(57)【要約】【課題】原子炉圧力容器内における溶融炉心中の金属量をより確実に増加させることができ、ＩＶＲの信頼性を高めた原子炉を提供する。【解決手段】内部に炉心を有する原子炉圧力容器１０と、前記炉心を取り囲む炉心槽１３と、前記炉心を下方から支持するサポートプレート１１と、原子炉圧力容器１０下部に立設され、サポートプレート１１を下方から支持するサポート１２とを備え、サポート１２が溶融した場合に、サポートプレート１１が落下するようにした。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
内部に炉心を有する原子炉圧力容器と、
前記炉心を取り囲む炉心槽と、
前記炉心を下方から支持するサポートプレートと、
前記原子炉圧力容器下部に立設され、前記サポートプレートを下方から支持するサポートと、を備え、
前記サポートが溶融した場合に、前記サポートプレートが落下するように構成されたことを特徴とする原子炉。
【請求項２】
前記炉心槽が前記サポートプレートの荷重の一部を受けており、前記炉心槽の下部に、壁面厚さが薄く形成された薄肉部を有すること、
を特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器。
【請求項３】
前記炉心槽が前記サポートプレートの荷重の一部を受けており、前記炉心槽と前記サポートプレートとを固定する固定プラグを有すること、
を特徴とする請求項１または２に記載の原子炉圧力容器。
【請求項４】
前記固定プラグは、前記サポートプレートよりも低融点の材料からなること、
を特徴とする請求項３に記載の原子炉圧力容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、過酷事故の発生時に原子炉圧力容器内で溶融した炉心溶融物を冷却して保持する機能を備えた原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉における過酷事故の発生時に、原子炉圧力容器内で炉心部の燃料などが溶融し、その溶融状態が進展し、上記炉心部から下部ヘッドに溶融物が落下したとしても、注水により原子炉圧力容器の外部を冷却するか、あるいは原子炉圧力容器の内部を冷却することによって、上記炉心溶融物が下部ヘッド内で冷却されるとともに、保持される方法を容器内保持（In Vessel Retention、以下ＩＶＲと略称する)方法といい、有力な事故収束のための対策の一つとして注目されている。また、このように原子炉圧力容器内において溶融炉心を冷却する機能を有することは、世界的な規制や運用上から原子炉における基本要件となりつつある。
【０００３】
これを図７に基づいて具体的に説明する。図７は従来のＩＶＲ機能を有する原子炉圧力容器の立断面を示す構成図である。
【０００４】
図７に示すように、原子炉圧力容器１は外部に保温材２を有する。この保温材２と原子炉圧力容器１の圧力容器壁１ａとの間には、ギャップ４が形成される。
【０００５】
このように構成された原子炉圧力容器１では、燃料が溶融して内部に溶融デブリ３が堆積すると、その熱は圧力容器壁１ａを通して外部に伝達され、この圧力容器壁１ａと保温材２との間に形成されるギャップ４の中の水が加熱されて沸騰し、蒸気の浮力によってギャップ４内を上昇する流れが形成される。
【０００６】
このギャップ４内で沸騰した気液二相流体は、上部のギャップ４に形成された流出口４ａから排出される一方、新たな水が下部のギャップ４に形成された流入口４ｂから流入する。このギャップ４内の沸騰による自然循環流によって、溶融デブリ３を除熱することにより、その溶融デブリ３は、原子炉圧力容器１内において冷却されるとともに、保持される。
【０００７】
上記ＩＶＲでは、原子炉圧力容器１の外面で十分な除熱が行われ、原子炉圧力容器１の外面での熱の伝達し易さを高めることや、局所的な高熱負荷に耐えられるようにする必要がある。
【０００８】
例えば、非特許文献１には、炉心溶融時にコアサポートプレートが溶融することで厚い金属層が形成されることが開示されている。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】Analysis of In-Vessel Retention and Ex-Vessel Fuel Coolant Interaction for AP1000 （２００４年８月発行）EXECUTIVE SUMMARY (Xi) U.S. Nuclear Regulatory Commission
