JP2011174897A - 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント - Google Patents
溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント Download PDFInfo
- Publication number
- JP2011174897A JP2011174897A JP2010041088A JP2010041088A JP2011174897A JP 2011174897 A JP2011174897 A JP 2011174897A JP 2010041088 A JP2010041088 A JP 2010041088A JP 2010041088 A JP2010041088 A JP 2010041088A JP 2011174897 A JP2011174897 A JP 2011174897A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- melt
- cooling structure
- containment vessel
- refrigerant
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
【課題】原子炉から流出した溶融物やデブリを小分けに堆積させて、高温の溶融物やデブリを十分に冷却することができる溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラントを提供することを目的とする。
【解決手段】原子炉12から流出した溶融物を捕捉する捕捉部62と、冷媒が貯蔵されている冷媒貯蔵部56内に設けられて、捕捉部62を介して溶融物が流入する複数の筒部63と、を有することを特徴とする。
【選択図】図2
【解決手段】原子炉12から流出した溶融物を捕捉する捕捉部62と、冷媒が貯蔵されている冷媒貯蔵部56内に設けられて、捕捉部62を介して溶融物が流入する複数の筒部63と、を有することを特徴とする。
【選択図】図2
Description
本発明は、溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラントに関し、特に、原子炉から流出した溶融物の冷却に関するものである。
一般に、加圧水型原子炉(PWR:Pressurized Water Reactor)は、冷却材喪失事故(LOCA:Loss of Coolant Accident)または過渡事象(トランジェント)が発生した場合に作動する緊急炉心冷却装置によって、原子炉容器の内部の炉心を冷却している。しかし、緊急炉心冷却装置が故障した場合には、炉心を冷却することができず、炉心が溶解して、溶解した燃料などの溶融物が原子炉容器を破壊する。原子炉容器を破壊した溶融物は、原子炉容器の下部を貫通して冷媒が貯蔵されているキャビティに落下して冷却される(例えば、特許文献1)。
しかしながら、特許文献1に開示されている発明では、溶融物が山状に堆積した場合には、溶融物を十分に冷却することができず溶融物が再臨界を引き起こす危険性があった。
本発明は、このような事情に鑑みてなされたものであって、原子炉から流出した溶融物を小分けに堆積させて冷却を十分に可能とされた溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラントを提供することを目的とする。
上記課題を解決するために、本発明の溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラントは、以下の手段を採用する。
すなわち、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、原子炉から流出した溶融物を捕捉する捕捉部と、冷媒が貯蔵される冷媒貯蔵部内に設けられて、前記捕捉部を介して前記溶融物が流入する複数の筒部と、を有することを特徴とする。
すなわち、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、原子炉から流出した溶融物を捕捉する捕捉部と、冷媒が貯蔵される冷媒貯蔵部内に設けられて、前記捕捉部を介して前記溶融物が流入する複数の筒部と、を有することを特徴とする。
溶融物冷却構造は、捕捉部と、捕捉部を介して原子炉から流出した溶融物が流入する複数の筒部とを備えることとした。また、これら複数の筒部は、冷媒貯蔵部の内部に設けられることとした。そのため、溶融物を複数に分散させて小分けに筒部内に堆積することができる。したがって、流出した溶融物が山状に堆積することを防止することができる。
また、筒部を介して、筒部に流入した小分けにされた溶融物と、冷媒貯蔵部内の冷媒との接触面積を増加させることができる。したがって、原子炉から流出した溶融物の冷却効率を向上させることができる。
また、筒部を介して、筒部に流入した小分けにされた溶融物と、冷媒貯蔵部内の冷媒との接触面積を増加させることができる。したがって、原子炉から流出した溶融物の冷却効率を向上させることができる。
さらに、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、複数の前記筒部の外周には、該筒部との間に前記冷媒が導入される外筒が設けられることを特徴とする。
筒部の外周には、冷媒が導入される外筒を設けることとした。これにより、筒部内に温度の高い溶融物が流入することによって、筒部と外筒との間の冷媒が加熱されて冷媒の対流が生じる(チムニー効果)。そのため、筒部と外筒との間を冷媒が自然循環して、筒部内の溶融物の冷却を促進させることができる。したがって、原子炉から流出した溶融物の冷却効率を向上させることができる。
さらに、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、前記捕捉部は、前記冷媒貯蔵部に向かって傾斜している傾斜板であることを特徴とする。
冷媒貯蔵部に向かって傾斜している傾斜板を捕捉部に用いることとした。そのため、流出した溶融物を傾斜に沿って容易に各筒部に流動させることができる。したがって、原子炉から流出した溶融物の冷却を早期に冷却することができる。
