(57)【要約】      （修正有）【課題】原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物等を炉心溶融物保持装置上に確実に保持し、冷却効率を向上させるとともに、再臨界の発生を防止する炉心溶融物保持装置を提供する。【解決手段】原子炉格納容器の床７に設けられた炉心溶融物保持装置３０において、前記炉心溶融物保持装置３０は、耐熱材層２１と、前記耐熱材層２１の上方に設けられた保護シート３１と、前記耐熱材層２１の下部及び側部にそれぞれ設けられた下部鋼板２２ａ及び側部鋼板２２ｂと、前記下部鋼板２２ｂの下部に設けられた冷却水チャンネル２０と、を有する。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器の床に設けられた炉心溶融物保持装置において、
前記炉心溶融物保持装置は、耐熱材層と、前記耐熱材層の上方に設けられた保護シートと、前記耐熱材層の下部及び側部にそれぞれ設けられた下部鋼板及び側部鋼板と、前記下部鋼板の下部に設けられた冷却水チャンネルと、を有することを特徴とする炉心溶融物保持装置。
【請求項２】
前記保護シートは二層構造であり、上層が高耐熱性部材で下層が耐衝撃性部材であることを特徴とする請求項１記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項３】
前記保護シートは平板状か、又は傾斜状であることを特徴とする請求項１又は２記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項４】
前記傾斜状の保護シートの中央に開口が設けられていることを特徴とする請求項３記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項５】
前記耐熱材層の上部と前記保護シートとの間に形成された空間に、当該空間を複数の領域に区画するセパレータを配置したことを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項６】
前記セパレータの各領域の隔壁に連通孔を設けたことを特徴とする請求項５記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項７】
前記耐熱材層の上面及び前記空間を取り囲む側部鋼板の内面に犠牲材層を設けたことを特徴とする請求項５又は６記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項８】
前記耐熱材層、保護シート、犠牲材層、セパレータ、下部鋼板及び側部鋼板の少なくとも一つに中性子吸収材を混入させたことを特徴とする請求項７記載の炉心溶融物保持装置。
【請求項９】
前記下部鋼板と前記冷却水チャンネルとの間に衝撃緩和部材を設けたことを特徴とする請求項１乃至８のいずれか１項に記載の炉心溶融物保持装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、炉心溶融物を保持、冷却する炉心溶融物保持装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
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る冷却水の喪失によって、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（ＥＣＣＳ）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。
【０００３】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、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おそれがある。
【０００４】
このような事態に至ると、高温の炉心溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器内下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器下部ヘッドを溶融貫通して、炉心溶融物が原子炉格納容器の床上に落下する可能性がある。その場合、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ことも考えられる。
【０００５】
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り、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たり、格納容器構造強度を低下させたりする可能性がある。そして、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質を外部環境へ放出させるおそれがある。
【０００６】
このような炉心溶融物とコンクリートの反応を抑制するためには、炉心溶融物を冷却し、炉心溶融物とコンクリートとの接触面の温度を浸食温度以下（一般的なコンクリートで１，５００Ｋ以下）に冷却するか、又は炉心溶融物とコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。
