(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
アセンブリであって、
圧力抑制プール（３０）、ドライウェル（２４）及び床を具備する原子炉格納容器（２２）を備え、
前記床から上方へ延出するドライウェルの側壁（２８）が設けられ、該側壁は前記ドライウェルから前記圧力抑制プールを分離し、前記圧力抑制プール、ドライウェル及び前記側壁（２８）が前記原子炉格納容器（２２）に格納されており、
前記アセンブリは、さらに、
前記原子炉格納容器の内側に設置された原子炉圧力容器（１２）と、
前記圧力容器の下方に配置され、前記原子炉格納容器の前記床から上方へ垂直方向に離間して配置され、前記床との間にサンプ（８６）を規定する支持格子板（８４）と
を備え、
前記ドライウェルの側壁が、前記サンプを規定し、
前記支持格子板は上板（８７）を備え、
前記アセンブリは、さらに、
前記上板（８７）上に配置された耐火材と、
前記支持格子板から垂直方向上方へ延出し、前記ドライウェルの側壁（２８）から内側へ離間して配置され、前記ドライウェルの側壁との間に環状流路（１３２）を規定する環状の支持格子板遮蔽壁（８９）と、
前記サンプ内にある少なくとも１つの流れそらせ板（１００）と、
前記環状流路を通って延出し、前記ドライウェルと前記サンプとを流体連通させる入口流路（１４０）と、
前記環状流路を通って延出し、前記サンプと前記ドライウェルとを流体連通させる出口流路（１４２）とを具備するアセンブリ。
【請求項２】
前記サンプ（８６）の内部に、実質的に曲がりくねった流れ経路が規定される請求項１記載のアセンブリ。
【請求項３】
前記流れそらせ板（１００）は、流れ入口面（１０２）及び流れ出口面（１０４）を有する請求項１又は２に記載のアセンブリ。
【請求項４】
前記流れそらせ板（１００）は、該流れそらせ板（１００）から垂直に前記環状流路（１３２）の中へ延出し、前記入口流路（１４０）と前記出口流路（１４２）とを分割する仕切り（１４４）を有する請求項１乃至３のいずれか１項に記載のアセンブリ。
【請求項５】
前記入口流路（１４０）と前記出口流路（１４２）とは互いにほぼ平行である請求項１乃至４のいずれか１項に記載のアセンブリ。
【請求項６】
対流により水が前記サンプから前記出口流路（１４２）を経て前記ドライウェルに戻される請求項１乃至５のいずれか１項に記載のアセンブリ。
【請求項７】
水が前記ドライウェルから前記入口流路（１４０）を通過して前記流れそらせ板（１００）の流れ入口面（１０２）に進む請求項１乃至６のいずれか１項に記載のアセンブリ。
【請求項８】
請求項１乃至７のいずれか１項に記載のアセンブリを有する原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は一般に原子炉に関し、特に、原子炉格納容器内の熱除去系に関する。
【背景技術】
【０００２】
周知の沸騰水型原子炉の１つは、ドライウェル又は原子炉格納容器の中に配置された原子炉圧力容器（ＲＰＶ）と、圧力抑制プール（ＳＰ）と、受動原子炉格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）とを含む。ＲＰＶは炉心を収納しており、原子炉格納容器は、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）及び発電装置の運転と関連する他の負荷により規定される設計圧力に耐えるように設計される。ＰＣＣＳは、想定冷却材喪失事故中、原子炉格納容器の圧力を設計値以下に制限すると共に、ＲＰＶの炉心をほぼ冷却状態に保持するように構成される。
【特許文献１】特開２００１−１６６０８１号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