さらに、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、前記傾斜板は、傾斜の始点側に複数の前記筒部を有し、傾斜の終点側が階段形状とされて前記冷媒貯蔵部内に設けられることを特徴とする。
傾斜板の傾斜の始点側に溶融物が導かれる複数の筒部を設け、傾斜板の傾斜の終点側を階段形状として冷却保持部内に設けることとした。これにより、筒部に流入しきれない溶融物を傾斜板の傾斜の終点側へと導き、導かれた溶融物を階段形状によって拡散させて冷媒と接触させることができる。そのため、筒部に流入しきれなかった溶融物を冷却することができる。また、傾斜板の傾斜の終点側を階段形状とすることによって、溶融物と冷媒との接触面積を増加させて、冷却効率を向上させることができる。したがって、筒部によって冷却ができないほど大量の溶融物が原子炉から流出した場合であっても、溶融物の冷却を過不足なく行うことができる。
さらに、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、前記階段形状を構成する段の間には、冷媒が流入可能な貫通した空間が設けられることを特徴とする。
傾斜板の傾斜の終点側の階段形状は、冷媒が流入可能な貫通した空間を段と段との間に有することとした。これにより、段と段との間の貫通した空間から流入した冷媒と、傾斜板の階段形状を拡散した溶融物とを接触させることができる。しがって、階段形状に拡散した溶融物の冷却効率を一層向上させることができる。
また、段と段との間の貫通した空間には、筒部に流入した高温の溶融物が冷媒に与えた熱によって蒸発した冷媒の蒸気が流入する。これにより、空間に流入した冷媒の蒸気が傾斜板の階段形状を流動する溶融物を薄く広げるように作用する。そのため、溶融物と冷媒との接触面積を増加させることができる。したがって、階段形状に導かれた溶融物を一層拡散させることができる。
さらに、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、複数の前記筒部は、前記捕捉部の全領域に設けられることを特徴とする。
捕捉部の全領域にわたって筒部を設けることとした。そのため、溶融物と冷媒とが直接接触することを防止しつつ、溶融物を冷却することができる。したがって、原子炉から流出した溶融物が冷媒に接触することによって生じる爆発を防止することができる。
さらに、本発明に係る溶融物冷却構造によれば、前記捕捉部は、前記原子炉の下方に設けられて、該原子炉の下部と所定の空間を有して配置されることを特徴とする。
原子炉の下部と原子炉の下方に設けられる捕捉部とは、所定の間隔を設けて配置することとした。そのため、原子炉の本体と原子炉の下部とを接続している接続部に割れ(ヒンジ割れ)が生じて原子炉の下部が下垂した場合であっても、捕捉部によって下垂した原子炉の下部を支持することができる。したがって、ヒンジ割れによって原子炉の下部が下方に全開になることを防止することができる。
なお、所定の空間とは、原子炉の下部が下垂した際に捕捉部によって支持することができる距離をいう。
なお、所定の空間とは、原子炉の下部が下垂した際に捕捉部によって支持することができる距離をいう。
さらに、本発明に係る原子炉格納容器によれば、上記のいずれかに記載の溶融物冷却構造と、内部に炉心を有する原子炉と、冷媒を保持する冷媒貯蔵部と、を内部に備えることを特徴とする。
原子炉から流出した溶融物を大きな山状にすることなく小分けに分散して冷却することが可能な溶融物冷却構造を用いることとした。そのため、非常時に炉心が溶解して原子炉から溶融物が流出した場合であっても、流出した溶融物を早急に冷却することができる。したがって、溶融物が再臨界になることを防止して、原子炉格納容器の安全性を確保することができる。
さらに、本発明に係る原子力プラントによれば、上記に記載の原子炉格納容器を備えることを特徴とする。
炉心が溶解して原子炉から溶融物が流出した場合であっても、安全性を確保することが可能な原子炉格納容器を用いることとした。したがって、原子力プラントの安全性を向上させることができる。
溶融物冷却構造は、捕捉部と、捕捉部を介して原子炉から流出した溶融物が流入する複数の筒部とを備えることとした。また、これら複数の筒部は、冷媒貯蔵部の内部に設けられることとした。そのため、溶融物を複数に分散させて小分けに筒部内に堆積することができる。したがって、流出した溶融物が山状に堆積することを防止することができる。
また、筒部を介して、筒部に流入した小分けにされた溶融物と、冷媒貯蔵部内の冷媒との接触面積を増加させることができる。したがって、原子炉から流出した溶融物の冷却効率を向上させることができる。
また、筒部を介して、筒部に流入した小分けにされた溶融物と、冷媒貯蔵部内の冷媒との接触面積を増加させることができる。したがって、原子炉から流出した溶融物の冷却効率を向上させることができる。
[第1実施形態]
図1には、本発明の第1実施形態に係る溶融物冷却構造を有する原子力プラントの原子炉格納容器の概略構成図が示されている。
原子力プラント(図示せず)の原子炉格納容器11内には、加圧水型原子炉(原子炉)12及び蒸気発生器13が格納されており、この加圧水型原子炉12と蒸気発生器13とは、冷却水配管14、15を介して連結されている。冷却水配管14には、加圧器(図示せず)が設けられ、冷却水配管15には、冷却水ポンプ(図示せず)が設けられている。
図1には、本発明の第1実施形態に係る溶融物冷却構造を有する原子力プラントの原子炉格納容器の概略構成図が示されている。
原子力プラント(図示せず)の原子炉格納容器11内には、加圧水型原子炉(原子炉)12及び蒸気発生器13が格納されており、この加圧水型原子炉12と蒸気発生器13とは、冷却水配管14、15を介して連結されている。冷却水配管14には、加圧器(図示せず)が設けられ、冷却水配管15には、冷却水ポンプ(図示せず)が設けられている。
減速材及び一次冷却水として軽水を用い、加圧水型原子炉12の炉心における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は、加圧器により160気圧程度の高圧状態を維持するように制御されている。そのため、加圧水型原子炉12にて、燃料として低濃縮ウランまたはMOXにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管14を通して蒸気発生器13に送られることとなる。蒸気発生器13では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われる。熱交換することによって、冷やされた一次冷却水は、冷却水配管15を通して加圧水型原子炉12に戻される。
