(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収容する空間の下方に設けられたペデスタル床と、
前記ペデスタル床に設けられ前記原子炉圧力容器の側面を囲繞するペデスタル側壁と、
前記ペデスタル床に設けられ前記炉心が溶融した際に生成される炉心溶融物を受け止める炉心溶融物保持装置と、
前記ペデスタル側壁を横架して前記炉心溶融物保持装置と前記原子炉圧力容器の間に設けられ上下の空間を区画する漏水検知床と、
前記漏水検知床、前記ペデスタル床、前記ペデスタル側壁に囲まれて形成された下部ドライウェルと、
前記炉心溶融物保持装置より高位置に設けられた水槽と、
この水槽と前記炉心溶融物保持装置を接続し前記水槽内の水を前記炉心溶融物保持装置に供給する注水配管と、を備え、
前記漏水検知床は、前記ペデスタル側壁に取り付けられたカバーと、このカバーに吊り下げられたトレイと、このトレイの吊り下げ部に設けられた均圧孔を備えることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収容する空間の下方に設けられたペデスタル床と、
前記ペデスタル床に設けられ前記原子炉圧力容器の側面を囲繞するペデスタル側壁と、
前記ペデスタル床に設けられ前記炉心が溶融した際に生成される炉心溶融物を受け止める炉心溶融物保持装置と、
前記ペデスタル側壁を横架して前記炉心溶融物保持装置と前記原子炉圧力容器の間に設けられ上下の空間を区画する漏水検知床と、
前記漏水検知床、前記ペデスタル床、前記ペデスタル側壁に囲まれて形成された下部ドライウェルと、
前記炉心溶融物保持装置より高位置に設けられた水槽と、
この水槽と前記炉心溶融物保持装置を接続し前記水槽内の水を前記炉心溶融物保持装置に供給する注水配管と、を備え、
前記漏水検知床は前記ペデスタル側壁側から中心方向への下り傾斜を有し、前記ペデスタル側壁と接続する外側部材と、この外側部材に包囲される内側部材を備え、前記内側部材は前記外側部材より薄肉であることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項３】
炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収容する空間の下方に設けられたペデスタル床と、
前記ペデスタル床に設けられ前記原子炉圧力容器の側面を囲繞するペデスタル側壁と、
前記ペデスタル床に設けられ前記炉心が溶融した際に生成される炉心溶融物を受け止める炉心溶融物保持装置と、
前記ペデスタル側壁を横架して前記炉心溶融物保持装置と前記原子炉圧力容器の間に設けられ上下の空間を区画する漏水検知床と、
前記漏水検知床、前記ペデスタル床、前記ペデスタル側壁に囲まれて形成された下部ドライウェルと、
前記炉心溶融物保持装置より高位置に設けられた水槽と、
この水槽と前記炉心溶融物保持装置を接続し前記水槽内の水を前記炉心溶融物保持装置に供給する注水配管と、を備え、
前記漏水検知床は前記ペデスタル側壁側から中心方向への下り傾斜を有し、前記ペデスタル側壁と接続する外側部材と、この外側部材に包囲される内側部材を備え、前記内側部材は前記外側部材よりも融点が低い材料で構成されたことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項４】
前記炉心溶融物保持装置は、その中央付近に配置されて前記注水配管と接続された給水容器、この給水容器から放射状に斜め上方へ延びた冷却水流路、この冷却水流路上面側および前記給水容器上面に設けられた耐熱材層、前記給水容器内に設けられ前記耐熱材層を支持することで前記給水容器の強度を高める支柱を備えることを特徴とする請求項１乃至請求項３の何れか１項記載の原子炉格納容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉圧力容器下方の炉心溶融物保持装置と原子炉圧力容器と炉心溶融物保持装置の間に設けられる漏水検知床と、この漏水検知床を有する原子炉格納容器に関する。