通常、原子炉格納容器の底床は、原子炉ビルディングのベースマットの一部である。状況によっては、ベースマットは岩盤の上に乗っており、通常、ベースマットは、原子炉ビルディング、原子炉格納容器の壁、圧力抑制プール及び原子炉ペデスタルを支持する。原子炉ペデスタルは、原子炉の内部構成要素を含めて、ＲＰＶを支持する。重大事故の場合、溶融炉心が原子炉の下部ヘッドに侵入すると想定される。溶融炉心は、原子炉圧力容器の下方の領域の内部へ流れ込み、ステンレス鋼ライナで被覆された原子炉圧力容器の床と接触すると考えられる。原子炉格納容器のライナ及びベースマット構造を溶融炉心デブリから保護する方法は、いくつか知られている。しかし、方法の中には、溶融炉心デブリを冷却することにより、長期間の安定化を図ることを含まないものもある。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
１つの面において、提供されるアセンブリは、圧力容器の下方に配置され、原子炉格納容器の床から上方へ垂直方向に離間して配置され、床との間にサンプを規定するように構成された支持格子板を含む。アセンブリは、床から垂直方向上方へ延出する環状の壁を更に含み、この壁は、支持格子板及びサンプの側方の境界を規定する。壁は、サンプを圧力抑制プールから分離する。アセンブリは、壁からサンプ内部へ延出する少なくとも１つの流れそらせ板と、壁を貫通し、サンプと圧力抑制プールとを流体連通させる入口流路と、壁を貫通し、サンプと圧力抑制プールとを流体連通させる出口流路とを更に含む。
【０００５】
別の面において提供されるアセンブリは、ドライウェル及び床を有する原子炉格納容器と、原子炉格納容器の内側に設置された原子炉圧力容器と、圧力容器の下方に配置され、原子炉格納容器の床から上方へ垂直方向に離間して配置され、床との間にサンプを規定する支持格子板と、サンプ内部にある少なくとも１つの流れそらせ板と、支持格子板から垂直方向上方へ延出し、原子炉格納容器の側壁から内側へ離間して配置され、側壁との間に環状流路を規定する環状の壁と、環状流路を通って延出し、ドライウェルとサンプとを流体連通させる入口流路と、環状流路を通って延出し、サンプとドライウェルとを流体連通させる出口流路とを含む。
【０００６】
更に別の面において提供される原子炉は、床を含む一次原子炉格納容器と、一次原子炉格納容器の内部に配置された原子炉圧力容器と、一次原子炉格納容器の内部に位置し、原子炉圧力容器の上方に配置されたドライウェルと、一次原子炉格納容器の内部に位置し、原子炉圧力容器に隣接して配置された圧力抑制プールと、一次原子炉格納容器の内部に位置し、原子炉圧力容器の下方に配置された炉心冷却系とを含む。炉心冷却系は、支持格子板を含む。支持格子板は、上板と底板を有する。支持格子板は、原子炉格納容器の床から上方へ垂直方向に離間して配置されて、床との間にサンプを規定する。サンプの内部には、実質的に曲がりくねった流れ経路が規定される。炉心冷却系は、サンプと、ドライウェル及び圧力抑制プールのうちの少なくとも一方とを流体連通させる入口流路と、サンプと、ドライウェル及び圧力抑制プールのうちの少なくとも一方とを流体連通させる出口流路とを更に含む。入り口流路及び出口流路は、サンプと、ドライウェル及び圧力抑制プールのうちの少なくとも一方との間で、対流によって水を循環させるように構成される。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００７】
図１は、本発明の一実施例による原子炉システム１０の概略図である。原子炉システム１０は、原子炉の炉心１４を封じ込める円筒形の原子炉圧力容器１２（ＲＰＶ）を含む。ＲＰＶ１２は円筒形の壁１６を含み、壁１６は、一端部でトップヘッド１８により密閉され、他端部ではボトムヘッド２０により密閉されている。ＲＰＶ１２は、一次原子炉格納容器２２（ＰＣＶ）の内部に収納される。一次原子炉格納容器２２の内面は、鋼ライナで被覆されている。一次原子炉格納容器２２は、ドライウェル２４と、ウェットウェル２６とを含む。一実施例では、ドライウェル２４は、最上部がドーム形になっているコンクリートの円筒であり、ウェットウェル２６は、ＲＰＶのペデスタル又は壁２８と、一次原子炉格納容器２２とにより形成される環状のチャンバである。ウェットウェル２６には、水のプールである圧力抑制プール３０が配置されており、ＲＰＶ１２はドライウェル２４に配置されている。ドライウェル２４とウェットウェル２６を結合しているのは、壁２８に埋設されたドライウェル／ウェットウェル通気系である。