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
ところで、上記ＩＶＲの成功率、すなわち溶融デブリ３が原子炉圧力容器１内に冷却および保持される確率を評価するには、あらゆる事象を考慮する必要がある。例えば、溶融物の金属量や、原子炉圧力容器１の下部への堆積および上部での成層化の状態により、ＩＶＲの成功率は大きく変化してくる。
【００１１】
特に、ＩＶＲの成功率が低くなるのは、図８に示すように、金属量が少ないため、溶融酸化物層５の上面に薄い溶融金属層６が層状に堆積して成層化し、この溶融金属層６を通して熱が原子炉圧力容器１の圧力容器壁１ａを伝達する場合である。ここで、溶融酸化物層５の上面に薄い溶融金属層６が層状に堆積するのは、溶融金属層６の比重が溶融酸化物層５より軽いためである。
【００１２】
この場合は、溶融金属層６の熱伝導率が良好であることから、事故時に発生する熱が、この薄い溶融金属層６が接触する箇所の圧力容器壁１ａに集中し、局所的に高熱負荷（高熱流束）がかかるため、圧力容器壁１ａが破損して溶融デブリ３を原子炉圧力容器１内に保持することができなくなることがある。その結果、ＩＶＲの成功率が低くなる。
【００１３】
本発明は上述した事情を考慮してなされたものであり、原子炉圧力容器内における溶融炉心中の金属量をより確実に増加させることができ、ＩＶＲの信頼性を高めた原子炉を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉は、内部に炉心を有する原子炉圧力容器と、前記炉心を取り囲む炉心槽と、前記炉心を下方から支持するサポートプレートと、前記原子炉圧力容器下部に立設され、前記サポートプレートを下方から支持するサポートと、を備え、前記サポートが溶融した場合に、前記サポートプレートが落下するように構成されたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、サポートが溶融した場合にサポートプレートが落下することにより、溶融炉心中の金属量を確実に増加させ、ＩＶＲの信頼性を大幅に向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明に係る原子炉の第１実施形態における原子炉圧力容器の立断面を示す構成図である。
【図２】図１のサポートの配置態様を示す平面図である。
【図３】本発明に係る原子炉の第２実施形態における原子炉圧力容器の立断面の一部を拡大して示す構成図である。
【図４】第２実施形態の第１変形例の立断面における一部を拡大して示す構成図である。
【図５】第２実施形態の第２変形例の立断面における一部を拡大して示す構成図である。
【図６】本発明に係る原子炉の第３実施形態における原子炉圧力容器の立断面の一部を拡大して示す構成図である。
【図７】従来のＩＶＲを有する原子炉圧力容器の立断面を示す構成図である。
【図８】過酷事故時の原子炉圧力容器内の立断面を示す構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下に、本発明に係る原子炉の各実施形態について、図面を参照して説明する。
【００１８】
（第１実施形態）
図１は本発明に係る原子炉の第１実施形態における原子炉圧力容器の立断面を示す構成図である。図２は図１のサポートの配置態様を示す平面図である。なお、従来の構成と同一の部分には、図７と同一の符号を用いて説明する。
【００１９】
図１に示すように、原子炉内においては、内部に炉心（図示せず）を有する原子炉圧力容器１０が設置されている。この原子炉圧力容器１０は、外部に保温材２を有し、この保温材２と原子炉圧力容器１０の圧力容器壁１０ａとの間には、ギャップ４が形成される。このギャップ４の上部は、流出口４ａが形成される一方、その下部には流入口４ｂが形成されている。
【００２０】
一方、原子炉圧力容器１０の内部には、上記炉心の外周を取り囲む炉心槽１３と、この炉心槽１３の下部に溶接され、上記炉心の燃料を下方から支持する下部サポートプレート１１と、原子炉圧力容器１０に立設され、下部サポートプレート１１を下方から支持する複数のサポート１２と、を備えている。ここで、下部サポートプレート１１の荷重は、炉心槽１３と複数のサポート１２により双方で分散して受けている。炉心槽１３は、例えば溶接によって下部サポートプレート１１と接続されており、炉心槽１３だけでは下部サポートプレートの全荷重を支持しきれないように構成されている。換言すると、サポート１２が喪失した場合に、炉心槽１３と下部サポートプレート１１の接続部が破損して下部サポートプレート１１が落下するように構成されている。