蒸気発生器13には、原子炉格納容器11の外部から外部冷却水配管(図示せず)が接続されている。外部冷却水配管は、原子炉格納容器11の蒸気発生器13と、例えば、タービン(図示せず)や復水器(図示せず)との間を連結している。蒸気発生器13によって高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された水蒸気は、外部冷却水配管を通してタービンや復水器へと送られる。
原子炉格納容器11は、岩盤等の堅固な地盤51上に外部と圧力境界を形成する鋼板ライナ52を介して立設されている。原子炉格納容器11は、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメント、例えば、上部コンパートメント53及び蒸気発生器ループ室54を備えている。原子炉格納容器11内の中央部には、蒸気発生器ループ室54を形成する筒形状のコンクリート構造物55が設けられている。コンクリート構造物55は、加圧水型原子炉12を下垂させるように支持している。蒸気発生器ループ室54は、蒸気発生器13を備えている。加圧水型原子炉12と蒸気発生器13とは、冷却水配管14、15により連結されている。
原子炉格納容器11内には、コンクリート構造物55により原子炉容器31の下方に位置しているキャビティ(冷媒貯蔵部)56が設けられている。キャビティ56は、ドレンライン57を介して蒸気発生器ループ室54に連通している。また、原子炉格納容器11内には、燃料取替用水ピット58が設けられている。燃料取替用水ピット58には、その内部に冷却水(冷媒)が貯留されている。
燃料取替用水ピット58は、貯留されている冷却水を非常時に加圧水型原子炉12および原子炉格納容器11内に供給する冷却水供給経路(図示せず)が設けられている。冷却水供給経路は、原子炉冷却経路59と、原子炉格納容器冷却経路60とを有している。原子炉冷却経路59は、加圧水型原子炉12に供給する冷却水を導くものである。原子炉格納容器冷却経路60は、原子炉格納容器11内に散布する冷却水を導くものである。原子炉格納容器11内に散布された冷却水は、蒸気発生器ループ室54からドレンライン57を介してキャビティ56に貯留される。
原子炉格納容器11には、キャビティ56に冷却水を供給する消火水などの外部注入経路(図示せず)が設けられている。外部注入経路は、原子炉格納容器11の外部に設置されて消火水などを供給する外部供給設備(図示せず)に連結されている。
原子炉格納容器11内には、加圧水型原子炉12の下方に冷却水を貯留しているキャビティ56が設けられている。キャビティ56は、非常時に、加圧水型原子炉12から落下した溶融金属(溶融物)を受け止めて冷却水によって冷却を促進するコアキャッチャ(溶融物冷却構造)61が設けられている。
キャビティ56は、コンクリート構造物55により加圧水型原子炉12の下方に形成されている。キャビティ56は、加圧水型原子炉12の下方から水平方向の一方側に延出している。キャビティ56の基端部は、加圧水型原子炉12の下方に位置しており、先端部側の上部がドレンライン57を介して蒸気発生器ループ室54に連通している。鋼製ライナ52の上部には、コアキャッチャ61が設けられている。
コアキャッチャ61は、加圧水型原子炉12から流出した溶融金属を受け止めると共に、溶融金属を広く拡散して冷却水との接触面積を広げて冷却水によって溶融金属の冷却を促進するものである。
図2には、コアキャッチャの概略構成図が示されている。
コアキャッチャ61には、溶融金属が流動する傾斜板(捕捉部)62と、複数の筒部63と、階段形状部(階段形状)64とが設けられている。
図2には、コアキャッチャの概略構成図が示されている。
コアキャッチャ61には、溶融金属が流動する傾斜板(捕捉部)62と、複数の筒部63と、階段形状部(階段形状)64とが設けられている。
傾斜板62は、キャビティ56内を加圧水型原子炉12の下方(キャビティ56の基端部)から水平方向に延出した方向(キャビティ56の先端部側)に向かって下方に傾斜するように配置されている。傾斜板62の基端側(傾斜の始点側)には、鋼製ライナ52の上面に設けられている保護コンクリート(図示せず)に向かって延在している複数の筒部63が設けられている。傾斜板62の先端部側(傾斜の終点側)は、階段形状部64となっている。傾斜板62および階段形状部64は、鋼製ライナ52(図1参照)の上面に支柱(図示せず)により傾斜状態になるように支持されている。
階段形状部64は、複数の段(図2には、2段を示す)64a、64bによって構成されている。傾斜板62の傾斜が連続している先端部側と、段64aとの間は、各筒部63に流入した溶融金属の熱によって冷却水が蒸発した水蒸気およびキャビティ56内の冷却水が流動することが可能な空間が設けられている。また、段64aと、段64bとの間には、キャビティ56内の冷却水が貫通することが可能な空間が設けられている。
加圧水型原子炉12は、その内部に炉内構造物(図示せず)が挿入できるように、原子炉容器本体12aと、その上部に装着される原子炉容器蓋(図示せず)と、原子炉容器本体12aの下方から溶接によって接続されている原子炉容器本体下方部12bとを有している。原子炉容器蓋は、原子炉容器本体12aに対して開閉可能となっている。原子炉容器本体12aは、上部が開口しており、下部には原子炉容器本体下方部12bが接続されることによって閉塞された円筒形状をなしている。加圧水型原子炉12は、上部に原子炉冷却経路59(図1参照)から導かれた冷却水が給排する入口ノズル(図示せず)及び出口ノズル(図示せず)が形成されている。
図3には、図2に示した筒部の拡大図が示されている。
筒部63は、傾斜板62(図1参照)から下方に延在する筒形状である。筒部63は、傾斜板62に接続されている側の端部が傾斜板62に開口している。そのため、筒部63には、傾斜板62上を拡散した溶融金属が流入できるものとなっている。一方、筒部63の延在する下端部は、筒部63の内部に溶融金属が堆積できるように閉塞されている。