重大事故中、ドライウェルの壁２８の下部にある複数の可溶弁３２を介して、下部のドライウェルと圧力抑制プール２６との間の補助結合が起動される。壁２８の内部には、複数の下降管又は管状流路（図示せず）が垂直方向に延出している。各下降管の一端部はドライウェル２４に開いており、他端部は、圧力抑制プール３０の水の中に浸漬された複数の水平ノズル３１に結合されている。ドライウェルの壁２８は、ＰＣＶ２２のベースマット８２から垂直方向に延出し、ドライウェル２４を圧力抑制プール３０から分離する。一実施例では、ドライウェルの壁２８は環状である。弁３２は可溶性であり、ドライウェル２４の温度が所定の温度を超えるまで閉鎖された状態を保つ。所定の温度に達すると、弁３２は開き、圧力抑制プール３０からドライウェル２４の内部へ水を流入させる。更に、給水ライン３４がＲＰＶ１２に水を供給し、蒸気ライン３６はＲＰＶ１２から蒸気を運び去る。
【０００８】
図１には、２つの一次原子炉格納容器冷却系３８及び４０も示されているが、本明細書においては、これらの冷却系は、場合によっては、ＰＣＣＳ３８及び４０と略される。ＰＣＣＳ３８及び４０は、復水器又は熱交換器４２及び４４を含む。復水器４２及び４４は、大きな復水器プール４６において蒸気を凝縮し、熱を水に伝達する。復水器プール４６は大気と連通している。各々の復水器４２及び４４は、原子炉ビルディングの中の、燃料プールとほぼ同じ高さの場所に配置される復水器プール４６のそれぞれ対応する区画の中に浸漬されている。復水器プール４６は、ＰＣＶ２２の外側の、ＰＣＶ２２より高い場所にある。一実施例では、原子炉システム１０はＰＣＣＳ３８を含まない。
【０００９】
各々の復水器４２及び４４は、上部ドラム４８と、下部ドラム５０とに結合されている。蒸気は、ライン又は流路５２を介してＰＣＣＳ３８に入り、また、ライン又は流れ経路５４を介してＰＣＣＳ４０に入る。蒸気とガスの混合物も、ＲＰＶ１２からライン又は流れ経路５６を介してＰＣＣＳ３８に入る。蒸気は復水器４２及び４４で凝縮され、下部ドラム５０に落下する。凝縮蒸気と非凝縮性ガスは、下部ドラム５０から排出され、ライン５８及び６０を介して放出されることが可能である。ライン５８及び６０の出口は、圧力抑制プール３０の中に浸漬されている。
【００１０】
ＰＣＣＳ３８及び４０からの熱によって、復水器プール４６の温度は、復水器プール内の水を沸騰させる値まで上昇する。それにより形成される蒸気は非放射性であり、ステーション周囲圧力に対してわずかな正の圧力を有する。この蒸気は、各々のＰＣＣＳ３８及び４０の上方にある蒸気空間から、排出口６２を経て原子炉ビルディングの外へ排出される。過剰な水分のキャリーオーバ及び復水器プールの水の損失を防止するために、排出口６２の入口に湿分分離器を設置してもよい。
【００１１】
重大事故の場合、炉心１４は過熱状態となり、ウランを含む炉心内部の核燃料が溶融して、液体状の溶融塊を形成することがある。本明細書では、この溶融塊をコリウム７０と呼ぶ。コリウム７０は、圧力容器１２のボトムヘッド２０を通過する間に溶融し、コリウム保護アセンブリに落下する。ＰＣＶ２２をコリウム７０から保護し、コリウム７０をＰＣＶの内部に封じ込めるために、本発明の一実施例に従ったコリウム保護アセンブリ又は炉心キャッチャ８０が設けられる。炉心キャッチャ８０は、ＰＣＶ２２のベースマット８２に近接して、ドライウェル２４の下部領域に配置される。
【００１２】
図２は、炉心キャッチャ８０の一実施例の概略側面図である。炉心キャッチャ８０は、支持格子板８４を含む。支持格子板８４は、圧力容器１２の下方にあり、ＰＣＶ２２のベースマット８２から上方へ垂直方向に離間して配置されて、ベースマット８２との間に間隙又はサンプ８６を規定する。ドライウェルの壁２８は、支持格子板８４とサンプ８６の側方の境界を規定する。
【００１３】