【００２１】
下部サポートプレート１１および複数のサポート１２は、それぞれステンレス鋼などの金属から構成されている。複数のサポート１２は、本実施形態では、図２に示すように原子炉圧力容器１０の炉底部１０ｂに一定間隔をおいて放射状に８本配置されている。なお、これらのサポート１２の本数、配置、長さおよび太さについては特に制限なく、施工性および溶融性などの諸条件に基づいて決定される。
【００２２】
このように構成された本実施形態では、過酷事故時に上記燃料が溶融して溶融デブリ１４が原子炉圧力容器１０の炉底部１０ｂに落下することによって、まず複数のサポート１２が溶融された後、これらのサポート１２と炉心槽１３とで荷重を分散して固定していた下部サポートプレート１１が炉底部１０ｂに落下することによって溶融される。この場合、上記のようにサポート１２が喪失すると下部サポートプレート１１が落下する構成であることから、複数のサポート１２が溶融すると、下部サポートプレート１１が炉底部１０ｂに迅速に落下することとなる。
【００２３】
そして、炉底部１０ｂに溶融デブリ１４が堆積すると、その熱は圧力容器壁１０ａを通して外部に伝達され、この圧力容器壁１０ａと保温材２との間に形成されるギャップ４の中の水が加熱されて沸騰し、蒸気の浮力によってギャップ４内を上昇する流れが形成される。
【００２４】
このギャップ４内で沸騰した気液二相流体は、上部の流出口４ａから排出される一方、新たな水が下部の流入口４ｂから流入する。このギャップ４内の沸騰による自然循環流によって、溶融デブリ１４を除熱することにより、その溶融デブリ１４は、原子炉圧力容器１０内において冷却されるとともに、保持される。
【００２５】
したがって、本実施形態では、過酷事故時にサポート１２が溶融され、さらに下部サポートプレート１１が確実かつ迅速に落下して溶融することにより、溶融物の金属量が増加して成層化した金属を厚く形成させることができる。これにより、溶融デブリ１４上部に金属が薄い層として形成されて原子炉圧力容器１０が破損する事象を防止することができ、炉心溶融物を保持するＩＶＲの成功確率を高めることができる。
【００２６】
このように本実施形態によれば、サポート１２が溶融した場合に下部サポートプレート１１が落下することにより、溶融炉心中の金属量を確実に増加させ、ＩＶＲの信頼性を大幅に向上させることができる。
【００２７】
（第２実施形態）
図３は本発明に係る原子炉の第２実施形態における原子炉圧力容器の立断面の一部を拡大して示す概略図である。なお、本実施形態では、前記第１実施形態と同一または対応する部分に同一の符号を付して、重複する説明は省略する。その他の実施形態および変形例も同様とする。
【００２８】
図３に示すように、原子炉圧力容器１０の内部には、図示しない炉心の外周を取り囲み、下部の壁面を内側から切り欠いて厚さが薄く形成された薄肉部１３ａを有する炉心槽１３と、この炉心槽１３の下部に溶接され、上記炉心の燃料を下方から支持する下部サポートプレート１１と、原子炉圧力容器１０に立設され、下部サポートプレート１１を下方から支持する複数のサポート１２と、を備えている。ここで、下部サポートプレート１１は、上部の炉心槽１３と下部の複数のサポート１２との双方で支持しており、第１実施形態と同様、サポート１２が喪失すると下部サポートプレート１１が落下する構成である。また、炉心槽１３の薄肉部１３ａの厚さおよび長さは、溶接の加工性などの諸条件によって決定される。
【００２９】
このように構成された本実施形態では、炉心槽１３の下部が薄く形成された薄肉部１３ａを有し、この薄肉部１３ａと下部サポートプレート１１とが接続されるため、サポート１２が喪失した場合に下部サポートプレート１１が、より迅速に落下しやすい構成とすることができる。したがって、複数のサポート１２が溶融されると、即座に下部サポートプレート１１を炉底部１０ｂに落下させ、溶融させることができる。
【００３０】
したがって、本実施形態では、前記第１実施形態と同様に、過酷事故時にサポート１２が溶融され、さらに下部サポートプレート１１が確実かつ迅速に落下して溶融することにより、溶融物の金属量が増加して成層化した金属を厚く形成させることができる。これにより、溶融デブリ１４上部に金属が薄い層として形成されて原子炉圧力容器１０が破損する事象を防止することができ、炉心溶融物を保持するＩＶＲの成功確率を高めることができる。