【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（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、この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が露出して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。
【０００４】
このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物（コリウム）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底部を溶融貫通して、格納容器内の床上に落下する。コリウム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る可能性がある。結果的に、コリウムとコンクリートの反応から格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出される恐れがある。
【０００５】
このコリウムとコンクリートの反応を抑制するためには、コリウムを冷却し、コリウム底部の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１５００Ｋ以下）に冷却するか、コリウム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。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。このような装置として、原子炉圧力容器下方の床面に設置され、コリウムを受け止めるコアキャッチャと呼ばれる装置がある。このようなコアキャッチャとして、例えば特許文献１記載の炉心溶融物冷却装置が知られている。
【０００６】
この炉心溶融物冷却装置について、図面を用いて以下説明する。図１６は炉心溶融物冷却装置の概要を示す縦断面図である。
【０００７】
この装置の構成について以下説明する。
【０００８】
原子炉格納容器における原子炉圧力容器下部のペデスタル床１０７上に炉心溶融物冷却装置１３０が設置されている。炉心溶融物冷却装置１３０は、ペデスタル床１０７上中央の給水チェンバ１１０、給水チェンバ１１０に接続された注水配管１０８、給水チェンバ１１０に接続された循環配管１０９、給水チェンバ１１０に接続して設けられた水チャンネル集合体１３１から構成される。図１６においては、水チャンネル集合体１３１上に原子炉圧力容器から落下してきたコリウム１１３が堆積している。水チャンネル集合体１３１は、給水チェンバと連通した冷却水流路１２５を有し、冷却水流路１２５の上面側は耐熱材１１２で構成されている。冷却水流路１２５の給水チェンバ１１０に接続された端部には下部入口部１２１が、他端には上部出口部１２２が設けられている。循環配管１０９の一端は上部出口部１２２の近くで開口している。また、各矢印は炉心溶融物冷却装置１３０における水の流れを示している。
【０００９】
水チャンネル集合体１３１の構成について図１７、図１８を用いて説明する。図１７は水チャンネル集合体１３１を構成する水チャンネルの概要を示す斜視図、図１８は水チャンネル集合体１３１の上面図である。水チャンネル１１１は、中空の箱で構成された冷却水流路１２５と、冷却水流路１２５上面側を構成する耐熱材１１２から構成されている。水チャンネル集合体１３１は、複数の水チャンネル１１１を図１８に示すように並べて配置して構成される。
【００１０】
この装置の作用について以下説明する。
【００１１】
原子炉圧力容器が破損してコリウムが下部へ噴出されると、コリウムは炉心溶融物冷却装置１３０の耐熱材１１２上に落下して堆積する。注水配管１０８は格納容器内に設けられたプールと接続され、プールから注水配管１０８を介して給水チェンバ１１０にプール内の水が注水される。給水チェンバ１１０に送られた水は冷却チャンネル１１１の下部入口部１２１から冷却水流路１２５に流入し、上部出口部１２２へ向かって流れる。冷却水流路１２５内の水は耐熱材１１２を介してコリウム１１３を冷却した後、上部出口部１２２から溢れだし、堆積したコリウム１１３の上へ流れ、コリウム１１３を上から冷却する。また、上部出口部１２２から溢れた水の一部は循環配管１０９へ流れ込み、給水チェンバ１１０へ戻る。このように、コンクリートで構成されたペデスタル床１０７とコリウム１１３の接触を防止し、さらにコリウム１１３を上下から冷却することで冷却効率を改善する効果があるとされている。