支持格子板８４は、上板８７及び底板８８を有する。支持格子板８４は、支持格子板８４の上板８７から垂直に延出する支持格子板遮蔽壁８９を有する。一実施例では、支持格子板８４が装着されているビーム９２を、複数のカラム９０が支持している。支持格子板８４の下方における流体の流れを容易にするために、Ｉビーム９２のウェブには、複数の開口部が設けられる。一実施例では、支持格子板８４の上板８７に、側方で隣接し合う保護ブロック（図示せず）から成る複数の層が配置されている。それらの保護ブロックの層は、ＰＣＶ２２をコリウム７０から保護するように大きさを定められ、構成される。別の実施例においては、支持格子板８４は、鋼層から製造された支持構造（図示せず）を含む。この支持構造は、上板８７の上で耐火材によって被覆され、水９４により冷却される。水９４は、能動的な手段（ポンプ）又は受動的な手段（重力）のいずれかを使用して、導管９６を介して下部ドライウェル２４をあふれさせることにより供給されてもよい。別の実施例では、コリウム７０からの高熱によって炉心キャッチャ８０の強度が劣化するのを防止するために、底板８８と、円筒形の壁８９の側面が断熱材９８（又はセラミック材料）によって被覆される。コリウム７０を、炉心キャッチャ８０の内部に保持し、且つ冷却することができるように、炉心キャッチャ８０の構造上の一体性を維持するために、断熱材（又はセラミック材料）は炉心キャッチャ８０を保護する。
【００１４】
炉心キャッチャ８０は、少なくとも１つの流れそらせ板１００を含む。流れそらせ板１００は、サンプ８６の内部に配置されている。一実施例では、流れそらせ板１００は、壁２８から延出している。流れそらせ板１００は、根元端部１０６と、先端部１０７を有する。根元端部１０６は、先端部１０７より大きい横断面面積を有する。流れそらせ板１００は、流れ入口面１０２及び流れ出口面１０４を有する。一実施例では、流れそらせ板１００を収容するために既存のＩビーム９２が変形されることがないように、流れそらせ板１００は、Ｉビーム９２の周囲を回るように構成されている。別の実施例においては、流れそらせ板１００は環状であり、壁２８から延出して、流れそらせ板開口部１０８を規定する。
【００１５】
図２に示されるように、入口流路１１０及び出口流路１１２は、壁２８を貫通している。入口流路１１０と出口流路１１２は、共に、圧力抑制プール３０とサンプ８６を流体連通させる。一実施例では、入口流路１１０はベースマット８２とほぼ平行であり、出口流路１１２は、サンプ８６から圧力抑制プール３０まで上方へ屈曲している。入口流路１１０は、流れそらせ板１００の流れ入口面１０２に近接する位置で、圧力抑制プール３０からサンプ８６の中へ水を放出するように、壁２８に配置されている。
【００１６】
サンプ８６は、本明細書中で説明する目的を達成するために十分な水位を有する状態に絶えず維持されている。炉心溶融の場合、圧力抑制プール３０の下部領域から、入口流路１１０を経て、サンプ８６まで水（冷却水）が引き込まれる。水は、第１の流れ経路１２０を通ってサンプ８６に入り、流れそらせ板１００の流れ入口面１０２に沿って進む。水がコリウム７０により加熱されるにつれて、加熱された水／蒸気混合物はサンプ８６を出て、自然対流のプロセスにより、第２の流れ経路１２２に従って、流れそらせ板１００の流れ出口面１０４に沿って進む。加熱された水／蒸気混合物は、出口流路１１２を経てサンプ８６から出た後、矢印１２４により示されるように、圧力抑制プール３０の上部領域へ排出される。このように、冷却水の循環を促進するために、実質的に曲がりくねった進行経路が形成される。一実施例では、底板８８に沿った流れを促進するために、炉心キャッチャ８０の支持格子板８４は円錐形である。あるいは、（よどみ点効果を最小限にすることにより）支持格子板８４の中心付近の熱伝達を増進するために、支持格子板８４の底板８８の中心に小さな円錐形の補助部分が結合される。更に別の実施例においては、底板８８に沿った流れを促進するために、支持格子板８４はほぼ凸形である。加えて、支持格子板８４の下方における冷却水の流れを促進するために、Ｉビーム９２に複数の孔を形成してもよい。
【００１７】
