャビティ５６の下方の保護コンクリート５５ａには、複数の冷却水配管１１１が埋設されている。この複数の冷却水配管１１１は、キャビティ５６に沿って水平方向に並設されると共に、鉛直方向に並設されており、基端部が所定の本数で集合して燃料取替用水ピット５８に連結される一方、先端部が閉塞されている。なお、この複数の冷却水配管１１１の各先端部は、その一部または全部が集合していてもよい。
　この場合、冷却水配管１１１は、基端部が連結配管１１２及び逆止弁１１３を介して燃料取替用水ピット５８に連結されると共に、連結配管１１４を介して原子炉格納容器１１の外部に設置された冷却水タンク１１５に連結されている。燃料取替用水ピット５８及び冷却水タンク１１５は、冷却水配管１１１よりも鉛直方向における上方に設置されており、燃料取替用水ピット５８及び冷却水タンク１１５に貯留されている冷却水は、自重により各冷却水配管１１１に充填されている。なお、各配管１１２，１１４にポンプを装着してもよい。
　従って、緊急炉心冷却装置が故障すると、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融物がこの原子炉容器を破損してキャビティ５６へ落下する。このとき、キャビティ５６には、冷却水が供給されて冠水される。
　そして、冷却促進装置６１にて、加圧水型原子炉１２から落下した溶融物は、傾斜板６２の上面部に落下し、この傾斜板６２の傾斜によりキャビティ５６内を先端部側に移動しながら拡散される。このとき、キャビティ５６に供給された冷却水がこの傾斜板８２を貫通して上下に流通することで、傾斜板８２上を移動するデブリは、拡散しながらその上面及び下面から除熱されることとなる。
　また、キャビティ５６内にて、冷却水による溶融物（デブリ）の冷却が不十分であったとき、デブリが傾斜板６２及び保護コンクリート５５ａを侵食してしまう。しかし、デブリが保護コンクリート５５ａを侵食すると、ここに埋設された冷却水配管１１１が破損され、内部の冷却水が噴出することで、デブリを冷却することとなり、鋼板ライナ５２の侵食が防止される。この場合、冷却水配管１１１には、燃料取替用水ピット５８または冷却水タンク１１５の冷却水が自重により順次送られることとなり、デブリを確実に冷却することができる。
　このように実施例６にあっては、キャビティ５６に冷却促進装置６１を配置すると共に、キャビティ５６の下方の保護コンクリート５５ａ内に冷却水配管１１１を配置している。
　従って、原子力発電プラントの非常時に、加圧水型原子炉１２が破損して溶融物がキャビティ５６の傾斜板６２に落下し、この傾斜板６２やその下方の保護コンクリート５５ａを侵食しても、保護コンクリート５５ａ５５内の冷却水配管１１１が破損して冷却水が噴出し、この冷却水により溶融物が冷却されることとなり、鋼板ライナ５２の破損を防止して安全性の向上を図ることができる。
　なお、上述した各実施例では、キャビティ５６の形状を、加圧水型原子炉１２の下方から水平方向における一方に延出した横穴形状としたが、この形状に限定されるものではなく、例えば、加圧水型原子炉１２の下方から水平方向における一方と他方に延出した形状としてもよい。
　また、上述した各実施例では、コンクリート構造物の上方に所定空間をもって傾斜部を設けたが、コンクリート構造物の上面直接傾斜部を設けてもよく、また、コンクリート構造物の上面を傾斜面としてこれを傾斜部としてもよい。更に、傾斜部を多孔質材料や多孔板により構成し、傾斜部の下方に冷却水を供給可能としたが、傾斜部を多孔質材料など以外で形成し、配管やポンプなどにより傾斜部の下方に冷却水を積極的に供給してもよい。
　また、上述した各実施例では、本発明の溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器を加圧水型原子炉に適用して説明したが、沸騰型原子炉（ＢＷＲ：Boiling　Water　Reactor）に適用することもでき、軽水炉であれば、いずれの原子炉に適用してもよい。
　本発明に係る溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器は、原子炉の下方に位置するキャビティに溶融物を拡散する傾斜部を設けることで、原子炉から落下する溶融物の冷却を促進して早期に冷却することで安全性の向上を図るものであり、いずれの種類の原子力発電プラントにも適用することができる。
　１１　原子炉格納容器
　１２　加圧水型原子炉
　１３　蒸気発生器
　５２　鋼板ライナ
　５３　上部コンパートメント
　５４　蒸気発生器ループ室
　５５　コンクリート構造物
　５５ａ　保護コンクリート
　５５ｂ　傾斜面
　５６　キャビティ
　５７　ドレンライン
　５８　燃料取替用水ピット
　５９　原子炉冷却経路（冷却水供給手段）
　６０　原子炉格納容器冷却経路（冷却水供給手段）
　６１，７１，８１，９１，１０１　冷却促進装置
　６２，８２，９２，１０２　傾斜板（傾斜部）
　６３　支柱
　７２　傾斜層（傾斜部）
　１０４　隔壁
　１０５　ダウンカマー空間
　１１１　冷却水配管

Claims (10)

  1. 　原子炉の下方に冷却水を供給可能なキャビティが設けられ、該キャビティに溶融物を拡散する傾斜部が設けられることを特徴とする溶融物の冷却促進装置。
  2. 　前記キャビティは、前記原子炉の下方から水平方向に延出した横穴形状をなし、前記傾斜部は、前記キャビティにおける原子炉の下方から水平方向に延出した方向に向かって下方に傾斜することを特徴とする請求項１に記載の溶融物の冷却促進装置。
  3. 　前記傾斜部は、階段形状をなすことを特徴とする請求項１または２に記載の溶融物の冷却促進装置。
  4. 　前記キャビティは、コンクリート構造物により形成され、前記傾斜部は、前記コンクリート構造物の上方に所定の空間をあけて配置されることを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の溶融物の冷却促進装置。
  5. 　前記傾斜部の側方にダウンカマー空間が設けられることを特徴とする請求項４に記載の溶融物の冷却促進装置。
  6. 　前記傾斜部は、多孔質材料または多孔板により形成されることを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載の溶融物の冷却促進装置。
  7. 　前記傾斜部は、上面部を傾斜方向に直交する方向に沿った凹凸形状とすることを特徴とする請求項１から６のいずれか一つに記載の溶融物の冷却促進装置。
  8. 　外部と圧力境界を形成するライナ上にコンクリート構造物が構築されることで前記キャビティが形成され、該コンクリート構造物内に冷却水配管が配置されることを特徴とする請求項１から７のいずれか一つに記載の溶融物の冷却促進装置。
  9. 　内部に原子炉が収容されると共に、前記原子炉の下方に非常時に冷却水を供給可能なキャビティが設けられる原子炉格納容器において、
    　前記キャビティにおける前記原子炉の下方に位置して、前記原子炉からの溶融物を拡散する傾斜部が設けられることを特徴とする原子炉格納容器。
  10. 　前記キャビティに前記原子炉からの溶融物が落下する前または落下した後に、前記キャビティに対して冷却水を供給する冷却水供給手段が設けられることを特徴とする請求項９に記載の原子炉格納容器。
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