(57)【要約】【課題】過酷事故時に原子炉圧力容器から溶融燃料がドライウェル床に落下した場合でも、ドライウェル床からの熱伝導及び溶融燃料からの熱放射による原子炉格納容器外壁の温度上昇を抑制することにより、原子炉格納容器の構造強度を長時間保持することが可能な原子炉格納容器を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器２２と、ドライウェル床１に立設され、人員通路となる開口部３を有し、前記原子炉圧力容器を支持する円筒形状の原子炉圧力容器ペデスタル２とを有する原子炉格納容器において、前記原子炉圧力容器ペデスタルの少なくとも前記開口部の外周側を含む外周部の一部に原子炉格納容器外壁２８から離隔して設けられた堰４と、前記堰の上端部から前記原子炉圧力容器ペデスタル側に延出して設けられた遮蔽壁８とを備える。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器と、ドライウェル床に立設され、人員通路となる開口部を有し、前記原子炉圧力容器を支持する円筒形状の原子炉圧力容器ペデスタルとを有する原子炉格納容器において、
前記原子炉圧力容器ペデスタルの少なくとも前記開口部の外周側を含む外周部の一部に前記原子炉格納容器の外壁から離隔して設けられた堰と、
前記堰の上端部から前記原子炉圧力容器ペデスタル側に延出して設けられた遮蔽壁とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記堰は、前記原子炉圧力容器ペデスタルの外周面から離隔して設けられた堰垂直部と、前記堰垂直部の下端部から前記原子炉圧力容器ペデスタル側に延出して設けられた堰水平部とを有することを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項３】
請求項２に記載の原子炉格納容器において、
前記堰は、前記堰水平部の前記原子炉圧力容器ペデスタル側の端部に立設され、前記原子炉圧力容器ペデスタルの外周面に当接するペデスタル外周防護壁を有することを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項４】
請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記堰及び前記遮蔽壁は、それぞれ前記原子炉圧力容器ペデスタルの外周部の全周にわたって設置されていることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項５】
請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記堰及び前記遮蔽壁は、前記開口部の外周側を含む前記原子炉圧力容器ペデスタルの外周部の一部にのみ設置されていることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項６】
請求項２に記載の原子炉格納容器において、
前記堰垂直部の前記原子炉圧力容器ペデスタルの外周面に対向する面が鏡面加工されていることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項７】
請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記遮蔽壁の前記ドライウェル床に対向する面が鏡面加工されていることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項８】
請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記遮蔽壁の端部が前記原子炉圧力容器ペデスタルの外周面に当接していることを特徴とする原子炉圧力容器。
【請求項９】
請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記堰及び前記遮蔽壁は、それぞれ前記原子炉圧力容器ペデスタルの周方向において分離可能な複数の分割堰及び複数の遮蔽壁で構成されていることを特徴とする原子炉圧力容器。
【請求項１０】
請求項９に記載の原子炉格納容器において、
前記複数の分割堰及び複数の遮蔽壁のそれぞれの両端部は、隣接して配置される分割堰及び遮蔽壁の端部と鉛直方向に沿って互いに嵌合する凹凸面を有することを特徴とする原子炉圧力容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉設備において過酷事故の拡大を防止する原子炉格納容器に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉設備では、炉心溶融を伴う過酷事故を想定したさまざまな対策が取られている。想定される事故としては、非常用炉心冷却装置の不作動、外部電源の喪失、非常用ディーゼル発電機の起動失敗があり、これらのたび重なる事故が発生した場合に燃料の異常な核反応が起こり、炉心溶融を伴う過酷事故に至る可能性がある。