図３は、炉心キャッチャ１３０の別の実施例の概略側面図である。先に図２に関して説明した炉心キャッチャ８０の構成要素と同一である炉心キャッチャ１３０の構成要素は、図３でも、図２で使用されていたのと同一の図中符号を使用して示される。通常動作中、サンプ８６は乾燥していてもよいし、あるいは水で充満されていることも可能であろう。通常動作中に、サンプ８６が水で充満されていない場合、事故が起こったときに、ドライウェル２４の下部領域をあふれさせることにより、サンプを水で充満させることが可能であろう。壁２８から内側に間隔をおいて遮蔽壁８９が配置され、壁２８と遮蔽壁８９との間に環状流路１３２が規定される。環状流路１３２は、流れ開口部１３４を有する。環状流路１３２に沿って、入口流路１４０と、出口流路１４２とが延出している。一実施例では、入口流路１４０と出口流路１４２は環状であり、流れそらせ板１００の流れ出口面１０４から仕切り１４４が延出している。仕切り１４４は、環状流路１３２の中へ延出し、環状流路１３２を入口流路１４０と出口流路１４２に分割する。別の実施例においては、入口流路１４０と出口流路１４２は、ベースマット８２に対してほぼ垂直に延出し、互いにほぼ平行である。
【００１８】
炉心溶融の場合、矢印１４６により示されるように、水９４は、ドライウェル２４から流れ開口部１３４に入り、第１の流れ経路１５０に従って、入口流路１４０を通過して循環される。水９４は、第２の流れ経路１６０に従って、流れそらせ板１００の流れ入口面１０２に沿って進む。水９４がコリウム７０により加熱されるにつれて、加熱された水／蒸気混合物は、自然対流のプロセスにより、第３の流れ経路１７０に従って、流れそらせ板１００の流れ出口面１０４に沿って進む。加熱された水／蒸気混合物は、第４の流れ経路１８０に従って、出口流路１０４を経てサンプ８６を出る。加熱された水／蒸気混合物は、流れ開口部１３４を経て排出され、ドライウェル２４に戻される。このように、冷却水の循環を促進するために、実質的に曲がりくねった進行経路が形成される。図２及び図３に示される実施例では、コリウム７０によるメルトスルーを回避するために、循環水は炉心キャッチャ８０の底面と側面を十分に冷却された状態に保つ。
【００１９】
重大事故条件の下で炉心溶融塊を原子炉格納容器の境界の中に保持し、冷却するために、炉心キャッチャ８０及び１３０は受動的デザインを利用する。ＰＣＶ２２の格納容器ベースマット８２及び壁２８と、コリウム７０との相互作用を回避するように、炉心キャッチャ８０及び１３０の内部構造を最適化することにより、炉心キャッチャ８０及び１３０は、コリウム７０の上下の冷却を同時に実行する。
【００２０】
以上説明した炉心キャッチャは、重大事故が起こったときに、コリウムを保持して冷却し、コリウムとコンクリートとの相互作用を抑制することにより、そのような相互作用によって起こる原子炉格納容器内部の圧力を最小限に抑え、格納容器構造に対する損傷を防止する。
【００２１】
様々な特定の実施例によって本発明を説明し、例示したが、本発明の趣旨の範囲内で本発明に変形を加えて実施できることは当業者には認識されるであろう。特許請求の範囲に示される図中符号は発明の範囲を狭めようとするのではなく、発明の理解を容易にするためであることが意図されている。
【図面の簡単な説明】
【００２２】
【図１】本発明の一実施例による原子炉システムの概略図。
【図２】図１に示される圧力抑制プールと直接に境を接している、原子炉システムの炉心キャッチャ領域の一実施例の概略側面図。
【図３】ドライウェル内の水だめと直接に境を接しているが、図１に示される圧力抑制プールとは直接に連通していない原子炉システムの炉心キャッチャ領域の別の実施例の概略側面図。
【符号の説明】
【００２３】
１０…原子炉システム、１２…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１４…炉心、２２…一次原子炉格納容器（ＰＣＶ）、２４…ドライウェル、２６…ウェットウェル、２８…（ドライウェルの）壁、３０…圧力抑制プール、７０…コリウム、８０…炉心キャッチャ、８２…ベースマット、８４…支持格子板、８６…サンプ、８９…支持格子板遮蔽壁、１００…流れそらせ板、１０２…流れ入口面、１０４…流れ出口面、１０６…（流れそらせ板の）根元端部、１０７…（流れそらせ板の）先端部、１１０…入口流路、１１２…出口流路、１３０…炉心キャッチャ、１３２…環状流路、１３４…流れ開口部、１４０…入口流路、１４２…出口流路、１４４…仕切り
【図１】
0004620449.tif 000002
【図２】
0004620449.tif 000003
【図３】
0004620449.tif 000004