【００３１】
このように本実施形態によれば、前記第１実施形態に効果に加えて、炉心槽１３下部の壁面厚みを薄く形成した薄肉部１３ａを有することにより、サポート１２が溶融されると、下部サポートプレート１１を炉底部１０ｂに確実かつ迅速に落下させることができる。
【００３２】
なお、薄肉部１３ａに関して、例えば図４に示すように下部の壁面を外側から切り欠いて形成された薄肉部１３ｂ、あるいは図５に示すように壁面を両側から切り欠いて厚さが薄く形成された薄肉部１３ｃ、とすることも可能である。
【００３３】
（第３実施形態）
図６は本発明に係る原子炉の第３実施形態における原子炉圧力容器の立断面の一部を拡大して示す構成図である。
【００３４】
図６に示すように、原子炉圧力容器１０の内部には、図示しない炉心の外周を取り囲む炉心槽１３と、この炉心槽１３の下部に固定プラグ３１によって固定された下部サポートプレート１１と、原子炉圧力容器１０に立設され、下部サポートプレート１１を下方から支持する複数のサポート１２と、を備えている。なお、固定プラグ３１としては、例えばボルトを用いる。
【００３５】
この固定プラグ３１は、炉心槽１３の下部に下部サポートプレート１１を、一定間隔をおいて複数本配置することにより固定している。また、固定プラグ３１は、下部サポートプレート１１およびサポート１２の使用金属であるステンレス鋼より低融点の金属であって、原子炉圧力容器１０の通常運転温度より高い融点の材料であることが望ましい。
【００３６】
また、本実施形態は、炉心槽１３のみでは下部サポートプレート１１の荷重を支えきれず、サポート１２が喪失した場合に、固定プラグ３１自身の破損、または固定プラグ３１の炉心槽１３ないし下部サポートプレート１１からの脱落により、サポートプレート１１が落下するように構成されている。
【００３７】
このように構成された本実施形態では、過酷事故時に溶融デブリ１４が原子炉圧力容器１０の炉底部１０ｂに落下することによって、まず下部サポートプレート１１のサポート１２が溶融された後、固定プラグ３１が低融点の材質であれば、輻射熱によって溶融され、固定プラグ３１を介した炉心槽１３とサポート１２とで荷重を分散して固定していた下部サポートプレート１１が炉底部１０ｂに落下することによって溶融される。
【００３８】
また、固定プラグ３１はステンレス鋼よりも低融点の材料でなくともよく、過酷事故時の輻射熱により昇温して機械的強度が低下するような材料であれば、過酷事故の発生によって固定プラグ３１が破損しやすくなり、下部サポートプレート１１がより落下しやすくなる。
【００３９】
このように本実施形態によれば、前記第１実施形態の効果に加えて、炉心槽１３の下部に下部サポートプレート１１が低融点の固定プラグ３１によって固定されたことにより、サポート１２が溶融された後、固定プラグ３１が輻射熱によって溶融され、下部サポートプレート１１を炉底部１０ｂに確実かつ迅速に落下させることができる。
【００４０】
なお、本発明は上記各実施形態に限定されることなく、種々の変更が可能である。例えば、上記各実施形態では、下部サポートプレート１１の荷重を炉心槽１３と複数のサポート１２により互いに分散して受けるようにしたが、これに限らず複数のサポート１２で下部サポートプレート１１の全荷重を受けるようにしてもよい。このように構成すれば、サポート１２が溶融された後には、下部サポートプレート１１を一段と確実かつ迅速に落下させることができる。
【００４１】
また、上記第２実施形態では、炉心槽１３の下部に下部サポートプレート１１を溶接により固定するようにしたが、これ以外に上記第３実施形態のように固定プラグにより固定するようにしてもよい。
【００４２】
さらに、上記第２実施形態およびその各変形例では、炉心槽１３の下部の壁面を片側または両側から直角に切り欠いて薄肉部としたが、これ以外に炉心槽１３の下端にいくに従って薄くなるようなテーパ状の薄肉部に形成してもよい。
【符号の説明】
【００４３】
１…原子炉圧力容器
１ａ…圧力容器壁
２…保温材
３…溶融デブリ
４…ギャップ
５…溶融酸化物層
６…溶融金属層
７…下部サポートプレート
１０…原子炉圧力容器
１１…下部サポートプレート
１２…サポート
１３…炉心槽
１３ａ…薄肉部
１４…溶融デブリ
３１…固定プラグ
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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