【０００３】
炉心溶融を伴う過酷事故を想定した原子炉格納容器に施されている従来の対策を図１６によって説明する。図１６は、従来の原子炉格納容器の全体構成を示す図である。図１６に示すように、原子炉格納容器２０は、上部円筒、下部球殻形のドライウェル２１を内部に有し、ドライウェル床１に立設した円筒形状の原子炉圧力容器ペデスタル２によって原子炉本体としての原子炉圧力容器２２を支持している。なお、ドライウェル２１の下方周囲部には円環状のサプレッションチェンバ２３が設けられ、このサプレッションチェンバ２３とドライウェルとはベント管２４によって連通している。ベント管２４が接続されるドライウェル２１の開口部には、事故時にジェット力が直接ベント管２４側に作用しないように防護するための配管カバー２５が取り付けられている。
【０００４】
原子炉格納容器２０内で仮に炉心溶融事故が発生した場合には、周囲に仮想線で示す如く溶融燃料２６が原子炉圧力容器２２の下方、即ちドライウェル床１の原子炉圧力容器ペデスタル２内側部分に溜まると想定される。
【０００５】
ところで、従来の原子炉格納容器２０では、ドライウェル床１の原子炉圧力容器ペデスタル２内側部分に各種機器からのドレンを受けるドレンサンプ２７が設けられ、このドレンサンプ２７内に溶融燃料２６が収容し得るようになっている。
【０００６】
しかしながら、従来の原子炉格納容器２０では、ドレンサンプ２７の容積が一定値に制限されており、過酷事故時に落下した溶融燃料がドレンサンプ２７に収容しきれず、ドライウェル床１の上に溢れる可能性がある。さらに、原子炉圧力容器ペデスタル２には人員通路となる開口部３が設けられており、この開口部３の底辺部の高さがドライウェル床１の高さと同一であるため、ドレンサンプ２７に収容し切れなかった溶融燃料２６が、開口部３を介して原子炉圧力容器ペデスタル２の外部に流出し、原子炉格納容器外壁２８に接触することにより、原子炉格納容器２０を損傷し、放射性物質を封じ込めるという原子炉格納容器２０の機能を損なう可能性がある。
【０００７】
過酷事故時に溶融燃料が原子炉圧力容器ペデスタルの外部に流出する可能性を極力減少することができ、損傷による放射性物質の封じ込め機能の損失防止を図った原子炉格納容器を開示するものとして、特許文献１がある。
【０００８】
特許文献１には、「上部円筒、下部球殻形のドライウェルを有し、そのドライウェル床の原子炉圧力容器ペデスタル内側部分にドレンサンプを設けた原子炉格納容器において、前記ドレンサンプはドライウェル床の原子炉圧力容器ペデスタル内側部分全体に渡る大きさを有し、その表面は耐熱性のライナで被覆してなることを特徴とする原子炉格納容器」が開示されている。さらに、「ドライウェル床１２の原子炉圧力容器ペデスタル１３外周側に例えば高さ約３０ｃｍの堰２１を設けている。これにより、原子炉圧力容器ペデスタル１３外周側に流出する炉心溶融物が原子炉格納容器１１の外壁に直接接触することを防止している。」と記載されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開昭６３−１７７０９６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
特許文献１に記載の原子炉格納容器では、原子炉圧力容器ペデスタルの開口部を介して原子炉圧力容器ペデスタルの外部に流出した溶融燃料が、原子炉格納容器の外壁に接触することを防止している。
【００１１】
しかしながら、原子炉圧力容器ペデスタルの外部に流出し、原子炉格納容器外壁の近傍にまで広がった溶融燃料は、ドライウェル床を構成しているコンクリートの熱伝導により原子炉格納容器外壁の温度を上昇させる。
【００１２】
また、溶融燃料が原子炉圧力容器ペデスタルの外周部に広がることにより、溶融燃料の表面から放射される熱放射が原子炉格納容器外壁に到達し、原子炉格納容器外壁の温度を上昇させる。
【００１３】
一般に原子炉格納容器外壁は炭素鋼などの鉄鋼材料により構成されており、鉄鋼材料は高温になると強度が低下するため、原子炉格納容器の破損を抑制するには、原子炉格納容器外壁の温度上昇を抑制することが課題となる。
【００１４】