【０００７】
そのため、炉心溶融物が落下した場合に備えて様々な対策が提案されている。その例として、原子炉格納容器の床に炉心溶融物保持装置を設置し、落下した炉心溶融物を耐熱材で受け止めて、注水手段と組み合わせて炉心溶融物を冷却する手段が提案されている（特許文献１〜３）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００７−２３２５２９号公報
【特許文献２】特開２０１１−１６３８２９号公報
【特許文献３】特開２０１４−２５７８５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
大災害時において原子炉圧力容器の下部ヘッドから炉心溶融物保持装置に対して炉心溶融物が垂直噴出する可能性がある。炉心溶融物は燃料中のウランや制御棒中のジルコニウム等の重元素を含み、高圧の圧力容器内から噴出することを考慮すると、炉心溶融物の落下による炉心溶融物保持装置に対する衝撃は大きく、従来の炉心溶融物保持装置では上面部分が破損する可能性がある。
【００１０】
さらに、炉心溶融物保持装置の下部に設けられている冷却水チャンネルも、炉心溶融物の垂直噴出による衝撃により、変形又は破損する可能性がある。  
また、炉心溶融物が炉心溶融物保持装置に落下した後、炉心溶融物保持装置に所定の期間保持されるが、その期間において、炉心溶融物が再臨界に達する恐れがある。特に、炉心溶融物が大きい塊となる場合、炉心溶融物の内部において核反応が継続し、最悪の場合、再臨界に至ることも懸念される。
【００１１】
こうした課題に対する施策として、原子炉内部へホウ素水を注入する方法があるが、溶液中のホウ素を炉心溶融物の内部にまで浸透させることができないため、再臨界が最も懸念される落下直後から所定期間の間については、炉心溶融物の再臨界を防ぐことは困難である。
【００１２】
さらに、落下過程においてステンレス鋼、制御棒駆動機構のケーブル等との接触により、燃料成分以外の金属を複数含んだ炉心溶融物は、純粋な燃料成分よりも固化温度が上昇し、流動性の高い液体状態で溶融物保持装置に長期間保持される可能性がある。このような液体状の炉心溶融物が長期にわたり存在すると、例えば、ドレンサンプのコリウムシールドの内部に炉心溶融物が流入する恐れがあるため、炉心溶融物を早急に冷却し固化させる必要がある。
【００１３】
本発明の実施形態は上記課題を解決するためになされたもので、原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物を炉心溶融物保持装置上に確実に保持し、冷却効率を向上させるとともに、再臨界の発生を防止することができる炉心溶融物保持装置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】
上記課題を解決するために、本発明の実施形態に係る炉心溶融物保持装置は、原子炉格納容器の床に設けられた炉心溶融物保持装置において、前記炉心溶融物保持装置は、耐熱材層と、前記耐熱材層の上方に設けられた保護シートと、前記耐熱材層の下面に設けられた冷却材チャンネルと、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明の実施形態によれば、原子炉圧力容器から落下した炉心溶融物等を炉心溶融物保持装置上に保持し、冷却効率を向上させるとともに、再臨界の発生を防止することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】第１の実施形態に係る原子炉格納容器の断面構成図。
【図２】第１の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の断面構成図。
【図３】（ａ）は第１の実施形態に係る冷却水チャンネルの全体構成図（上面図）、（ｂ）は冷却水チャンネルの斜視図。
【図４】第２の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の断面構成図。
【図５】第２の実施形態に係るセパレータの構成図。
【図６】第２の実施形態の変形例に係るセパレータの構成図。
【図７】第３の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の断面構成図。
【図８】第３の実施形態に係る保護シートの構成図。
【図９】第４の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の断面構成図。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下、本発明に係る炉心溶融物保持装置の実施形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成は同一の符号を付し、重複説明を省略する。
【００１８】
［第１の実施形態］