筒部63は、傾斜板62(図1参照)から下方に延在する筒形状である。筒部63は、傾斜板62に接続されている側の端部が傾斜板62に開口している。そのため、筒部63には、傾斜板62上を拡散した溶融金属が流入できるものとなっている。一方、筒部63の延在する下端部は、筒部63の内部に溶融金属が堆積できるように閉塞されている。
各筒部63は、キャビティ56(図2参照)内に貯留されている冷却水に冠水している。筒部63は、その外周部に環状に外筒63aが設けられている二重管構造となっている。筒部63が二重管構造となっていることによって、筒部63に流入した溶融金属によって温度の上昇した冷却水と、キャビティ56内の温度の低い冷却水とが、筒部63と外筒63aとの間を自然対流するチムニー効果を生じさせることができる。
次に、冷却材喪失事故(LOCA)が発生した場合における通常の冷却水の流れについて説明する。
冷却材喪失事故(LOCA)などが発生した場合には、緊急炉心冷却装置(図示せず)が作動して図示しないポンプを駆動し、冷却水供給経路へと冷却水を供給する。すなわち、燃料取替用水ピット58に貯留されている冷却水を原子炉格納容器冷却経路60へと供給する。原子炉格納容器冷却経路60に供給された冷却水は、多数の噴射ノズル66から加圧水型原子炉12に向けて散布される。冷却水は、原子炉格納容器11内部に発生している大量の蒸気に対して散布されることとなる。
冷却材喪失事故(LOCA)などが発生した場合には、緊急炉心冷却装置(図示せず)が作動して図示しないポンプを駆動し、冷却水供給経路へと冷却水を供給する。すなわち、燃料取替用水ピット58に貯留されている冷却水を原子炉格納容器冷却経路60へと供給する。原子炉格納容器冷却経路60に供給された冷却水は、多数の噴射ノズル66から加圧水型原子炉12に向けて散布される。冷却水は、原子炉格納容器11内部に発生している大量の蒸気に対して散布されることとなる。
原子炉格納容器11内に散布された冷却水による潜熱によって、原子炉格納容器11の内部が冷却される。原子炉格納容器11の内部を冷却した冷却水は、高温となって原子炉格納容器11の内部を落下する。原子炉格納容器11の内部を落下した冷却水は、蒸気発生器ループ室54に貯留される。蒸気発生器ループ室54に貯留されている冷却水の一部は、ドレンライン57を通ってキャビティ56に貯留される。
また、前述したポンプを駆動することによって、燃料取替用水ピット58に貯留されている冷却水が原子炉冷却経路59を通して加圧水型原子炉12に送られる。加圧水型原子炉12に導かれた冷却水は、加圧水型原子炉12内の炉心で発生した炉心の崩壊熱を冷却する。崩壊熱を冷却した冷却水は、一部が蒸気となって原子炉格納容器11内へ放出される。また、残りは高温の水となって蒸気発生器ループ室54からドレンライン57を通ってキャビティ56に貯留される。
次に、緊急炉心冷却装置が故障した場合における冷却水の流れについて説明する。
緊急炉心冷却装置が故障した場合には、冷却水を加圧水型原子炉12に導いて加圧水型原子炉12を冷却することができない。そのため、加圧水型原子炉12内の炉心が溶融する。炉心が溶解することによって、溶融金属が生じる。生じた高温の溶融金属は、原子炉容器本体12aの下方に接続されている原子炉容器本体下方部(原子炉の下部)12b内に堆積する。
緊急炉心冷却装置が故障した場合には、冷却水を加圧水型原子炉12に導いて加圧水型原子炉12を冷却することができない。そのため、加圧水型原子炉12内の炉心が溶融する。炉心が溶解することによって、溶融金属が生じる。生じた高温の溶融金属は、原子炉容器本体12aの下方に接続されている原子炉容器本体下方部(原子炉の下部)12b内に堆積する。
高温の溶融金属が原子炉容器本体下方部12b内に堆積することによって、原子炉容器本体12aと原子炉容器本体下方部12bとを接続している溶接(接続部)の一部にクラック等が生じる。溶接の一部に生じたクラックが進展することによって、原子炉容器本体下方部12bが原子炉容器本体12aに対してヒンジ割れを起こす。
原子炉容器本体下方部12bがヒンジ割れを生じることよって、原子炉容器本体下方部12bの一部が原子炉容器本体12aから下垂する。原子炉容器本体下方部12の一部が下垂することによって、原子炉容器本体下方部12b内に堆積している溶融金属が加圧水型原子炉12から流出する。
一方、加圧水型原子炉12の下方には、傾斜板62の基端側が所定の空間を有して配置されている。そのため、一部が下垂している原子炉容器本体下方部12bは、傾斜板62の基端側によって下方から支持されることとなる。傾斜板62が原子炉容器本体下方部12bを下方から支持することによって、原子炉容器本体下方部12bが原子炉容器12の下方に大きく全開となることが防止される。
なお、所定の空間とは、原子炉容器本体下方部12bの一部が原子炉容器本体12aから下垂した際に傾斜板62によって下方から支持することができる距離をいう。
なお、所定の空間とは、原子炉容器本体下方部12bの一部が原子炉容器本体12aから下垂した際に傾斜板62によって下方から支持することができる距離をいう。
加圧水型原子炉12から流出した溶融金属は、傾斜板62の基端側の上面部に落下する。落下中に溶融金属の一部は、細粒化したデブリとなる。デブリを含んだ溶融金属によって、傾斜板62上には、デブリベッドが形成される。デブリベッドは、傾斜板62の傾斜により傾斜板62の上面を基端側から先端部側へと移動しながら拡散される。傾斜板62の傾斜に沿って拡散して移動した溶融金属は、傾斜板62に複数設けられている筒部63に流入する。
筒部63に流入した溶融金属は、筒部63の底部に堆積する。各筒部63は、キャビティ56内の冷却水に冠水している。そのため、筒部63に流入した高温の溶融金属は、筒部63を介して冷却水によって冷却される。高温の溶融金属を冷却した冷却水の一部は、水蒸気とされて傾斜板62の階段形状部64へと導かれる。
ここで、溶融金属が流入する筒部63は、二重管構造とされているため、筒部63に高温の溶融金属が流入することによって筒部63と外筒63aとの間の冷却水がチムニー効果によって自然対流する。筒部63と外筒63aとの間を冷却水が自然対流することによって、筒部63を介して筒部63内に流入した溶融金属の冷却効果が増加する。
傾斜板62に設けられている複数の筒部63によって捕捉されなかった溶融金属は、傾斜板62の連続して傾斜している先端部側に設けられている階段形状部64へと移動する。傾斜板62の先端部と、階段形状部64の段64aとの間に形成されている貫通した空間には、前述した冷却水の水蒸気が流動する。