本発明は、上記課題に鑑みてなされたものであり、その目的は、過酷事故時に原子炉圧力容器から溶融燃料がドライウェル床に落下した場合でも、ドライウェル床からの熱伝導及び溶融燃料からの熱放射による原子炉格納容器外壁の温度上昇を抑制することにより、原子炉格納容器の構造強度を長時間保持することが可能な原子炉格納容器を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記課題を解決するために、本発明は、原子炉圧力容器と、ドライウェル床に立設され、人員通路となる開口部を有し、前記原子炉圧力容器を支持する円筒形状の原子炉圧力容器ペデスタルとを有する原子炉格納容器において、前記原子炉圧力容器ペデスタルの少なくとも前記開口部の外周側を含む外周部の一部に前記原子炉格納容器の外壁から離隔して設けられた堰と、前記堰の上端部から前記原子炉圧力容器ペデスタル側に延出して設けられた遮蔽壁とを備えたものとする。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、過酷事故時に原子炉圧力容器から溶融燃料がドライウェル床に落下した場合でも、ドライウェル床からの熱伝導及び溶融燃料からの熱放射による原子炉格納容器外壁の温度上昇を抑制することにより、原子炉格納容器の構造強度を長時間保持することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の第１の実施例に係る原子炉格納容器のドライウェル床付近の縦断面図である。
【図２】図１のＡ−Ａ断面図である。
【図３】原子炉格納容器を構成する材料である炭素鋼の強度特性を示す図である。
【図４】熱伝導による温度分布の解析条件と熱放射による温度変化の解析条件とを示す図である。
【図５】熱伝導によるドライウェル床の温度分布の解析結果を示す図である。
【図６】熱放射による原子炉格納容器外壁の温度変化の解析結果を示す図である。
【図７】堰を設置しなかった場合のドライウェル床及び原子炉格納容器外壁の温度分布の解析結果を示す図である。
【図８】堰垂直部のみからなる堰を設置した場合のドライウェル床及び原子炉格納容器外壁の温度分布の解析結果を示す図である。
【図９】堰垂直部及び堰水平部からなる堰のみを設置した場合のドライウェル床及び原子炉格納容器外壁の温度分布の解析結果を示す図である。
【図１０】堰垂直部及び堰水平部からなる堰と遮蔽壁とを設置した場合のドライウェル床及び原子炉格納容器外壁の温度分布の解析結果を示す図である。
【図１１】図１のＡ−Ａ断面図であり、堰の詳細な構成を示す図である。
【図１２】本発明の第２の実施例に係る原子炉格納容器のドライウェル床付近の縦断面図である。
【図１３】図１２のＡ−Ａ断面図である。
【図１４】本発明の第３の実施例に係る原子炉格納容器のドライウェル床付近の縦断面図である。
【図１５】図１４のＡ−Ａ断面図である。
【図１６】従来の原子炉格納容器の縦断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
以下、本発明の実施例を図面を用いて説明する。尚、各図中、同一の部材には同一の符号を付し、重複した説明は適宜省略する。
【実施例１】
【００１９】
本発明の第１の実施例を図１から図１１を用いて説明する。本実施例は、過酷事故時に原子炉圧力容器から溶融燃料がドライウェル床に落下した場合でも、ドライウェル床からの熱伝導及び溶融燃料からの熱放射による原子炉格納容器外壁の温度上昇を抑制することにより、原子炉格納容器の構造強度を長時間保持することを可能とするものである。なお、本実施例に係る原子炉格納容器の全体構成は、以下で特に説明しない限り、従来技術に係る原子炉格納容器２０（図１６参照）と同様である。
【００２０】
図３は、原子炉格納容器を構成する材料である炭素鋼の強度特性を示す図であり、２０℃から１０００℃までの温度範囲における降伏応力と引張強さの測定値をプロットしたものである。
【００２１】
材料に降伏応力よりも高い応力が負荷されると塑性変形が発生し、荷重の同じ増加量に対して発生する変形量は、降伏応力よりも低い応力の範囲と比較すると、降伏応力よりも高い応力の範囲の方が大きくなる。温度の上昇とともに降伏応力は低下するが、このことは同じ荷重に対して、高温になると低い応力で発生する変形が大きくなることを示している。
【００２２】
引張強さは、材料に引張荷重を負荷したときに、破断に至るまでに到達した応力の最大値である。構造物の破損を防止するためには、荷重が負荷されたときに、発生する応力が引張強さに到達しないように設計する必要がある。高温になるとともに引張強さは低下するが、このことは高温になると保持が可能な荷重は低くなることを示している。
【００２３】
図３に示すように、炭素鋼の降伏応力及び引張強さは、共に温度が６００℃を超えた辺りで極端に低下する。従って、原子炉格納容器外壁の温度を６００℃未満に保つことにより、材料の降伏応力及び引張強さを高い状態に保持することができる。その結果、原子炉格納容器の内圧上昇により原子炉格納容器外壁に引張荷重が負荷された場合でも、原子炉格納容器が破損することを防止することが可能となる。
【００２４】
図１に本実施例に係る原子炉格納容器のドライウェル床付近の縦断面図を示し、図２に図１のＡ−Ａ断面図を示す。なお、説明の簡略化のため、ドレンサンプ２７（図１６参照）の図示は省略している。
