WO2011132370A1 - 炉心溶融物保持構造体 - Google Patents

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一義 青木
美香 田原
奥田　健
藤木　保伸
佐藤　寿樹
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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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
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a core melt holding structure that holds a melting core in a reactor vessel containing the core.
  • the hot core melt melts into the lower part of the reactor pressure vessel, and further melts through the reactor pressure vessel lower mirror and falls onto the floor in the containment vessel.
  • the core melt heats the concrete stretched on the containment floor, reacts with the concrete when the contact surface becomes hot, generates a large amount of noncondensable gases such as carbon dioxide and hydrogen, and melts and erodes the concrete.
  • the generated non-condensable gas increases the pressure in the containment vessel and may damage the reactor containment vessel.
  • the containment boundary may be damaged by melting and erosion of concrete.
  • a typical method for holding and cooling the core melt in the reactor pressure vessel is a technique called IVR (In-Vessel Retention).
  • IVR In-Vessel Retention
  • the reactor vessel is externally flooded with cooling water, the heat transferred from the core melt is removed by boiling water transfer of the cooling water, the generated steam is cooled and condensed in the containment vessel, and the condensed water is condensed into the reactor. Return to around container.
  • the core melt and the reactor vessel that have melted down to the lower part of the reactor vessel are cooled to prevent the reactor vessel from being damaged and the core melt from flowing out into the containment vessel.
  • the problem is the high heat flux generated in the metal layer formed in the molten core deposited at the bottom of the reactor vessel.
  • the oxide and metal constituting the molten core are separated and deposited in layers.
  • the heat generated in the molten core concentrates on the metal layer with relatively high thermal conductivity, so the heat flux at the position where the metal layer is formed can increase significantly. There is sex. When the high heat flux at the position where the metal layer is formed exceeds the cooling performance by the cooling water, the reactor vessel is damaged.
  • the position where the metal layer is formed when laying the heat-resistant material around the position where the metal layer is formed to prevent the reactor pressure vessel from being damaged by the high heat flux generated at the position where the metal layer is formed are highly uncertain and difficult to fully predict.
  • the amount of metal contained in the molten core is extremely small, even if fine particles are mixed in the cooling water, a heat flux exceeding the effect of improving the cooling performance due to this occurs at the position where the metal layer is formed.
  • the reactor pressure vessel may be damaged.
  • an object of the present invention is to reduce the possibility of the reactor vessel being damaged by the high heat flux at the position where the metal layer is formed in the reactor vessel when the core is melted.
  • the present invention provides a reactor core holding structure in a core melt holding structure, and a flow path hole provided below the core and supporting the core and penetrating vertically.
  • a lower support plate formed, a lower support plate support fixed to the reactor vessel and supporting the lower support plate, a heat insulating spacer, and fixed to the lower support plate support through the heat insulating spacer.
  • a heat path structure having a support plate contact portion in contact with the lower support plate and a height direction transmission portion extending downward from the support plate contact portion and having a thermal conductivity higher than that of the heat insulating spacer, To do.
  • the present invention also provides a reactor vessel that houses the core, and a lower support plate that is provided below the core and has flow passage holes that support the core and penetrate vertically.
  • a lower support plate support that is fixed to the reactor vessel and supports the lower support plate, a plurality of height direction transmission portions that extend downward from the flow path holes, and a plurality of surfaces in contact with the upper surface of the lower support plate
  • a heat path structure including a horizontal direction transmission part that connects between the height direction transmission parts.
  • the present invention also provides a reactor vessel that houses the core, and a lower support plate that is provided below the core and has flow passage holes that support the core and penetrate vertically. And a weir standing up from the upper surface of the support plate and surrounding the channel hole, and a lower support plate support fixed to the reactor vessel and supporting the lower support plate.
  • the possibility that the reactor vessel is damaged by the high heat flux at the position where the metal layer is formed in the reactor vessel can be reduced.
  • FIG. 3 is a sectional view taken along the line II in FIG. 2 showing an elevated cross section of the nuclear reactor in the first embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • FIG. 2 is a plan sectional view taken along the line II-II in FIG. It is an elevation sectional view near the heat insulation spacer in a 1st embodiment of the core melt maintenance structure concerning the present invention. It is the perspective view which extracted a part of reticulated heat path, heat insulation spacer, and a fastening bolt in a 1st embodiment of a core melt maintenance structure concerning the present invention. It is an elevation sectional view of a nuclear reactor using a 2nd embodiment of a core melt maintenance structure concerning the present invention.
  • FIG. 5 is a vertical sectional view of a nuclear reactor using a third embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • FIG. 10 is an elevational sectional view of the vicinity of a joint portion between a mesh heat path and a lower support plate support in a fourth embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • FIG. 10 is an elevational sectional view of a vicinity of a joint portion between a mesh heat path and a lower support plate support in a fifth embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • It is a plane sectional view of a nuclear reactor vessel in a sixth embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • 1 is a plan sectional view of a nuclear reactor vessel in a first embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • 1 is a vertical sectional view of a reactor vessel in a first embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • FIG. 1 is a sectional view taken along the line II in FIG. 2 showing an elevational section of a nuclear reactor in a first embodiment of a core melt holding structure according to the present invention.