そのため、階段形状部64に移動した溶融金属は、傾斜板62の連続した傾斜の先端部側と、階段形状部64の段64aとの間を通過する際に流動している水蒸気によってブローされる。水蒸気によってブローされることによって、溶融金属は、拡散しながら階段形状部64を移動する。
また、貫通した空間には、キャビティ56内の冷却水が流通する。そのため、溶融金属は、傾斜板62の連続している傾斜の先端部側と、階段形状部64の段64aとの間および段64aと、段64bとの間を移動する際に冷却水と接触して冷却が促進される。
以上の通り、本実施形態に係る溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラントによれば、以下の作用効果を奏する。
コアキャッチャ(溶融物冷却構造)61には、傾斜板(捕捉部)62と、傾斜板62を介して加圧水型原子炉12(原子炉)から流出した溶融金属(溶融物)が流入する複数の筒部63とを設けることとした。また、これら複数の筒部63を冷却水(冷媒)が貯留しているキャビティ(冷媒貯蔵部)56の内部に設けることとした。そのため、デブリを含む溶融金属を複数に分散させて小分けに筒部63内に堆積することができ、溶融金属がコアキャッチャ61に山状に堆積することがない。
コアキャッチャ(溶融物冷却構造)61には、傾斜板(捕捉部)62と、傾斜板62を介して加圧水型原子炉12(原子炉)から流出した溶融金属(溶融物)が流入する複数の筒部63とを設けることとした。また、これら複数の筒部63を冷却水(冷媒)が貯留しているキャビティ(冷媒貯蔵部)56の内部に設けることとした。そのため、デブリを含む溶融金属を複数に分散させて小分けに筒部63内に堆積することができ、溶融金属がコアキャッチャ61に山状に堆積することがない。
また、筒部63を介して、筒部63に流入した小分けにされた溶融金属と、キャビティ56内の冷却水との接触面積を増加させることができる。したがって、加圧水型原子炉12から流出した溶融金属の冷却効率を向上させることができる。
筒部63の外周には、冷却水が導入される外筒63aを設けることとした。これにより、筒部63の内部に温度の高い溶融金属が導入されることによって筒部63と外筒63aとの間の冷却水が加熱されて、冷却水の対流を生じる(チムニー効果)。そのため、筒部63と外筒63aとの間を冷却水が自然循環して、筒部63内の溶融金属の冷却を促進させることができる。したがって、加圧水型原子炉12から流出した溶融金属の冷却効率を向上させることができる。
キャビティ56内に貯留されている冷却水に向かって傾斜している傾斜板62を捕捉部に用いることとした。そのため、流出した溶融金属を傾斜に沿って容易に各筒部63に流動させることができる。したがって、加圧水型原子炉12から流出した溶融金属の冷却を促進して早期に冷却することができる。
傾斜板62の基端側(傾斜の始点側)から溶融金属を複数の筒部63に導き、傾斜板62の先端部側(傾斜の終点側)を階段形状部64としてキャビティ56内に設けることとした。これにより、筒部63に流入しきれない溶融金属を傾斜板62の先端部側へと導き、導かれた溶融金属を階段形状部64によって拡散させて冷却水と接触させることができる。そのため、筒部63に流入しきれない溶融金属と、冷却水との接触面積を増加させて、冷却効率を向上させることができる。したがって、筒部63によって冷却ができないほど大量の溶融金属が加圧水型原子炉12から流出した場合であっても、溶融金属の冷却を過不足なく行うことができる。
傾斜板62の階段形状部64は、貫通した空間を傾斜板62の連続した傾斜の先端部側と段64aとの間および段64aと段64bとの間に有することとした。これにより、貫通した空間から流入した冷却水と、傾斜板16の階段形状部64を拡散した溶融金属とを接触させることができる。しがって、階段形状部64に拡散した溶融金属の冷却効率を一層向上させることができる。
また、傾斜板62の連続した傾斜の先端部側と段64aとの間の貫通した空間には、筒部63に流入した高温の溶融金属が冷却水に与えた熱によって蒸発した水蒸気(冷媒の蒸気)が流入する。これにより、貫通した空間に流入した水蒸気は、傾斜板62の階段形状部64を流動する溶融金属を薄く広げるように作用する。そのため、溶融金属と、冷却水との接触面積を増加させることができる。したがって、階段形状部64に導かれた溶融金属を一層拡散させることができる。
原子炉容器本体下方部12bと、加圧水型原子炉12の下方に設けられているコアキャッチャ61の傾斜板62とは、所定の間隔を設けて配置することとした。そのため、原子炉容器本体12aと原子炉容器本体下方部12bとを接続している溶接(接続部)にヒンジ割れが生じて原子炉容器本体下方部12bの一部が下垂した場合であっても、傾斜板62によって一部が下垂した原子炉容器本体下方部12bを支持することができる。したがって、ヒンジ割れによって原子炉容器本体下方部12bが下方に全開になることを防止することができる。
加圧水型原子炉12から流出した溶融金属を大きな山状にすることなく分散して冷却することが可能なコアキャッチャ61を用いることとした。そのため、非常時に加圧水型原子炉12の炉心が溶解して加圧水型原子炉12から溶融金属が流出した場合であっても、流出した溶融金属を早急に冷却することができる。したがって、溶融金属が再臨界になることを防止して、原子炉格納容器11の安全性を確保することができる。
加圧水型原子炉12の炉心が溶解して加圧水型原子炉12から溶融金属が流出した場合であっても、安全性を確保可能な原子炉格納容器11を用いることとした。したがって、原子力プラントの安全性を向上させることができる。
なお、本実施形態は、これに限定されるものではなく、傾斜板62を多孔質材料により形成しても良い。これにより、キャビティ56に供給された冷却水が傾斜板62を貫通して上下に流通可能となり、傾斜板62を流動する溶融金属の冷却効率が促進される。傾斜板62に用いられる多孔質材料としては、例えば、アルミナなどのセラミック材の他、オーステナイトステンレス鋼や、Ni基やCo基などの超合金を素材とした不織布焼結体、粒状金属、金属粉末から焼結した焼結体などの多孔質金属体、金網を重ねた構造を持つ多孔質金属体、ハニカム構造の多孔質金属体が適用可能である。また、炭素鋼若しくはステンレス鋼に多数の穴を設けた多孔板を用いることも可能である。