【００２５】
ドライウェル床１には、中央に立設された原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の全周にわたって堰４が設けられている。堰４は、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面及び原子炉格納容器外壁２８の双方から離隔して環状に立設された堰垂直部５と、堰垂直部５の下端部から原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面にかけてドライウェル床１に敷設された堰水平部６とを有し、断面が“Ｌ”字形状となっている。堰垂直部５の内周面から原子炉格納容器外壁２８までの距離は、後述する解析結果から明らかなように、１ｍ以上に設定することが好ましい。堰水平部６は、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面から堰垂直部５の内周面にかけて厚さが増していく形状となっている。堰４の材料としては、耐熱性が高く溶融しないもの（例えばセラミック材、耐火レンガ等）が好ましい。
【００２６】
堰垂直部５の原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に対向する面には、原子炉圧力容器ペデスタルに対向する面が鏡面加工された反射部材７が取り付けられている。反射部材７の材料としては、耐熱性のあるニッケル基合金が好ましいが、鋼でも良い。ここで、鏡面加工とは、光の反射が起きる程度まで表面を研磨することをいう。これにより、溶融燃料２６の表面から到達する熱放射をこの反射部材７により反射することができ、堰垂直部５の温度上昇を抑制することが可能となる。
【００２７】
堰垂直部５の上端部は、上方に向かって縮径するテーパ状に形成されており、当該上端部には、上方に向かって原子炉圧力容器ペデスタル２側に延出する遮蔽壁８が設けられている。これにより、ドライウェル床１に落下した溶融燃料２６の表面から原子炉格納容器外壁２８へ向かう熱放射を遮断することができ、原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を抑制することが可能となる。なお、遮蔽壁８は溶融燃料２６からの熱放射を受けるが、遮蔽壁８の溶融燃料に対向する面を鏡面にすることにより、遮蔽壁８の温度上昇を抑制することができる。本実施例では、遮蔽壁８のドライウェル床１に対向する面に、鏡面加工した金属板からなる反射部材９を取り付けている。
【００２８】
以上にように構成した堰４及び遮蔽壁８の効果について説明する。
【００２９】
まず、堰４を設けていない従来の原子炉格納容器のドライウェル床１に溶融燃料が落下した状況を想定し、ドライウェル床１を構成しているコンクリートの熱伝導によるドライウェル床１の温度分布、及び溶融燃料の表面から放射される熱放射による原子炉格納容器外壁２８の温度変化を有限要素法を用いて解析した結果を説明する。
【００３０】
図４に解析条件を示す。解析は、原子炉格納容器の中心軸を含む断面を表す２次元モデルにて行った。この２次元モデルは、ドライウェル床１に落下した表面温度が２０００℃の溶融燃料が、原子炉格納容器の中心軸から半径方向に一様に広がった状態（原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の全周にわたって広がった状態）に相当する。熱伝導による温度分布の解析は、溶融燃料の外縁と原子炉格納容器外壁との距離を０．５ｍ、１．０ｍ及び１．５ｍに設定してそれぞれ行った。熱放射による温度変化の解析は、熱放射率を１．０、原子炉格納容器の中心軸から溶融燃料の外縁までの距離を２．０ｍ（溶融燃料の外縁と原子炉格納容器外壁との距離を０．１６ｍ）として行った。
【００３１】
図５に熱伝導によるドライウェル床１の温度分布の解析結果を示す。図５（ａ）〜（ｃ）は、それぞれ溶融燃料２６の外縁と原子炉格納容器外壁２８との距離を０．５ｍ、１．０ｍ及び１．５ｍに設定した場合の１００時間後の温度分布であり、温度が６００℃以上となる領域を破線で示している。図５に示す結果から、溶融燃料２６の外縁が原子炉格納容器外壁２８から１ｍ以上離れていれば、ドライウェル床１を構成しているコンクリートの原子炉格納容器外壁２８と接する部分の温度が１００時間後も６００℃未満に保たれることが分かる。
【００３２】
図６に熱放射による原子炉格納容器外壁２８の温度変化の解析結果を示す。図６に示す結果から、溶融燃料の表面から放射される熱放射により、原子炉格納容器外壁２８の温度が、時間経過と共にほぼ一様に上昇することが分かる。
【００３３】