【特許文献１】特開２００７−２３２５２９号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
上述の炉心溶融物冷却装置を設置するペデスタル床１０７には、従来は漏水検知器が設置されており、原子炉圧力容器や配管から漏水があった際、落下してきた水を検知することで漏水の発生を監視していた。しかし、上述の炉心溶融物冷却装置を設置すると、漏水が発生して落下してきた水を炉心溶融物冷却装置が受け止めてしまうため、漏水を検知することができない。そのため、炉心溶融物冷却装置を設置する場合、従来の漏水検知装置に代わる漏水検知手段を設ける必要がある。
【００１３】
そこで、本発明は、原子炉圧力容器下方に設置されコリウムを受け止めるコアキャッチャと、原子炉圧力容器や原子炉圧力容器に接続された配管での漏水発生を検知する機構とを同時に備える原子炉格納容器の提供を目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記目的を達成するため、本発明による原子炉格納容器は  炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収容する空間の下方に設けられたペデスタル床と、前記ペデスタル床に設けられ前記原子炉圧力容器の側面を囲繞するペデスタル側壁と、前記ペデスタル床に設けられ前記炉心が溶融した際に生成される炉心溶融物を受け止める炉心溶融物保持装置と、前記ペデスタル側壁を横架して前記炉心溶融物保持装置と前記原子炉圧力容器の間に設けられ上下の空間を区画する漏水検知床と、前記漏水検知床、前記ペデスタル床、前記ペデスタル側壁に囲まれて形成された下部ドライウェルと、前記炉心溶融物保持装置より高位置に設けられた水槽と、この水槽と前記炉心溶融物保持装置を接続し前記水槽内の水を前記炉心溶融物保持装置に供給する注水配管と、を備え、前記漏水検知床は、前記ペデスタル側壁に取り付けられたカバーと、このカバーに吊り下げられたトレイと、このトレイの吊り下げ部に設けられた均圧孔を備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１６】
本発明の原子炉格納容器によれば、原子炉圧力容器や原子炉圧力容器に接続された配管の漏水を検知する機能を損なうことなく、コアキャッチャによって炉心溶融物とコンクリートの接触を防ぐことが可能となる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１７】
以下本発明の実施例について図面を参照しながら説明する。
【実施例１】
【００１８】
本発明の実施例１について、図１を用いて説明する。図１は本実施例による原子炉格納容器の概要を示す縦断面図である。
【００１９】
炉心３を内蔵する原子炉圧力容器１が原子炉格納容器２に収容されている。原子炉格納容器２は、サプレッションプール４、水槽５、水槽５の上方に設置された冷却水槽６、冷却水槽６の水中に設置された冷却器４１、原子炉圧力容器１下方のペデスタル床２１に設置された炉心溶融物保持装置１０、ペデスタル床２１に設けられ、原子炉圧力容器１の周囲を取り囲むペデスタル側壁２２、原子炉圧力容器１と炉心溶融物保持装置１０の間に設置された漏水検知床１１を有する。この炉心溶融物保持装置は、炉心溶融事故が発生した際に炉心溶融物を受け止めるコアキャッチャである。なお、水槽５は炉心溶融物保持装置１０よりも高い位置に設けられている。漏水検知床１１はペデスタル側壁２２を横架して設けられ、その上下の空間を区画して上部ドライウェル８と下部ドライウェル７を形成している。
【００２０】
漏水検知床１１は図示しない漏水検知センサを備え、このセンサによって漏水検知床１１が水を受け止めたことを検知する。漏水検知床１１は、原子炉圧力容器１や原子炉圧力容器１に接続された配管で漏水が発生した場合、落下してきた漏水を受け止めて検知する。このように、漏水検知床１１により原子炉圧力容器１や配管で発生した漏水を検知することが可能である。
【００２１】