第１の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の実施形態を、図１〜図３を参照して説明する。
【００１９】
（全体構成）
図１は、本実施形態に係る炉心溶融物保持装置３０を備えた原子炉格納容器の断面図である。  
原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１を支持する円筒状のペデスタル８と、その下部に位置するペデスタル床７と、下部ドライウェル９と、下部ドライウェル９を囲むように設けられた圧力抑制プール６と、から構成される。
【００２０】
原子炉圧力容器１は炉心３を内蔵し、下部ヘッド４を貫通して制御棒駆動機構５が配設されており、ペデスタル８によって支持されている。また、重大事故時に発生する蒸気による加圧防止対策として、原子炉圧力容器１の上部に熱交換器１２を内包する静的格納容器冷却系プール１３が配設されている。静的とは、ポンプなどの動的機構を用いないことを意味し、外部電源喪失時においても稼働可能な構成である。  
重大事故時に原子炉格納容器２内に放出された蒸気は静的格納容器冷却系プール１３に導かれ、熱交換器１２により蒸気に凝縮され、凝縮水は水槽１１に貯溜される。
【００２１】
（溶融物保持装置）
炉心溶融物保持装置３０は原子炉圧力容器１の下方の原子炉格納容器１の床（ペデスタル床）７に設けられている。この炉心溶融物保持装置３０を、図２を用いて説明する。
【００２２】
炉心溶融物保持装置３０は、下面が傾斜状に形成された耐熱材層２１と、耐熱材層２１の下部及び側部を覆うように設けられた高放熱特性の下部鋼板２２ａ及び側部鋼板２２ｂと、下部鋼板２２ａの下部に設けられた冷却水チャンネル２０と、耐熱材層２１の上方に設けられた保護シート３１と、耐熱材層２１の上面と保護シート３１との間に形成された空間２３と、耐熱材層２１の上面及び空間２３を取り囲む側部鋼板２２ｂの内面に設けられた犠牲材層３２と、から構成され、重大事故時に下部ヘッド４から落下する炉心溶融物を保持及び冷却する機能を有する。なお、側部鋼板２２ｂは空間２３の側部まで延在して設けられている。
【００２３】
冷却水チャンネル２０は、図２及び図３（ａ）、（ｂ）に示すように、下部鋼板２２ａの下面に放射状に複数設けられている。この冷却水チャンネル２０は、冷却水流路２０ａと耐熱材２０ｂの二層構造となっている。冷却水は注入弁１０の開動作によって注水配管１４から冷却水チャンネル２０の冷却水流路２０ａに流入し、耐熱材層２１の下面から側面を流れる過程で、下部鋼板２２ａ及び側部鋼板２２ｂを介して耐熱材層２１を冷却した後、炉心溶融物保持装置３０の上部へ放水される（図示せず）。
【００２４】
耐熱材層２１は高融点の材料、例えば融点が２７００℃のジルコニア（ＺｒＯ２）や２８５２℃のマグネシア（ＭｇＯ）等が用いられる。  
保護シート３１は、上層が高耐熱性のジルコニア（ＺｒＯ２）と下層が比較的耐衝撃性の高いステンレス鋼の二層構造で、落下する炉心溶融物の衝撃を自らが屈曲又は破損することで緩和し、炉心溶融物が直接耐熱材層２１に衝突して耐熱材層２１が破損するのを防止する。本実施形態では平板状の保護シート３１が用いられている。
【００２５】
犠牲材層３２は、例えば厚みが約１０ｃｍのコンクリートが用いられ、耐熱材層２１の耐熱材が飛散しないように密封保持する機能を有する。なお、犠牲材層３２は必要に応じて省略することもできる。
【００２６】
また、耐熱材層２１、下部鋼板２２ａ、側部鋼板２２ｂ、保護シート３１、犠牲材層３２、及び後述するセパレータ３５の少なくとも一つには中性子吸収材が混入されている。中性子吸収材は、ホウ素化合物（ホウ素粉末、ホウ酸ナトリウム水和物など）、カドミウム（Ｃｄ）、キセノン（Ｘｅ）、ガドリニウム（Ｇｄ）、ハフニウム（Ｈｆ）等が用いられる。
【００２７】
（作用）
上記のように構成された炉心溶融物保持装置において、保護シート３１は、重大事故時以外は耐熱材層２１の表面を保護する蓋となり、重大事故時には炉心溶融物の落下衝撃から耐熱材層２１を保護する機能を果たす。
【００２８】
すなわち、二層構造の保護シート３１は、原子炉圧力容器１の下部から落下する炉心溶融物の衝撃を自らが屈曲又は破損することで緩和し、炉心溶融物が直接耐熱材層２１に衝突して耐熱材層２１を破損するのを防止する。
【００２９】
この炉心溶融物は最終的に耐熱材層２１の上面に蓄積され、注水配管１４及び冷却水チャンネル２０を介して供給される冷却水により冷却される。  
また、耐熱材層２１、下部鋼板２２ａ、側部鋼板２２ｂ、保護シート３１、犠牲材層３２、及び後述するセパレータ３５の少なくとも一つには中性子吸収材が混入されているので、炉心溶融物が再臨界に達するのを抑制することができる。
【００３０】
（効果）
本実施形態によれば、保護シート３１を耐熱材層２１の上部に設けたことで、耐熱材層２１が炉心溶融物の落下衝撃によって破損するのを防止することができるため、耐熱材層２１上の炉心溶融物を安定的に保持、冷却することができる。また、耐熱材層２１、下部鋼板２２ａ、側部鋼板２２ｂ、保護シート３１及び犠牲材層３２の少なくとも一つに中性子吸収材を混入させたことで、炉心溶融物が再臨界に達するのを抑制することができる。
【００３１】