さらに、傾斜板62の階段形状部64を多孔質材料(または、多孔板)により形成しても良い。これにより、キャビティ56に供給された冷却水がこの傾斜板62を貫通して上下に流通して溶融金属をその上面及び下面から除熱することができる。
[第2実施形態]
以下、本発明の第2実施形態について説明する。本実施形態の溶融物冷却構造およびこれを備える原子炉格納容器は、傾斜板の全領域に筒部が設けられている点で第1実施形態と相違し、その他は同様である。したがって、同一の構成および同一の流れについては、同一の符号を付してその説明を省略する。
以下、本発明の第2実施形態について説明する。本実施形態の溶融物冷却構造およびこれを備える原子炉格納容器は、傾斜板の全領域に筒部が設けられている点で第1実施形態と相違し、その他は同様である。したがって、同一の構成および同一の流れについては、同一の符号を付してその説明を省略する。
図4には、本発明の第2実施形態に係る溶融物冷却構造の概略構成図が示されている。
コアキャッチャ(溶融物冷却構造)61の傾斜板(捕捉部)62の全領域には、複数の筒部63が設けられている。傾斜板62の先端部側(傾斜のの始点側)は、キャビティ(冷却保持部)56内に貯留されている冷却水(冷媒)に冠水している。
コアキャッチャ(溶融物冷却構造)61の傾斜板(捕捉部)62の全領域には、複数の筒部63が設けられている。傾斜板62の先端部側(傾斜のの始点側)は、キャビティ(冷却保持部)56内に貯留されている冷却水(冷媒)に冠水している。
以上の通り、本実施形態に係る溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラントによれば、以下の作用効果を奏する。
傾斜板(捕捉部)62の全領域にわたって筒部63を設けることとした。そのため、溶融金属(溶融物)と、冷却水(冷媒)とが直接接触することを防止しつつ、溶融金属を冷却することができる。したがって、加圧水型原子炉(原子炉)から流出した溶融金属が冷却水に接触することによって生じる爆発を防止することができる。
傾斜板(捕捉部)62の全領域にわたって筒部63を設けることとした。そのため、溶融金属(溶融物)と、冷却水(冷媒)とが直接接触することを防止しつつ、溶融金属を冷却することができる。したがって、加圧水型原子炉(原子炉)から流出した溶融金属が冷却水に接触することによって生じる爆発を防止することができる。
11 原子炉格納容器
12 加圧水型原子炉(原子炉)
56 キャビティ(冷媒貯蔵部)
61 コアキャッチャ(溶融物冷却構造)
62 傾斜板(捕捉部)
63 筒部
12 加圧水型原子炉(原子炉)
56 キャビティ(冷媒貯蔵部)
61 コアキャッチャ(溶融物冷却構造)
62 傾斜板(捕捉部)
63 筒部
Claims (9)
- 原子炉から流出した溶融物を捕捉する捕捉部と、
冷媒が貯蔵される冷媒貯蔵部内に設けられて、前記捕捉部を介して前記溶融物が流入する複数の筒部と、を有する溶融物冷却構造。 - 複数の前記筒部の外周には、該筒部との間に前記冷媒が導入される外筒が設けられる請求項1に記載の溶融物冷却構造。
- 前記捕捉部は、前記冷媒貯蔵部に向かって傾斜している傾斜板である請求項1または請求項2に記載の溶融物冷却構造。
- 前記傾斜板は、傾斜の始点側が複数の前記筒部を有し、傾斜の終点側が階段形状とされて前記冷媒貯蔵部内に設けられる請求項3に記載の溶融物冷却構造。
- 前記階段形状を構成する段の間には、冷媒が流入可能な貫通した空間が設けられる請求項4に記載の溶融物冷却構造。
- 複数の前記筒部は、前記捕捉部の全領域に設けられる請求項1から請求項3のいずれかに記載の溶融物冷却構造。
- 前記捕捉部は、前記原子炉の下方に設けられて、該原子炉の下部と所定の空間を有して配置される請求項1から請求項6のいずれかに記載の溶融物冷却構造。
- 請求項1から請求項7のいずれかに記載の溶融物冷却構造と、
内部に炉心を有する原子炉と、
冷媒を保持する冷媒貯蔵部と、を内部に備えた原子炉格納容器。 - 請求項8に記載の原子炉格納容器を備える原子力プラント。
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2010041088A JP2011174897A (ja) | 2010-02-25 | 2010-02-25 | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント |
PCT/JP2010/064233 WO2011104908A1 (ja) | 2010-02-25 | 2010-08-24 | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント |
US13/512,772 US20120269312A1 (en) | 2010-02-25 | 2010-08-24 | Corium cooling structure, reactor containment vessel provided with the same, and nuclear power plant provided with the same |
EP10846571A EP2541557A1 (en) | 2010-02-25 | 2010-08-24 | Molten material cooling structure, reactor containment vessel provided with cooling structure, and nuclear power plant provided with containment vessel |
KR1020127013423A KR20120087157A (ko) | 2010-02-25 | 2010-08-24 | 용융물 냉각 구조, 이것을 구비한 원자로 저장 용기 및 이것을 구비한 원자력 플랜트 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2010041088A JP2011174897A (ja) | 2010-02-25 | 2010-02-25 | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2011174897A true JP2011174897A (ja) | 2011-09-08 |