なお、この漏水検知センサには、従来使用されているものの適用を想定しており、例えば絶縁体上に電極対を設けて構成したセンサを用いる。このような構成のセンサでは、水によって電極対が導通されると電流値が大きく変動するため、電流値を監視することで漏水を検知することができる。
【００２２】
冷却器４１は蒸気吸込管４２、凝縮水戻り管４３を有している。冷却器４１は、上部ドライウェル８中の蒸気を蒸気吸込管４２から引き込み、冷却水槽６の水との熱交換によって蒸気を冷却して凝縮させ、凝縮した水を凝縮水戻り管４３から水槽５へ供給する。
【００２３】
炉心溶融物保持装置１０は注水配管９によって水槽５と接続されており、この注水配管９に設けられた注水弁２３が開くと、重力によって水槽５の水が炉心溶融物保持装置１０に送られる。
【００２４】
炉心溶融物保持装置１０の構成について、図２を用いて詳細に説明する。図２は炉心溶融物（コリウム）を保持した状態の炉心溶融物保持装置１０の概要を示す縦断面図である。
【００２５】
炉心溶融物保持装置１０の上面は耐熱材層１２で構成されており、コリウム１３を保持している。この耐熱材層１２には、コリウム１３の平均的融点２２００℃程度の温度に耐え得る材料、例えば約２７００℃の融点を有するジルコニアを用いる。この耐熱材層１２の下側には冷却水が流れる冷却水流路１５が設けられている。この冷却水流路１５は、ペデスタル床２１中央に位置する給水容器１４と連通しており、給水容器１４から斜め上方に伸びている。給水容器１４には注水配管９が接続されている。また、冷却水流路１５の上端１５ａに隣接して循環配管１８が設けられており、この循環配管は給水容器１４に接続されている。なお、図２中の破線の矢印は炉心溶融物保持装置１０に注水して炉心溶融物の冷却を行う際の水の流れを示している。
【００２６】
本実施例の作用について以下説明する。
【００２７】
運転中に原子炉圧力容器１や原子炉圧力容器１に接続された配管などで漏水が発生した際、漏水は漏水検知床１１に落下する。漏水検知床１１は落下してきた漏水を受け止めて検知することで、漏水検知手段として機能する。
【００２８】
また、炉心溶融事故が発生した場合、コリウムが原子炉圧力容器１底部を貫通して落下する。漏水検知床１１はコリウムによって溶融貫通され、コリウムは下部ドライウェル７内の炉心溶融物保持装置１０の上へ落下する。図示しない原子炉圧力容器１の監視装置などによって、コリウムが原子炉圧力容器１を破壊して落下したことを検知したら、注水弁２３を開放し、注水配管９を介して水槽５から炉心溶融物保持装置１０へ水を送る。水は給水容器１４を介して冷却水流路１５へ送られ、耐熱材層１２の上に堆積したコリウム１３を冷却する。さらに、水は冷却水流路１５の上端１５ａから溢れてコリウム１３の上に流れ出し、コリウム１３を冷却する。また、冷却水流路１５から溢れた水の一部は循環配管１８に流入し、給水容器１４へ供給される。コリウム１３の冷却によって蒸発した水は、漏水検知床１１が破損しているために上部ドライウェル８に達する。上部ドライウェル８の水蒸気は、蒸気吸込管４２から冷却器４１へ送られ、冷却器４１で凝縮されて凝縮水戻り管４３を介して水槽５に戻り、ふたたび炉心溶融物保持装置１０へ送られる。
【００２９】
本実施例によれば、炉心溶融事故時にコリウムを保持・冷却する炉心溶融物保持装置１０と漏水検知手段として機能する漏水検知床１１を併設することにより、コンクリートで構成された原子炉格納容器２とコリウムの接触を防止するとともに、運転中の原子炉圧力容器１の漏水を監視することが可能となる。
【実施例２】
【００３０】
本発明の実施例２について、図３を用いて説明する。なお、実施例１と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００３１】
図３は本実施例による原子炉格納容器２の概要を示す縦断面図である。本実施例においては、ペデスタル側壁２２に下部ドライウェル７と上部ドライウェル８を連絡する通気孔２４が設けられている。
【００３２】
漏水検知床１１は落下してくる漏水を確実に受け止めて検知できる構成でなければならない。単に下部ドライウェル７と原子炉圧力容器１との間を仕切る水密な床であってもよいが、漏水検知床１１が気密であると、誤操作などによって炉心溶融物保持装置１０へ注水が行われた場合に下部ドライウェル７の圧力が上昇してしまう。本実施例においては、下部ドライウェル７と上部ドライウェル８を連絡する通気孔２４が下部ドライウェル７のガスを上部ドライウェル８へ逃がす均圧手段として機能し、運転中に炉心溶融物保持装置への注水が行われた際の下部ドライウェル７の圧力上昇を防止することができる。