  • 2 is a cross-sectional view taken along the line II-II in FIG.
  • the core melt holding structure includes a nuclear reactor vessel 1 that houses the core, a lower support plate 6, a lower support plate support 7, a heat insulating spacer 10, a height direction heat path 8, and a reticulated heat path 9.
  • a heat path structure and holds the melting core in the reactor vessel 1.
  • the nuclear reactor vessel 1 is formed by closing both ends of a cylinder extending in the vertical direction with a hemispherical head. During normal operation, the heat generated in the core in the reactor vessel 1 heats the cooling water to generate steam, and the generated steam rotates a turbine (not shown) to generate power.
  • the lower support plate 6 is provided below the core in the reactor vessel 1 and supports the core.
  • the lower support plate 6 is a plate extending in the horizontal direction, and a plurality of flow passage holes 15 penetrating vertically are formed.
  • the lower support plate support 7 extends in the vertical direction from the outer periphery of the lower support plate 6 in the reactor vessel 1 and extends toward the inner surface of the reactor vessel 1 at the upper end.
  • the lower support plate support 7 is fixed to the nuclear reactor vessel 1 and supports the lower support plate 6.
  • the heat path structure is provided in the nuclear reactor vessel 1 and includes a support plate contact portion and a height direction transmission portion extending downward from the support plate contact portion.
  • the support plate contact portion is a reticulated heat path 9, which is a heat path that transfers heat in the horizontal direction.
  • the height direction transmission part is the height direction heat path 8 and is a heat path that transfers heat in the height direction.
  • the mesh heat path 9 is formed in a mesh pattern on the upper surface of the lower support plate 6 and is in contact with the upper surface of the lower support plate 6.
  • the net-like heat path 9 is fixed to the lower support plate support 7 via a heat insulating spacer 10.
  • the height direction heat path 8 extends downward from the mesh heat path 9 through the lower support plate 6.
  • the height direction heat path 8 is connected to the mesh heat path 9.
  • the mesh heat path 9 and the height direction heat path 8 are formed of a material having a high melting point and high thermal conductivity, such as tungsten.
  • a thin plate having the same shape as the lower support plate 6 may be used.
  • FIG. 3 is an elevational sectional view in the vicinity of the heat insulating spacer in the present embodiment.
  • FIG. 4 is a perspective view of a part of the mesh heat path, the heat insulating spacer, and the fastening bolt extracted in the present embodiment.
  • the mesh heat path 9 in contact with the upper surface of the lower support plate 6 is fixed to the heat insulating spacer 10 by fastening bolts 11.
  • the heat insulating spacer 10 is fixed to the support plate support 7 by another fastening bolt 11.
  • the fastening bolt 11 that joins the reticulated heat path 9 and the heat insulating spacer 10 is kept out of contact with the support plate support 7.
  • the heat insulating spacer 10 is formed of an oxide such as alumina having a high melting point.
  • the height heat path directly contacts the core melt 3
  • the heat of the core melt 3 is transmitted to the vertical heat path 8.
  • the heat transferred to the height direction heat path 8 is transferred to the mesh heat path 9 and the lower support plate 6 by heat conduction. As a result, the lower support plate 6 is melted and dropped into the core melt 3.
  • the oxide and metal constituting the molten core may be separated and deposited in layers.
  • the heat generated in the molten core concentrates on the metal layer with relatively high thermal conductivity, so the heat flux at the position where the metal layer is formed can increase significantly.
  • the amount of metal in the core melt 3 deposited in the lower part of the reactor vessel 1 is increased by melting the lower support plate 6.
  • the thickness of the metal layer of the core melt 3 deposited in the lower part of the reactor vessel 1 is increased, the concentration of heat generated in the melt core is suppressed, and the possibility of damage to the reactor vessel 1 is reduced. be able to.
  • FIG. 5 is a vertical sectional view of a nuclear reactor using the second embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • the height direction heat path 8 is fixed to the surface of the lower head internal structure 12 disposed at the lower end of the reactor vessel 1.
  • the height direction heat path 8 may be embedded in the lower head internal structure 12.
  • the height direction heat path 8 is embedded in the lower head internal structure 12, so that the height direction heat path 8 directly contacts the reactor vessel 1 and transfers heat to the reactor vessel 1. Therefore, the possibility of damage to the reactor vessel 1 can be reduced.
  • FIG. 6 is an elevational sectional view of a nuclear reactor using the third embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • the lower end of the height direction heat path 8 is covered with a high melting point heat insulating material 20.
  • the heat insulating material 20 is made of a high melting point material having a lower thermal conductivity than the heat path 8 in the height direction, for example, an oxide such as alumina (aluminum oxide) or zirconia (zirconium oxide).