続いて、堰４を設置しなかった場合、堰垂直部５のみからなる堰４を設置した場合、堰垂直部５及び堰水平部６からなる堰４を設置した場合、及び堰垂直部５及び堰水平部６からなる堰４と遮蔽壁８とを設置した場合のそれぞれについて、溶融燃料が落下してから１００時間後のドライウェル床１及び原子炉格納容器外壁２８の温度分布を解析した結果について説明する。
【００３４】
図７に、堰４を設置しなかった場合のドライウェル床１及び原子炉格納容器外壁２８の温度分布の解析結果を示す。図７に示すように、堰４を設置しなかった場合は、溶融燃料２６の外縁が原子炉格納容器外壁２８に接近することにより、ドライウェル床１を構成しているコンクリートの原子炉格納容器外壁２８と接する部分の温度が６００℃以上に達するため、コンクリートの熱伝導により原子炉格納容器外壁２８の温度が大きく上昇する。また、溶融燃料２６の表面から放射される熱放射（図中矢印で示す）が原子炉格納容器外壁２８に到達することによっても、原子炉格納容器外壁２８の温度が上昇する。
【００３５】
図８に、堰垂直部５のみからなる堰４を設置した場合のドライウェル床１及び原子炉格納容器外壁２８の温度分布の解析結果を示す。図８に示すように、堰垂直部５のみからなる堰４を設置した場合は、溶融燃料２６の外縁が原子炉格納容器外壁２８から離隔され、ドライウェル床１を構成しているコンクリートの原子炉格納容器外壁２８と接する部分の温度が６００℃未満に保たれるため、コンクリートの熱伝導による温度上昇が抑制される。一方、溶融燃料２６の表面から原子炉格納容器外壁２８に向かう熱放射の一部が堰垂直部５によって遮断されるものの、熱放射の大部分は原子炉格納容器外壁２８に到達するため、熱放射による原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を抑制することはできない。
【００３６】
図９に、堰垂直部５及び堰水平部６からなる堰４のみを設置した場合のドライウェル床１及び原子炉格納容器外壁２８の温度分布の解析結果を示す。図９に示すように、堰垂直部５及び堰水平部６からなる堰４のみを設置した場合は、原子炉圧力容器ペデスタル２の外部に流出した溶融燃料２６が堰水平部６に載り、ドライウェル床１に接触しないため、コンクリートの熱伝導による原子炉格納容器外壁２８の温度上昇が更に抑制される。一方、堰垂直部５を高くすることにより、溶融燃料２６の表面から原子炉格納容器外壁２８に到達する熱放射を低減させることはできるものの、熱放射による原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を十分に抑制することはできない。
【００３７】
図１０に、堰垂直部５及び堰水平部６からなる堰４と遮蔽壁８とを設置した場合のドライウェル床１及び原子炉格納容器外壁２８の温度分布の解析結果を示す。図１０に示すように、堰垂直部５及び堰水平部６からなる堰４と遮蔽壁８とを設置した場合は、溶融燃料２６の表面から原子炉格納容器外壁２８に向かう熱放射が堰垂直部５及び遮蔽壁８により全て遮断されるため、熱放射による原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を抑制することができる。
【００３８】
本実施例によれば、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部に堰垂直部５を原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面から離隔して設置したことにより、開口部３を介して原子炉圧力容器ペデスタル２の外部に流出した溶融燃料２６を、ドライウェル床１の広範囲に均すことができるため、注水等による冷却性を向上させることが可能となる。
【００３９】
また、堰垂直部５を原子炉格納容器外壁２８から離隔して設置し、堰垂直部５の内周面から原子炉格納容器外壁２８までの距離を一定以上（本実施例では１ｍ以上）確保したことにより、ドライウェル床１に広がった溶融燃料２６の外縁から原子炉格納容器外壁２８までの距離を一定以上に保つことができ、ドライウェル床１を構成しているコンクリートの熱伝導による原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を抑制することが可能となる。その結果、原子炉格納容器外壁２８の床付近部分の温度を長時間（本実施例では１００時間以上）にわたって材料強度を保持できる温度範囲（本実施例では６００℃未満）に保つことが可能となる。
【００４０】
また、堰４の上部に遮蔽壁８を設けたことにより、溶融燃料２６の表面から原子炉格納容器外壁２８の上方部分に向かう熱放射を遮断することができるため、原子炉格納容器外壁２８の上方部分の温度上昇を抑制することが可能となる。
【００４１】