【００３３】
また、本実施例の変形例を図４、図５、図６、図７を用いてそれぞれ説明する。図４、図７は本実施例の変形例による原子炉格納容器２の概要を示す縦断面図である。図５、図６は本実施例の変形例による原子炉格納容器２の下部ドライウェル７近傍を拡大した縦断面図である。
【００３４】
図４に示す変形例においては、均圧手段として漏水検知床１１を貫通して中空のスタンドパイプ２５を設けている。スタンドパイプ２５の上端は水槽５の水位よりも高い位置で開放されている。水槽５から炉心溶融物保持装置１０へ注水されると、スタンドパイプ２５が均圧手段として機能し、下部ドライウェル７の圧力上昇を防ぐことができる。下部ドライウェル７が満水になった後にさらに注水された場合、スタンドパイプ２５内に液面が形成され、注水に伴って液面が上昇する。スタンドパイプ２５は一端が水槽５の水位よりも高い位置で開放されているため、スタンドパイプ２５内の液面は水槽５の水位と同じ高さまで上昇し、注水が停止される。
【００３５】
この状態で炉心溶融事故が発生した場合、スタンドパイプ２５は漏水検知床１１がコリウムによって溶融されるとともに倒壊し、スタンドパイプ２５内の水は下部ドライウェル７へ流出する。また、漏水検知床１１のスタンドパイプ２５取り付け部、またはスタンドパイプ２５自体に低融点の材料を用いることにより、炉心溶融事故時にスタンドパイプ２５が倒壊しやすい構成とすることも可能である。
【００３６】
図５に示す変形例においては、漏水検知床１１を貫通して配管２６ａを設けており、この配管２６ａに安全弁２６を設けている。炉心溶融物保持装置１０への注水によって下部ドライウェル７の圧力が上昇すると、安全弁２６が開き、下部ドライウェル７内のガスが配管２６ａから上部ドライウェル８へ逃がされるため、下部ドライウェル７の圧力上昇を防ぐことができる。なお、安全弁２６に代えて逆止弁を設けてもよい。この場合の逆止弁は下部ドライウェル７から上部ドライウェル８へガスを通し、逆方向にはガスを通さないように設ける。
【００３７】
図６に示す変形例においては、漏水検知床１１がトレイ２８、カバー２７から構成されている。カバー２７は下部ドライウェル８のペデスタル側壁２２に取り付けられており、トレイ２８はカバー２７から吊り下げた格好で設けられている。このカバー２７からトレイ２８を吊り下げる部分に均圧孔２９が設けられている。原子炉圧力容器１で漏水が発生した場合、漏水はカバー２７に落下した後にトレイ２８へ、またはトレイ２８へ直接落下する。そのため、トレイ２８に漏水検知機能を設けることにより、漏水を検知することが可能である。炉心溶融物保持装置１０への注水が行われた場合は、下部ドライウェル７のガスが均圧孔２９から逃されるため、下部ドライウェル７の圧力上昇を防ぐことができる。なお、カバー２７に漏水検知機能を設けることも可能である。
【００３８】
図７に示す変形例においては、下部ドライウェル７にポンプ１７が設けられており、ポンプ１７から水槽５へ漏水検知床１１を貫通して配管１８が伸びている。通常運転時に炉心溶融物保持装置１０へ注水が行われた場合、制御室の操作によってポンプ１７を駆動させ、配管１８を介して下部ドライウェル７の水を水槽５へ戻し、下部ドライウェル７の圧力上昇を防ぐ。
【００３９】
以上説明したように、本実施例においては、上述した実施例１と同様の効果を奏するとともに、下部ドライウェル７と上部ドライウェル８について均圧手段を設けることにより、漏水検知床１１が健全性を確保している状態での炉心溶融物保持装置１０への注水による下部ドライウェル７の圧力上昇を防止することができる。
【実施例３】
【００４０】
本発明の実施例３について、図８を用いて以下説明する。図８は本実施例による原子炉格納容器２の下部ドライウェル７近傍を拡大して示した図である。なお、実施例１と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。本実施例においては、漏水検知床１１がペデスタル側壁２２から中央に向かって下り傾斜を有し、さらに中央が水平なすり鉢形状に形成されている。