  • the lower support plate is provided under the condition that the amount of core to be melted is small and the core melt 3 supported at the lower part of the reactor vessel 1 does not contact the lower support plate 6. 6 is melted and dropped into the core melt 3.
  • the thickness of the metal layer of the core melt 3 deposited in the lower part of the reactor vessel 1 is increased, the concentration of heat generated in the melt core is suppressed, and the possibility of damage to the reactor vessel 1 is reduced. be able to.
  • the height direction heat path 8 even if the height direction heat path 8 falls into the core melt 3, the height direction heat path 8 is in contact with the reactor vessel 1 through the heat insulating material 20. become. For this reason, the possibility that the reactor vessel 1 is damaged due to the heat path 8 in direct contact with the reactor vessel 1 and transferring heat can be reduced.
  • FIG. 7 is an elevational sectional view of the vicinity of the joint portion of the mesh heat path and the lower support plate support in the fourth embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • the reticulated heat path 9 and the lower support plate support 7 are connected by fastening bolts 11 to which a disc spring 13 is attached, instead of the heat insulating spacer 10 (see FIG. 3) in the first embodiment.
  • the disc spring 13 portion has a considerably smaller cross-sectional area than a heat path structure such as the mesh heat path 9, so that the thermal conductivity is also reduced.
  • the thermal conductivity at the joint between the mesh heat path 9 and the lower support plate support 7 is smaller than that of the heat path structure such as the mesh heat path 9. For this reason, the heat of the core melt 3 is not easily transmitted to the lower support plate support 7, and the possibility that the lower support plate support 7 is melted is small. If the lower support plate support 7 is not melted, the reticulated heat path 9 and the height direction heat path 8 are supported by the lower support plate support part and fall into the core melt 3 even under the condition that the entire lower support plate 6 is melted. do not do.
  • the mesh heat path 9 is in direct contact with the lower support plate support 7 to support the lower support plate.
  • the possibility of melting 7 can be reduced.
  • the disc spring 13 at the connection portion the thermal expansion of the mesh heat path 9 can be absorbed.
  • FIG. 8 is an elevational sectional view of the vicinity of the joint portion between the mesh heat path and the lower support plate support in the fifth embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • a spacer 14 is used instead of the heat insulating spacer 10 (see FIG. 3) in the first embodiment.
  • the spacer 14 of the present embodiment is a hollow cylinder.
  • the reticulated heat path 9 and the lower support plate support 7 are coupled by fastening bolts 11 that pass through the hollow portion of the spacer 14. Since the spacer 14 is a hollow cylinder, its cross-sectional area is considerably smaller than that of the mesh heat path 9, so that the thermal resistance is increased.
  • the thermal conductivity at the joint between the mesh heat path 9 and the lower support plate support 7 is smaller than that of the heat path structure such as the mesh heat path 9. Further, a contact thermal resistance is generated at a contact portion between the reticulated heat path 9 and the spacer 14 and a contact portion between the spacer 14 and the lower support plate support 7. For this reason, the heat of the core melt 3 is not easily transmitted to the lower support plate support 7, and the possibility that the lower support plate support 7 is melted is small. If the lower support plate support 7 is not melted, the reticulated heat path 9 and the height direction heat path 8 are supported by the lower support plate support part and fall into the core melt 3 even under the condition that the entire lower support plate 6 is melted. do not do.
  • FIG. 9 is a plan sectional view of a reactor vessel in the sixth embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • the height direction heat path 8 is fixed to the outer edge of the channel hole 15 formed in the lower support plate 6 and extends downward through the channel hole 15.
  • the height direction heat path 8 is provided corresponding to each of the plurality of flow path holes 15.
  • the upper ends of the adjacent height direction heat paths 8 are connected by a horizontal heat path 16.
  • the height direction heat path 8 attached to the flow path hole 15 is connected to the horizontal direction heat path 16, when holding the core melt 3 (see FIG. 1) in the lower part of the reactor vessel 1, The heat transferred from the directional heat path 16 melts between the flow path holes of the lower support plate 6. For this reason, the flow path holes 15 are connected to each other, and most of the lower support plate 6 can be dropped to the lower part of the reactor vessel 1 and melted.
  • the lower support plate is provided under the condition that the amount of core to be melted is small and the core melt 3 supported at the lower part of the reactor vessel 1 does not contact the lower support plate 6. 6 is melted and dropped into the core melt 3.
  • the thickness of the metal layer of the core melt 3 deposited in the lower part of the reactor vessel 1 is increased, the concentration of heat generated in the melt core is suppressed, and the possibility of damage to the reactor vessel 1 is reduced. be able to.
  • the height direction heat path 8 and the horizontal direction heat path 16 are not supported by the lower support plate 6 due to melting and dropping between the flow path holes 15 of the lower support plate 6. As a result, the height direction heat path 8 and the horizontal direction heat path 16 fall to the lower part of the reactor vessel. Therefore, it is preferable to cover the lower end of the height direction heat path 8 and the connecting portion between the height direction heat path 8 and the horizontal direction heat path 16 with a heat insulating material.