以上の結果、過酷事故時に原子炉圧力容器２２から溶融燃料２６がドライウェル床１に落下した場合でも、原子炉格納容器外壁２８の温度を長時間にわたって材料強度を保持できる温度範囲に保つことができる。その結果、原子炉格納容器の構造強度を長時間保持することができ、原子炉格納容器の破損を抑制することが可能となる。
【００４２】
次に、既設の原子炉格納容器に堰４及び遮蔽壁８を設置する方法について図１１を用いて説明する。図１１は、図１のＡ−Ａ断面図であり、堰４の詳細な構成を示す図である。
【００４３】
図１１に示すように、堰４は、周方向に分割された複数の分割堰４１で構成される。分割堰４１は、分割堰垂直部５１と、分割堰水平部６１と、分割反射部材７１とを有する。堰４と同様に、遮蔽壁８（図１参照）は、周方向に分割され、複数の分割堰垂直部５１の上端部にそれぞれ設けられた複数の分割遮蔽壁で構成される。分割堰垂直部５１及び分割遮蔽堰の周方向両端部は、隣接して配置される分割堰垂直部５１及び分割遮蔽壁の端部と鉛直方向に沿って互いに嵌合する凹凸面４２を有する。一体に構成された分割堰４１及び分割遮蔽壁を、クレーン等を用いて鉛直上方から原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部に順次設置することにより、堰４及び遮蔽壁８が組み上げられる。
【００４４】
このように堰４を周方向で分離可能な構成としたことにより、原子炉圧力容器ペデスタル２の内部に人が立ち入る際（例えば定期点検時）は、開口部３を閉塞する位置に設置されている分割堰４１（図１１に示す例では２つ）のみを取り外すことにより、開口部３を開放することができる。これにより、開口部３を閉塞しない位置に設置されている分割堰４１（図１１に示す例では６つ）を常設とすることができ、原子炉格納容器の整備性を向上させることが可能となる。なお、堰４及び遮蔽壁８の分割数は適宜変更可能である。
【実施例２】
【００４５】
本発明の第２の実施例を図１２及び図１３を用いて説明する。第１の実施例（図１及び図２参照）では、ドライウェル床１に落下した溶融燃料が原子炉圧力容器ペデスタル２の内周面に接触すると共に、開口部３を介して原子炉圧力容器ペデスタル２の外部に流出した溶融燃料が、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面にも接触する。原子炉圧力容器ペデスタル２を構成しているコンクリートは、高温に曝されると劣化し、強度が低下する。そのため、原子炉圧力容器ペデスタル２が内周面と外周面の両側から加熱されることにより、原子炉圧力容器ペデスタル２の強度が急速に低下するおそれがある。
【００４６】
本実施例は、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に溶融燃料が接触することを防止することにより、原子炉圧力容器ペデスタル２の強度低下を抑制するものである。
【００４７】
図１２に本実施例に係る原子炉格納容器のドライウェル床１付近の縦断面図を示し、図１３に図１２のＡ−Ａ断面図を示す。以下、第１の実施例（図１及び図２参照）との相違点を中心に説明する。
【００４８】
図１２及び図１３に示すように、堰４は、堰水平部６の原子炉圧力容器ペデスタル２側の端部に立設され、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に当接するペデスタル外周防護壁１０と、原子炉圧力容器ペデスタル２の内周面から外周面にかけて開口部３の側面に当接するペデスタル開口部防護壁１１とを有する。また、開口部３の外周側に位置する堰水平部６の一部は、原子炉圧力容器ペデスタル２の内周面まで延出し、開口部３の底辺部を覆っている。
【００４９】
本実施例によれば、第１の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。
【００５０】
原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に当接するペデスタル外周防護壁１０を設けたことにより、開口部３を通過した溶融燃料２６が原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に接触することを防止することができる。また、開口部３の両側面に当接するペデスタル開口部防護壁１１を設けたことにより、開口部３を通過する溶融燃料２６が開口部３の両側面に接触することを防止することができる。これにより、原子炉圧力容器ペデスタル２の温度がコンクリートの劣化が生じる温度に到達するまでの時間を延ばすことができ、原子炉圧力容器ペデスタル２の構造強度を長時間保持することが可能となる。
【実施例３】
【００５１】