［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の実施形態を、図４乃至図６を参照して説明する。
【００３２】
本実施形態は保護シート３１と耐熱材層２１の上部との間の空間２３に、当該空間２３を複数の領域に区画するセパレータ３５を配設する構成としている。セパレータ３５は耐熱性の高い材料が用いられる。  
本実施形態では格子状のセパレータ３５が用いられているが、これに限定されず、多角形状等種々の形態のセパレータ３５を用いることができる。
【００３３】
原子炉圧力容器１の下部から落下する炉心溶融物は、保護シート３１に衝突した後、保護シート３１の破損又は屈曲によって生じた間隙からセパレータ３５を経由して犠牲材層３２及び耐熱材層２１上に蓄積する。その際、セパレータ３５は複数の領域に分離されているので、炉心溶融物は複数の区画に分散された状態でセパレータ３５を通過する。
【００３４】
これにより、炉心溶融物はセパレータ３５によって小塊に分散されるため、冷却水による冷却効果を高めることができるとともに、再臨界に達する可能性をさらに抑制することができる。なお、セパレータ３５に中性子吸収材を混入させてもよい。
【００３５】
（変形例）
本変形例では、図６に示すように、セパレータ３５の各領域の隔壁３６の所定の高さ部分に連通孔３７を設ける構成としている。
この連通孔３７は、冷却材や炉心溶融物を連通させる機能を果たす。
【００３６】
したがって、炉心溶融物保持装置の上部から散布された冷却材は、連通孔３７により各領域に分散されるため、耐熱材層２１を均一に冷却することができる。  
また、炉心溶融物も連通孔３７によって一カ所に偏在することなく、各領域に分散されるため、再臨界に達する可能性をさらに抑制することができる。
【００３７】
［第３の実施形態］
第３の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の実施形態を、図７及び図８を参照して説明する。  
本実施形態は、保護シート３１を、中央に向けて下方に傾斜させ、中央に開口３４を設ける構成としている。なお、開口３４は適宜省略してもよい。
【００３８】
このように構成された本実施形態において、傾斜状の保護シート３１に落下した炉心溶融物は保護シート３１の傾斜面３３により中央の方へ導かれるため、炉心溶融物が周囲に飛散することを防止することができる。
【００３９】
また、保護シート３１に開口３４が設けられている場合には、炉心溶融物は開口３４を通して、空間２３へ導かれる。また、空間２３に図６に示すセパレータ３５が配置されている場合は、炉心溶融物は連通孔３７を介してセパレータ３５の各領域に分散される。なお、セパレータ３５の上部も傾斜面３３に合わせて傾斜させるようにしてもよい（図示せず）。
【００４０】
本実施形態によれば、第１及び第２の実施形態で説明した作用効果の外、傾斜状の保護シートを用いたことにより、落下時の炉心溶融物の飛散を防止することができる。
【００４１】
［第４の実施形態］
第４の実施形態に係る炉心溶融物保持装置の実施形態を、図９を参照して説明する。  
本実施形態は、冷却水チャンネル２０の上部と下部鋼板２２ａとの間に、衝撃緩和部材４０を配置する構成としている。
【００４２】
衝撃緩和部材４０は、例えば、スプリング機能を有する緩衝部材又は高弾性を有するラバー材あるいは高分子化合物が用いられる。  
これにより、炉心溶融物が耐熱材層２１に向けて落下した際、耐熱材層２１の表面で受けた落下衝撃を衝撃緩和部材４０で吸収することで、炉心溶融物保持装置の変形又は破損を防止することができる。
【００４３】
以上、本発明の実施形態を説明したが、この実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。この新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、組み合わせ、置き換え、変更を行うことができる。この実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【符号の説明】
【００４４】
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…炉心、４…下部ヘッド、５…制御棒駆動機構、６…圧力抑制プール、７…ペデスタル床、８…ペデスタル、９…下部ドライウェル、１０…注入弁、１１…水槽、１２…熱交換器、１３…静的格納容器冷却系プール、１４…注水配管、２０…冷却水チャンネル、２１…耐熱材層、２２ａ…下部鋼板、２２ｂ…側部鋼板、２３…空間、３０…炉心溶融物保持装置、３１…保護シート、３２…犠牲材層、３３…傾斜面、３４…開口、３５…セパレータ、３６…隔壁、３７…連通孔、４０…衝撃緩和部材
【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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【図９】
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