  • FIG. 10 is a plan sectional view of a nuclear reactor vessel in the seventh embodiment of the core melt holding structure according to the present invention.
  • FIG. 11 is an elevational sectional view of the nuclear reactor vessel in the present embodiment.
  • a dam 17 is provided that stands from the upper surface of the lower support plate 6 and surrounds the flow path hole 15 formed in the lower support plate.
  • the weir 17 is provided along the edge of the flow path hole 15.
  • the weir 17 is made of a high melting point material.
  • the core melts and falls to the lower part of the reactor vessel 1 it temporarily accumulates on the lower support plate 6.
  • the refractory material weir 17 prevents the core melt from dropping through the flow path hole 15 to the lower part of the reactor vessel 1.
  • melting of the lower support plate 6 is promoted by heat transferred from the core melt 3 deposited on the lower support plate 6.
  • the thickness of the metal layer of the core melt 3 deposited in the lower part of the reactor vessel 1 is increased, and the concentration of heat generated in the melt core is suppressed, so that The possibility of breakage of the furnace vessel 1 can be reduced.
  • SYMBOLS 1 ... Reactor vessel, 2 ... Cooling water, 3 ... Core melt, 6 ... Lower support plate, 7 ... Lower support plate support, 8 ... Height direction heat path, 9 ... Reticulated heat path, 10 ... Thermal insulation spacer, 11 ... Fastening bolt, 12 ... Lower head internal structure, 13 ... Belleville spring, 14 ... Spacer, 15 ... Channel hole, 16 ... Horizontal heat path, 17 ... Weir, 20 ... Insulating material

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Abstract

　炉心を収める原子炉容器（１）の内部に、炉心の下方に設けられて炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレート（６）と、原子炉容器（１）に固定されて下部サポートプレート（６）を支持する下部サポートプレート支持体（７）と、断熱スペーサ（１０）と、断熱スペーサ（１０）を介して下部サポートプレート支持体７に固定されて下部サポートプレート（６）に接する網状ヒートパス（９）とこの網状ヒートパス（９）から下方に延びる高さ方向ヒートパス（８）とを備える。網状ヒートパス（９）および高さ方向ヒートパス（８）は、断熱スペーサ（１０）よりも熱伝導率が高い。

Description

炉心溶融物保持構造体
　本発明は、炉心を収めた原子炉容器内で溶融炉心を保持する炉心溶融物保持構造体に関する。
　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、格納容器内の床上に落下するに至る。炉心溶融物は格納容器床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、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る。また、コンクリートの溶融浸食により格納容器バウンダリを破損させる可能性がある。
　炉心が溶融しても、原子炉圧力容器内に保持することができれば、上記のような炉心溶融物とコンクリートの反応などを考慮する必要が無くなる。炉心溶融物を原子炉圧力容器内に保持、冷却する方法の代表的なものが、ＩＶＲ（Ｉｎ－Ｖｅｓｓｅｌ　Ｒｅｔｅｎｔｉｏｎ）と呼ばれる手法である。この手法では、原子炉容器を冷却水で外部冠水させ、炉心溶融物から伝わる熱を冷却水の沸騰熱伝達で除熱し、発生した蒸気を格納容器内で冷却、凝縮させ、凝縮水を原子炉容器周りに戻す。これにより、原子炉容器下部に溶け落ちた炉心溶融物および原子炉容器を冷却して、原子炉容器の破損とそれに伴う炉心溶融物の格納容器内への流出を防ぐ。