本発明の第３の実施例を図１４及び図１５を用いて説明する。第１の実施例（図１及び図２参照）及び第２の実施例（図１２及び図１３参照）では、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の全周にわたって堰４が設置されているため、開口部３を介して原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部に流出した溶融燃料が、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の全周にわたって広がる可能性がある。
【００５２】
本実施例は、原子炉圧力容器ペデスタル２の外部に流出した溶融燃料が原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の全周にわたって広がることを防止することにより、原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を抑制するものである。
【００５３】
図１４に本実施例に係る原子炉格納容器のドライウェル床１付近の縦断面図を示し、図１５に図１４のＡ−Ａ断面図を示す。以下、第２の実施例（図１２及び図１３参照）との相違点を中心に説明する。
【００５４】
本実施例では、図１４及び図１５に示すように、開口部３の外周側を含む原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の一部にのみ堰４及び遮蔽壁８が設けられている。堰４の両端部は、原子炉圧力容器ペデスタル２に向かって略垂直に屈曲し、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に当接している。また、遮蔽壁８は、原子炉圧力容器ペデスタル２側に更に延出しており、その端部が原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に当接している。
【００５５】
本実施例によれば、第２の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。
【００５６】
原子炉圧力容器ペデスタル２の外部に流出した溶融燃料が、堰４が設けられた原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の一部を除き、原子炉格納容器外壁２８から大きく隔離されるため、原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を更に抑制することが可能となる。
【００５７】
また、遮蔽壁８の端部を原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面に当接させることにより、溶融燃料により熱せられた空気が、原子炉圧力容器ペデスタル２の内部、又は原子炉圧力容器ペデスタル２の外周面と堰４と遮蔽壁８とで画成された空間の内部で対流することとなる。これにより、溶融燃料により熱せられた空気が原子炉格納容器外壁２８に接触することを防止することができ、原子炉格納容器外壁２８の温度上昇を更に抑制することが可能となる。
【００５８】
また、堰４及び遮蔽壁８を原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の一部にのみ設置する構成としたことにより、原子炉圧力容器ペデスタル２の外周部の全周にわたって設置する場合（第１又は第２の実施例）と比較して、堰４及び遮蔽壁８の部材量を削減することが可能となる。
【００５９】
以上、本発明の実施例について詳述したが、本発明は、上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成に他の実施例の構成の一部を加えることも可能であり、ある実施例の構成の一部を削除し、あるいは、他の実施例の一部と置き換えることも可能である。
【符号の説明】
【００６０】
１…ドライウェル床、２…原子炉圧力容器ペデスタル、３…開口部、４…堰、５…堰垂直部、６…堰水平部、７…反射部材、８…遮蔽壁、９…反射部材、１０…ペデスタル外周防護壁、１１…ペデスタル開口部防護壁、２０…原子炉格納容器、２１…ドライウェル、２２…原子炉圧力容器、２３…サプレッションチェンバ、２４…ベント管、２５…配管カバー、２６…溶融燃料、２７…ドレンサンプ、２８…原子炉格納容器外壁、４１…分割堰、４２…凹凸面、５１…分割堰垂直部、６１…分割堰水平部、７１…分割反射部材。
【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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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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