【００４１】
炉心溶融物保持装置１０によるコリウムの下方からの冷却は、中〜長期的には給水容器１４がある中央付近よりも、周辺の冷却水流路１５内の水によるものが支配的になると考えられている。この際、耐熱材層１２が厚いほど冷却水流路１５内の水とコリウムの熱交換が抑制されるため、冷却水流路１５に接する部分では耐熱材層１２をあまり厚くすることができない。そのため、給水容器１４直上においては冷却水流路１５に接する部分と比較して耐熱材層１２を厚く設定することができるため、周辺よりも強度を高くすることができる。
【００４２】
ここで、漏水検知床１１がすり鉢形状となっているため、炉心溶融事故時にコリウムが漏水検知床１１に落下した際、いったん漏水検知床１１の中央に集まる。その後、コリウムが漏水検知床１１を溶融貫通し、強度が比較的高い炉心溶融物保持装置１０中央付近へと落下する。
【００４３】
よって、本実施例によれば、上述した実施例１と同様の効果を奏するとともに、漏水検知床１１をすり鉢形状とすることにより、炉心溶融物保持装置１０において比較的強度の高い中央付近へコリウムを落下させるこができるため、炉心溶融物保持装置１０の健全性を向上させることができる。
【００４４】
また、本実施例の変形例について、図９、図１０、図１１を用いて以下説明する。
【００４５】
図９に示す変形例においては、給水容器１４内に炉心溶融物保持装置１０の中央を支持する支柱１６を設けている。支柱１６の設置によって炉心溶融物保持装置１０中央の強度をさらに高め、健全性を向上させることができる。
【００４６】
図１０に示す変形例においては、漏水検知床１１の中央を薄肉部３０として構成している。中央を周辺よりも溶融しやすい薄肉部３０とすることにより、コリウムを炉心溶融物保持装置１０中央に落下させ易くすることができる。なお、漏水検知床１１の中央に低融点材料を用いて低融点部とするなど、漏水検知床１１の中央が周辺よりも溶融しやすい構成であれば同様の効果を得ることが可能である。
【００４７】
図１１に示す変形例においては、図８ないし図１１に示した本実施例またはその変形例の構成に加えて、漏水検知床１１の上方に作業床３１を設けている。漏水検知床１１をすり鉢形状とすることにより漏水検知床１１上での作業性が低下するため、別途に作業床３１を設けることによって点検等を容易とすることができる。炉心溶融事故時には、コリウムがまず作業床３１に落下するため、作業床３１はコリウムの挙動への影響を少なくするべく、例えばパンチングプレートなどの多孔の材料を用いるのが好ましい。
【００４８】
なお、漏水検知床１１は中央が水平なすり鉢形状として説明したが、漏水検知床１１が全体として壁から中央に向かって下り傾斜を有する形状であればよく、例えば図１２に示す円錐形状や、図１３に示す中央付近が曲面とされた構造、図１４に示す中央付近が凹状にくぼんだ構造などであっても同様の効果を奏する。
【実施例４】
【００４９】
本発明の実施例４について、図１５を用いて以下説明する。図１５は本実施例による原子炉格納容器２の下部ドライウェル７近傍を拡大した縦断面図である。なお、実施例３と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００５０】
本実施例においては、漏水検知床１１の上方に炉心溶融物一時保持部３５を設けている。炉心溶融物一時保持部３５は保持床３２、堰３３、堰３３に設けられた孔部３４を備え、耐熱材料で構成されている。なお、本実施例においては炉心溶融物一時保持部３５をペデスタル側壁２２に設けた梁３６で支持しているが、ワイヤで吊り下げて支持する構成なども可能である。
【００５１】
炉心溶融事故が発生した際、仮にコリウムが原子炉圧力容器２から高速で噴出したとすると、漏水検知床１１を瞬時に貫通して炉心溶融物保持装置１０に高速で衝突することが想定され得る。
【００５２】
炉心溶融物一時保持部３５は噴出されたコリウムを受け止め、コリウムが炉心溶融物保持装置１０に高速で衝突することを防ぐ。炉心溶融物一時保持部３５は保持床３２でコリウムを受け止め、衝突によるコリウムの飛散を堰３３で防ぐ。保持床３２上のコリウムは孔部３４から流出し、漏水検知床１１へ落下する。また、仮に衝突によって炉心溶融物一時保持部３５が破損したとしても、炉心溶融物一時保持部３５との衝突によりコリウムを大幅に減速することができる。