　このＩＶＲを成立させるためには、炉心溶融物から原子炉圧力容器に伝わる熱によって原子炉圧力容器が破損することを防ぐ必要がある。そこで、原子炉圧力容器内面の炉心溶融物から伝わる熱が集中する位置に耐熱材を張り、原子炉圧力容器に伝わる熱を制限することで、原子炉圧力容器の溶融、破損を防ぐ方法がある。また、冷却水に微粒子を混入させることによって冷却性能を向上させ、原子炉圧力容器の溶融、破損を防ぐ方法がある。
特表２０００－５０２８０８号公報 米国特許出願公開第２００８／０２１９３９６号明細書
　原子炉圧力容器内で炉心溶融物を保持しようとする場合、課題となるのは、原子炉容器下部に堆積する溶融炉心に形成される金属層に生じる高い熱流束である。溶融炉心を原子炉容器下部に保持した場合、溶融炉心を構成する酸化物と金属が分離して、層状に堆積する可能性がある。溶融炉心が酸化物層と金属層に分離した場合、溶融炉心で発生する熱は比較的熱伝導率が高い金属層に集中するため、金属層が形成される位置の熱流束が著しく上昇する可能性がある。この金属層が形成される位置の高い熱流束が、冷却水による冷却性能を超える場合、原子炉容器の破損に至る。
　金属層が形成される位置を中心に耐熱材を敷設することで、金属層が形成される位置に生じる高い熱流束によって原子炉圧力容器が破損することを防ぐ場合、金属層が形成される位置は不確実性が大きく、完全に予測することは難しい。また、溶融炉心に含まれる金属の量が著しく少ない場合、冷却水に微粒子を混入させたとしても、これによる冷却性能の向上の効果を上回る熱流束が、金属層が形成される位置に生じて、原子炉圧力容器が破損する可能性がある。
　そこで、本発明は、炉心が溶融した場合に、原子炉容器内で金属層が形成される位置における高い熱流束によって原子炉容器が破損する可能性を小さくすることを目的とする。
　上述の目的を達成するため、本発明は、炉心溶融物保持構造体において、炉心を収める原子炉容器と、前記炉心の下方に設けられて前記炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレートと、前記原子炉容器に固定されて前記下部サポートプレートを支持する下部サポートプレート支持体と、断熱スペーサと、前記断熱スペーサを介して前記下部サポートプレート支持体に固定されて前記下部サポートプレートに接するサポートプレート接触部とこのサポートプレート接触部から下方に延びる高さ方向伝達部とを備えて前記断熱スペーサよりも熱伝導率が高いヒートパス構造体と、を有することを特徴とする。
　また、本発明は、炉心溶融物保持構造体において、炉心を収める原子炉容器と、前記炉心の下方に設けられて前記炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレートと、前記原子炉容器に固定されて前記下部サポートプレートを支持する下部サポートプレート支持体と、前記流路孔から下方に延びる複数の高さ方向伝達部と前記下部サポートプレートの上面に接して複数の前記高さ方向伝達部の間を連結する水平方向伝達部とを備えるヒートパス構造体と、を有することを特徴とする。
　また、本発明は、炉心溶融物保持構造体において、炉心を収める原子炉容器と、前記炉心の下方に設けられて前記炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレートと、前記サポートプレートの上面から起立して前記流路孔を囲む堰と、前記原子炉容器に固定されて前記下部サポートプレートを支持する下部サポートプレート支持体と、を有することを特徴とする。
　本発明によれば、炉心が溶融した場合に、原子炉容器内で金属層が形成される位置における高い熱流束によって原子炉容器が破損する可能性を小さくできる。
本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第１の実施の形態における原子炉の立断面を示す図２のＩ－Ｉ矢視立断面図である。 図１のII－II矢視平断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第１の実施の形態における断熱スペーサ近傍の立断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第１の実施の形態における網状ヒートパスの一部と断熱スペーサと締結ボルトとを抜き出した斜視図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第２の実施の形態を用いた原子炉の立断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第３の実施の形態を用いた原子炉の立断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第４の実施の形態における網状ヒートパスと下部サポートプレート支持体の結合部分近傍の立断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第５の実施の形態における網状ヒートパスと下部サポートプレート支持体の結合部分近傍の立断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第６の実施の形態における原子炉容器の平断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第１の実施の形態における原子炉容器の平断面図である。 本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第１の実施の形態における原子炉容器の立断面図である。
　本発明に係る炉心溶融物保持構造体の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
［第１の実施の形態］
　図１は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第１の実施の形態における原子炉の立断面を示す図２のＩ－Ｉ矢視立断面図である。図２は、図１のII－II矢視平断面図である。