Family
ID=44506347
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2010041088A Withdrawn JP2011174897A (ja) | 2010-02-25 | 2010-02-25 | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20120269312A1 (ja) |
EP (1) | EP2541557A1 (ja) |
JP (1) | JP2011174897A (ja) |
KR (1) | KR20120087157A (ja) |
WO (1) | WO2011104908A1 (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013217738A (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
JP2016080434A (ja) * | 2014-10-14 | 2016-05-16 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物保持装置及び原子力施設 |
JP2017219464A (ja) * | 2016-06-09 | 2017-12-14 | 株式会社東芝 | コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント |
WO2018062919A1 (ko) * | 2016-09-28 | 2018-04-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 코어확산성능이 향상된 코어캐쳐 |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012247216A (ja) * | 2011-05-25 | 2012-12-13 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置 |
CN103177778A (zh) * | 2013-01-08 | 2013-06-26 | 上海核工程研究设计院 | 底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器 |
JP6109580B2 (ja) * | 2013-01-15 | 2017-04-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 溶融炉心保持装置及びそれを備えた原子炉格納容器 |
JP6448224B2 (ja) * | 2014-06-16 | 2019-01-09 | 株式会社東芝 | 原子炉圧力容器の炉底部保護構造物 |
RU2600552C1 (ru) * | 2015-11-13 | 2016-10-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
RU2606381C1 (ru) * | 2016-04-04 | 2017-01-10 | Константин Иванович Головко | Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади |
CN109102906B (zh) * | 2018-07-11 | 2021-11-16 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器*** |
AT523521B1 (de) * | 2020-05-08 | 2021-09-15 | Silmeta Silikate Fuer Die Metallurgische Ind Produktion Und Vertrieb Gesellschaft M B H & Co K G | Auffanggrube zur Aufnahme von Metallschmelze und Kühlwasser |
CN115579158B (zh) * | 2022-09-09 | 2023-08-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆芯熔融物碎片冷却装置 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2320091C3 (de) * | 1973-04-19 | 1978-08-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor |
JPS5253197A (en) * | 1975-10-25 | 1977-04-28 | Toshiba Corp | Melting fuel holder in nuclear reactor |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
FR2683375B1 (fr) * | 1991-11-06 | 1994-01-07 | Commissariat A Energie Atomique | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle. |
JPH0843575A (ja) * | 1994-07-29 | 1996-02-16 | Toshiba Corp | コアキャッチャー |
DE19814308A1 (de) * | 1998-03-31 | 1999-10-14 | Siempelkamp Guss Und Anlagente | Auffanglager für Kernschmelze |
FR2784785B1 (fr) * | 1998-10-14 | 2000-12-01 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau equipe d'un receptacle contenant des structures internes deformables |
JP2008139023A (ja) * | 2006-10-13 | 2008-06-19 | Toshiba Corp | 原子炉溶融物保持装置および原子炉格納容器 |