【００５３】
よって、本実施例によれば、上述した実施例１と同様の効果を奏するとともに、炉心溶融物保持装置１０の健全性を高めることができる。
【００５４】
以上本発明の実施例について図を参照して説明してきたが、本発明は上記実施例に限定されるものでなく、発明の趣旨を逸脱しない範囲で実施例１〜４を組み合わせ、またいろいろの変形を採ることができる。当業者にあっては、具体的な実施例において本発明の技術思想および技術範囲から逸脱せずに種種の変形・変更を加えることが可能である。
【図面の簡単な説明】
【００５５】
【図１】本発明の実施例１による原子炉格納容器の概要を示す縦断面図。
【図２】炉心溶融物保持装置の概要を示す要部拡大縦断面図。
【図３】本発明の実施例２による原子炉格納容器の概要を示す縦断面図。
【図４】実施例２の変形例の概要を示す要部拡大縦断面図。
【図５】実施例２の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図６】実施例２の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図７】実施例２の原子炉格納容器の変形例を示す概要を示す縦断面図。
【図８】本発明の実施例３による漏水検知床の概要を示す要部拡大縦断面図。
【図９】実施例３の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１０】実施例３の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１１】実施例３の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１２】実施例３の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１３】実施例３の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１４】実施例３の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１５】実施例４の漏水検知床の変形例を示す要部拡大縦断面図。
【図１６】従来の炉心溶融物冷却装置の概要を示す縦断面図。
【図１７】炉心溶融物冷却装置を構成する水チャンネルの斜視図。
【図１８】炉心溶融物冷却装置を構成する水チャンネル集合体の上面図。
【符号の説明】
【００５６】
１  原子炉圧力容器
２  原子炉格納容器
３  炉心
４  サプレッションプール
５  水槽
６  冷却水槽
７  下部ドライウェル
８  上部ドライウェル
９  注水配管
１０  炉心溶融物保持装置
１１  漏水検知床
１２  耐熱材層
１３  コリウム
１４  給水容器
１５  冷却水流路
１５ａ  上端
１６  支柱
１７  ポンプ
１８  循環配管
２１  ペデスタル床
２２  ペデスタル側壁
２３  注水弁
２４  通気孔
２５  スタンドパイプ
２６  安全弁
２７  カバー
２８  トレイ
２９  均圧孔
３０  薄肉部
３１  作業床
３２  保持床
３３  堰
３４  孔部
３５  炉心溶融物一時保持部
３６  梁
４１  冷却器
４２  蒸気吸込管
４３  凝縮水戻り管
１０７  ペデスタル床
１０８  注水配管
１０９  循環配管
１１０  給水チェンバ
１１１  水チャンネル
１１２  耐熱材
１１３  コリウム
１２１  下部入口部
１２２  上部入口部
１２５  冷却水流路
１３０  炉心溶融物冷却装置
１３１  水チャンネル集合体
【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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【図１７】
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【図１８】
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