　炉心溶融物保持構造体は、炉心を収める原子炉容器１と、下部サポートプレート６と、下部サポートプレート支持体７と、断熱スペーサ１０と、高さ方向ヒートパス８と網状ヒートパス９とから構成されるヒートパス構造体とを有していて、原子炉容器１内で溶融炉心を保持する。原子炉容器１は、鉛直方向に延びる円筒の両端を半球状のヘッドで塞いだものである。通常運転時には、原子炉容器１内の炉心で発生した熱により、冷却水を加熱して蒸気を発生させ、発生した蒸気によって図示しないタービンを回転させて発電する。
　下部サポートプレート６は、原子炉容器１内の炉心の下方に設けられていて、炉心を支持している。下部サポートプレート６は、水平方向に広がる板であって、上下に貫通する流路孔１５が複数形成されている。
　下部サポートプレート支持体７は、原子炉容器１内で下部サポートプレート６の外周部から鉛直方向に延びて、上端部で原子炉容器１の内面に向かって延びている。下部サポートプレート支持体７は、原子炉容器１に固定されていて、下部サポートプレート６を支持している。
　ヒートパス構造体は、原子炉容器１内に設けられていて、サポートプレート接触部と、このサポートプレート接触部から下方に延びる高さ方向伝達部とからなっている。サポートプレート接触部は、網状ヒートパス９であって、水平方向に熱を伝達するヒートパスとなっている。高さ方向伝達部は、高さ方向ヒートパス８であって、高さ方向に熱を伝達するヒートパスとなっている。
　網状ヒートパス９は、下部サポートプレート６の上面に網状に形成されていて、下部サポートプレート６の上面に接触している。網状ヒートパス９は、断熱スペーサ１０を介して下部サポートプレート支持体７に固定されている。
　高さ方向ヒートパス８は、網状ヒートパス９から下部サポートプレート６を貫通して下方に延びている。高さ方向ヒートパス８は、網状ヒートパス９に接続されている。網状ヒートパス９と高さ方向ヒートパス８とは、融点と熱伝導率が高い、たとえばタングステンなどの材料で形成されている。網状ヒートパス９の代わりに、下部サポートプレート６と同じ形状の薄板を用いてもよい。
　図３は、本実施の形態における断熱スペーサ近傍の立断面図である。図４は、本実施の形態における網状ヒートパスの一部と断熱スペーサと締結ボルトとを抜き出した斜視図である。
　下部サポートプレート６の上面に接する網状ヒートパス９は、締結ボルト１１によって断熱スペーサ１０と固定されている。断熱スペーサ１０は、別の締結ボルト１１によってサポートプレート支持体７に固定されている。網状ヒートパス９と断熱スペーサ１０とを結合する締結ボルト１１は、サポートプレート支持体７と接触しないようにしておく。断熱スペーサ１０は、融点が高い、たとえばアルミナなどの酸化物で形成されている。
　このような炉心溶融物保持構造体を持つ原子炉において、原子炉容器１内への給水の停止などにより炉心の冷却が不十分となって、炉心溶融に至った場合、高温の炉心溶融物３が下部サポートプレート６の流路孔１５を通過して原子炉容器１の下部に溶け落ちる。この際、原子炉容器１を冷却水２で外部冠水させ、炉心溶融物３から伝わる熱を冷却水２の沸騰熱伝達で除熱し、発生した蒸気を格納容器内で冷却、凝縮させ、凝縮水を原子炉容器１周りに戻す。これにより、原子炉容器１の下部に溶け落ちた炉心溶融物３および原子炉容器１を冷却して、原子炉容器１の破損とそれに伴う炉心溶融物３の格納容器内への流出を防ぐ。
　溶融する炉心の量が少なく、原子炉容器１の下部に支持された炉心溶融物３が下部サポートプレート６に接触しない条件において、炉心溶融物３に高さ方向ヒートパスが直接接触することで、高さ方向ヒートパス８に炉心溶融物３の熱が伝わる。高さ方向ヒートパス８に伝わった熱は、網状ヒートパス９および下部サポートプレート６に熱伝導で伝わる。その結果、下部サポートプレート６を溶融させて炉心溶融物３に落下させる。
　溶融炉心を原子炉容器１の下部に保持した場合、溶融炉心を構成する酸化物と金属が分離して、層状に堆積する可能性がある。溶融炉心が酸化物層と金属層に分離した場合、溶融炉心で発生する熱は比較的熱伝導率が高い金属層に集中するため、金属層が形成される位置の熱流束が著しく上昇する可能性がある。しかし、本実施の形態では、下部サポートプレート６を溶融させることにより、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３内の金属量を増大させている。その結果、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
　また、網状ヒートパス９を通じて、下部サポートプレート支持体７にも熱が伝わる。しかし、網状ヒートパス９と下部サポートプレート支持体７とが断熱スペーサ１０を介して接続されているため、高さ方向ヒートパス８および網状ヒートパス９の熱伝導率よりも断熱スペーサ１０部分での熱伝導率は小さい。このため、下部サポートプレート支持体７には、炉心溶融物３の熱は伝わりにくく、下部サポートプレート支持体７が溶融する可能性は小さい。下部サポートプレート支持体７が溶融していなければ、下部サポートプレート６が全量溶融する条件においても、網状ヒートパス９と高さ方向ヒートパス８は下部サポートプレート支持部により支持され、炉心溶融物３に落下しない。
［第２の実施の形態］
　図５は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第２の実施の形態を用いた原子炉の立断面図である。
　本実施の形態では、高さ方向ヒートパス８は、原子炉容器１の下端部に配置された下部ヘッド内構造物１２の表面に固定されている。高さ方向ヒートパス８は、下部ヘッド内構造物１２に埋め込まれていてもよい。
　このような炉心溶融物保持構造体であっても、溶融する炉心の量が少なく、原子炉容器１の下部に支持された炉心溶融物３（図１参照）が下部サポートプレート６に接触しない条件において、下部サポートプレート６を溶融させて炉心溶融物３に落下させる。その結果、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