JP4987681B2 (ja) * | 2007-12-12 | 2012-07-25 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器及び漏水検知床 |
-
2010
- 2010-02-25 JP JP2010041088A patent/JP2011174897A/ja not_active Withdrawn
- 2010-08-24 WO PCT/JP2010/064233 patent/WO2011104908A1/ja active Application Filing
- 2010-08-24 US US13/512,772 patent/US20120269312A1/en not_active Abandoned
- 2010-08-24 KR KR1020127013423A patent/KR20120087157A/ko not_active Application Discontinuation
- 2010-08-24 EP EP10846571A patent/EP2541557A1/en not_active Withdrawn
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013217738A (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
JP2016080434A (ja) * | 2014-10-14 | 2016-05-16 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物保持装置及び原子力施設 |
JP2017219464A (ja) * | 2016-06-09 | 2017-12-14 | 株式会社東芝 | コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント |
WO2018062919A1 (ko) * | 2016-09-28 | 2018-04-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 코어확산성능이 향상된 코어캐쳐 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR20120087157A (ko) | 2012-08-06 |
WO2011104908A1 (ja) | 2011-09-01 |
US20120269312A1 (en) | 2012-10-25 |
EP2541557A1 (en) | 2013-01-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
WO2011104908A1 (ja) | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント | |
JP3554001B2 (ja) | コリウム防護用アセンブリ | |
US20170323695A1 (en) | Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System | |
CN107210070B (zh) | 水冷、水慢化反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭*** | |
EP3236473B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor | |
WO2010131379A1 (ja) | 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器 | |
US6195405B1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
JP2009052951A (ja) | 炉心溶融物冷却装置および原子炉格納容器 | |
JP2008241657A (ja) | 原子炉格納容器 | |
JP2000504119A (ja) | 原子炉容器用間隙構造物 | |
JP2014190869A (ja) | 溶融物の分散促進装置および原子炉格納容器 | |
JP2010038571A (ja) | 炉心溶融物冷却装置および炉心溶融物冷却方法 | |
JP6590492B2 (ja) | 原子炉格納容器、及び原子炉格納容器の施工方法 | |
JP2014185997A (ja) | 溶融物の冷却促進装置および原子炉格納容器 | |
JP2012021877A (ja) | 炉心溶融物保持装置および格納容器 | |
JP2015125006A (ja) | コアキャッチャ | |
KR20140139947A (ko) | 노심용융물의 피동 순차 냉각 장치 및 이를 구비하는 원전 | |
JP6203483B2 (ja) | 熱交換器胴部切断方法 | |
RU2165107C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
JP2013096700A (ja) | 溶融物の捕集装置 | |
WO2022197206A1 (ru) | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
EA042239B1 (ru) | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
JP2017062158A (ja) | 炉心溶融物保持装置および原子炉格納容器 | |
JP2005274337A (ja) | 原子炉 | |
JP2006047089A (ja) | 原子炉格納容器 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20120203 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821 Effective date: 20120203 |
|
A300 | Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20130507 |