　さらに、本実施の形態では、高さ方向ヒートパス８が下部ヘッド内構造物１２に埋め込まれているため、高さ方向ヒートパス８が原子炉容器１に直接接触して原子炉容器１に熱を伝えることによる原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
［第３の実施の形態］
　図６は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第３の実施の形態を用いた原子炉の立断面図である。
　本実施の形態では、高さ方向ヒートパス８の下端は、高融点の断熱材２０で覆われている。この断熱材２０は、高さ方向ヒートパス８よりも熱伝導率が低い、高融点の材料、たとえばアルミナ（酸化アルミニウム）やジルコニア（酸化ジルコニウム）などの酸化物で形成されている。
　このような炉心溶融物保持構造体であっても、溶融する炉心の量が少なく、原子炉容器１の下部に支持された炉心溶融物３が下部サポートプレート６に接触しない条件において、下部サポートプレート６を溶融させて炉心溶融物３に落下させる。その結果、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
　さらに、本実施の形態では、仮に高さ方向ヒートパス８が炉心溶融物３の中に落下した場合であっても、高さ方向ヒートパス８は断熱材２０を介して原子炉容器１に接触することになる。このため、高さ方向ヒートパス８が原子炉容器１に直接接触して熱を伝えることによる原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
［第４の実施の形態］
　図７は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第４の実施の形態における網状ヒートパスと下部サポートプレート支持体の結合部分近傍の立断面図である。
　本実施の形態では、網状ヒートパス９と下部サポートプレート支持体７とは、第１の実施の形態における断熱スペーサ１０（図３参照）の代わりに、皿ばね１３を取り付けた締結ボルト１１で接続されている。皿ばね１３部分は、網状ヒートパス９などのヒートパス構造体よりも断面積がかなり小さいため、熱伝導率も小さくなる。
　このような炉心溶融物保持構造体であっても、溶融する炉心の量が少なく、原子炉容器１の下部に支持された炉心溶融物３（図１参照）が下部サポートプレート６に接触しない条件において、下部サポートプレート６を溶融させて炉心溶融物３に落下させる。その結果、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
　また、網状ヒートパス９と下部サポートプレート支持体７との結合部分での熱伝導率は、網状ヒートパス９などのヒートパス構造体よりも小さい。このため、下部サポートプレート支持体７には、炉心溶融物３の熱は伝わりにくく、下部サポートプレート支持体７が溶融する可能性は小さい。下部サポートプレート支持体７が溶融していなければ、下部サポートプレート６が全量溶融する条件においても、網状ヒートパス９と高さ方向ヒートパス８は下部サポートプレート支持部により支持され、炉心溶融物３に落下しない。
　さらに、網状ヒートパス９と下部サポートプレート支持体７とを、皿バネ１３を取り付けた締結ボルト１１で接続することにより、網状ヒートパス９が下部サポートプレート支持体７に直接接触して、下部サポートプレート支持７を溶融する可能性を小さくできる。また、皿バネ１３を接続部に設けたことにより、網状ヒートパス９の熱膨張を吸収することができる。
［第５の実施の形態］
　図８は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第５の実施の形態における網状ヒートパスと下部サポートプレート支持体の結合部分近傍の立断面図である。
　本実施の形態では、第１の実施の形態における断熱スペーサ１０（図３参照）の代わりに、スペーサ１４を用いている。本実施の形態のスペーサ１４は、中空の円筒である。網状ヒートパス９と下部サポートプレート支持体７とは、スペーサ１４の中空部を貫通する締結ボルト１１で結合されている。このスペーサ１４は、中空の円筒であるから、網状ヒートパス９よりも断面積がかなり小さいため、熱抵抗が大きくなる。
　このような炉心溶融物保持構造体であっても、溶融する炉心の量が少なく、原子炉容器１の下部に支持された炉心溶融物３（図１参照）が下部サポートプレート６に接触しない条件において、下部サポートプレート６を溶融させて炉心溶融物３に落下させる。その結果、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
　また、網状ヒートパス９と下部サポートプレート支持体７との結合部分での熱伝導率は、網状ヒートパス９などのヒートパス構造体よりも小さい。また、網状ヒートパス９とスペーサ１４との接触部分およびスペーサ１４と下部サポートプレート支持体７との接触部分には、接触熱抵抗が生じる。このため、下部サポートプレート支持体７には、炉心溶融物３の熱は伝わりにくく、下部サポートプレート支持体７が溶融する可能性は小さい。下部サポートプレート支持体７が溶融していなければ、下部サポートプレート６が全量溶融する条件においても、網状ヒートパス９と高さ方向ヒートパス８は下部サポートプレート支持部により支持され、炉心溶融物３に落下しない。
［第６の実施の形態］
　図９は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第６の実施の形態における原子炉容器の平断面図である。
　本実施の形態において、高さ方向ヒートパス８は、下部サポートプレート６に形成された流路孔１５の外縁に固定され、流路孔１５を貫通して下方に延びている。高さ方向ヒートパス８は、複数の流路孔１５のそれぞれに対応して設けられている。たとえば隣り合う高さ方向ヒートパス８の上端部は、水平方向ヒートパス１６によって連結されている。
　流路孔１５に取り付けた高さ方向ヒートパス８が水平方向ヒートパス１６と接続されているため、原子炉容器１の下部で炉心溶融物３（図１参照）を保持している際には、水平方向ヒートパス１６から伝わる熱により下部サポートプレート６の流路孔の間が溶融する。このため、流路孔１５同士がつながり、下部サポートプレート６の大部分を原子炉容器１の下部に落下させ、溶融させることができる。
　このような炉心溶融物保持構造体であっても、溶融する炉心の量が少なく、原子炉容器１の下部に支持された炉心溶融物３が下部サポートプレート６に接触しない条件において、下部サポートプレート６を溶融させて炉心溶融物３に落下させる。その結果、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
　また、本実施の形態では、下部サポートプレート６の流路孔１５の間が溶融落下することにより、高さ方向ヒートパス８および水平方向ヒートパス１６が下部サポートプレート６で支持されなくなる。その結果、高さ方向ヒートパス８および水平方向ヒートパス１６が、原子炉容器下部に落下する。そこで、高さ方向ヒートパス８の下端、および、高さ方向ヒートパス８と水平方向ヒートパス１６との接続部は、断熱材で覆うことが好ましい。
［第７の実施の形態］
　図１０は、本発明に係る炉心溶融物保持構造体の第７の実施の形態における原子炉容器の平断面図である。図１１は、本実施の形態における原子炉容器の立断面図である。
　本実施の形態では、下部サポートプレート６の上面から起立して、下部サポートプレートに形成された流路孔１５を囲む堰１７が設けられている。堰１７は、流路孔１５の縁に沿って設けられている。堰１７は、高融点材料で形成される。
　炉心が溶融し原子炉容器１下部に落下する際には、下部サポートプレート６の上に一旦堆積する。このとき高融点材料の堰１７により、炉心溶融物が流路孔１５を通って原子炉容器１下部に落下することを抑制する。その結果、下部サポートプレート６上に堆積した炉心溶融物３から伝わる熱により、下部サポートプレート６の溶融が促進される。
　このような炉心溶融物保持構造体であっても、原子炉容器１の下部に堆積した炉心溶融物３の金属層の厚さが大きくなり、溶融炉心で発生する熱の集中が抑制され、原子炉容器１の破損の可能性を小さくすることができる。
［他の実施の形態］
　上述の各実施の形態は単なる例示であり、本発明はこれらに限定されない。また、各実施の形態の特徴を組み合わせて実施してもよい。
１…原子炉容器、２…冷却水、３…炉心溶融物、６…下部サポートプレート、７…下部サポートプレート支持体、８…高さ方向ヒートパス、９…網状ヒートパス、１０…断熱スペーサ、１１…締結ボルト、１２…下部ヘッド内構造物、１３…皿ばね、１４…スペーサ、１５…流路孔、１６…水平方向ヒートパス、１７…堰、２０…断熱材

Claims (9)

  1. 　炉心を収める原子炉容器と、
    　前記炉心の下方に設けられて前記炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレートと、
    　前記原子炉容器に固定されて前記下部サポートプレートを支持する下部サポートプレート支持体と、
    　断熱スペーサと、
    　前記断熱スペーサを介して前記下部サポートプレート支持体に固定されて前記下部サポートプレートに接するサポートプレート接触部とこのサポートプレート接触部から下方に延びる高さ方向伝達部とを備えて前記断熱スペーサよりも熱伝導率が高いヒートパス構造体と、
    　を有することを特徴とする炉心溶融物保持構造体。
  2. 　前記サポートプレート接触部は前記下部サポートプレートに沿って広がる網目状に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保持構造体。
  3. 　前記サポートプレート接触部は前記下部サポートプレートに沿って広がる薄板であることを特徴とする請求項１に記載の炉心溶融物保持構造体。
  4. 　前記原子炉容器の下端部に配置された下部ヘッド内構造物をさらに有し、
    　前記高さ方向伝達部は前記下部ヘッド内構造物に固定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１項に記載の炉心溶融物保持構造体。
  5. 　前記高さ方向伝達部の下端は前記高さ方向伝達部よりも熱伝導率が小さい断熱材で覆わ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１項に記載の炉心溶融物保持構造体。
  6. 　前記断熱スペーサは前記サポートプレート接触部と前記下部サポートプレート支持部とを接続する皿バネを取り付けた締結ボルトであ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１項に記載の炉心溶融物保持構造体。
  7. 　前記断熱スペーサは前記サポートプレート接触部と下部サポートプレート支持部とを接続するスペーサを取り付けた締結ボルトであ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１項に記載の炉心溶融物保持構造体。
  8. 　炉心を収める原子炉容器と、
    　前記炉心の下方に設けられて前記炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレートと、
    　前記原子炉容器に固定されて前記下部サポートプレートを支持する下部サポートプレート支持体と、
    　前記流路孔から下方に延びる複数の高さ方向伝達部と前記下部サポートプレートの上面に接して複数の前記高さ方向伝達部の間を連結する水平方向伝達部とを備えるヒートパス構造体と、
    　を有することを特徴とする炉心溶融物保持構造体。
  9. 　炉心を収める原子炉容器と、
    　前記炉心の下方に設けられて前記炉心を支持して上下に貫通する流路孔が形成された下部サポートプレートと、
    　前記サポートプレートの上面から起立して前記流路孔を囲む堰と、
    　前記原子炉容器に固定されて前記下部サポートプレートを支持する下部サポートプレート支持体と、
    　を有することを特徴とする炉心溶融物保持構造体。
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