JP2020041961A

JP2020041961A - 原子炉設備

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Publication number: JP2020041961A
Application number: JP2018171183A
Authority: JP
Inventors: 圭吾西田; Keigo Nishida; 蒲原　覚; Satoru Kanbara; 覚蒲原; 竹内　淳一; Junichi Takeuchi; 淳一竹内; 秀晃池田; Hideaki Ikeda; 博志合田; Hiroshi Aida; 太郎戸田; Taro Toda; 鵜飼　展行; Nobuyuki Ukai; 展行鵜飼; 龍原　潔; Kiyoshi Tatsuhara; 潔龍原
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2018-09-13
Filing date: 2018-09-13
Publication date: 2020-03-19
Anticipated expiration: 2038-09-13
Also published as: JP7112295B2

Abstract

【課題】溶融物との反応による水素の発生量を抑える。【解決手段】原子炉設備１は、ジルコニウムを含む材料で形成された燃料集合体４ａを収容する原子炉容器２ｃと、原子炉容器２ｃの下方に対向して設けられた底面１５ｂを有する原子炉ピット１５と、底面１５ｂ上に積層されて、金属酸化物を含む材料から形成された耐熱層２１と、耐熱層２１上に積層されて、燃料集合体４ａを形成する材料よりも融点が低く、かつ、酸化鉄を含む材料から形成された犠牲層２２と、を含む。【選択図】図１

Description

この発明は、原子炉設備に関する。

原子力発電所等の原子力プラントは、原子炉と、原子炉格納容器と、を備えている。原子炉は、その内部に、核***反応を生じる燃料集合体を備えた炉心を有する。原子炉格納容器は、内部に原子炉を収容する。
このような原子力プラントにおいて、シビアアクシデントの発生時に、燃料集合体に含まれる核燃料物質が溶融することで生成された溶融物が、原子炉容器及び原子炉格納容器から流出してしまう可能性がある。

このような場合に備え、原子炉容器の下方に、溶融物を受けるコアキャッチャー等を設ける提案が複数なされている。
例えば、特許文献１には、原子炉容器の下方に、原子炉容器から落下した溶融物を受けるキャビティ室を設ける構成が開示されている。さらに、このような特許文献１には、水（冷却水）を原子炉格納容器に散布することで原子炉格納容器を冷却する構成が開示されている。

特開２０１６−１６６８３３号公報

しかしながら、上記したような構成では、原子炉格納容器に散布された水（水が加熱されることで発生した蒸気を含む）は、キャビティ室に流れ込む。キャビティ室で、原子炉容器から落下した溶融物と水とが反応すると、溶融物に含まれるジルコニウム（Ｚｒ）が、水に含まれる酸素を取り込んで酸化する。その結果、キャビティ室内に水の還元により気体の水素が生じるため、水素の発生量を抑えることが望まれている。
この発明は、上記事情に鑑みてなされたものであり、溶融物との反応による水素の発生量を抑えることができる原子炉設備を提供することを目的とする。

この発明は、上記課題を解決するため、以下の手段を採用する。
この発明の第一態様によれば、原子炉設備は、ジルコニウムを含む材料で形成された燃料集合体を収容する原子炉容器と、前記原子炉容器の下方に対向して設けられた受け面を有する受け部と、前記受け面上に積層されて、金属酸化物を含む材料から形成された耐熱層と、前記耐熱層上に積層されて、前記燃料集合体を形成する材料よりも融点が低く、かつ、酸化鉄を含む材料から形成された犠牲層と、を含む。

このように構成することで、燃料集合体が溶融し、原子炉容器から落下した溶融物が、犠牲層に接触すると、高温の溶融物によって犠牲層が溶融する。すると、犠牲層に含まれる酸化鉄と溶融物が反応し、酸化鉄に含まれる酸素を取り込んで、溶融物に含まれるジルコニウムが酸化する。このため、溶融物との反応による水の還元が抑えられ、水素の発生量を抑えることができる。
また、溶融物に含まれるジルコニウムが犠牲層に含まれる酸化鉄との反応で酸化することにより、耐熱層に含まれる金属酸化物の酸素が奪われるのを抑えることができる。したがって、耐熱層に含まれる金属酸化物の還元を抑え、耐熱層が侵食されることを抑えることができる。

この発明の第二態様によれば、第一態様に係る前記犠牲層は、前記酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルにより形成されているようにしてもよい。
このように構成することで、溶融物が犠牲層に接触すると、犠牲層を形成するコンクリート又はモルタルが溶融する。これにより、溶融物の熱エネルギーがコンクリート又はモルタルによって奪われ、溶融物の温度が低下する。酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルは、砂（珪砂）、石灰石（炭酸カルシウム・ＣａＣＯ_３）を含む通常のコンクリート及びモルタルよりも融点が低い。したがって、酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルは、通常のコンクリート及びモルタルに比較し、同じ温度であれば、溶融状態における粘度が低い。これにより、溶融物とコンクリート又はモルタルとの混合物の粘度が低くなり、例えば、拡散槽（連通空間部）内等で拡がりやすくなる。その結果、溶融物が温度低下しやすくなり、溶融物の温度を効率良く低下させることができる。

この発明の第三態様によれば、第二態様に係る前記酸化鉄は、前記コンクリート又はモルタル中に１０〜９０重量％含まれているようにしてもよい。
このように、酸化鉄を多く含むことで、溶融物に含まれるジルコニウムの酸化を、より効率的に行うことができる。その結果、溶融物との反応による水素発生量の抑制、耐熱層の侵食の抑制を、より確実に図ることができる。また、犠牲層を形成するコンクリート又はモルタルの低融点化により、例えば、拡散槽（連通空間部）内等で薄く拡がりやすくなることで、溶融物の温度低下を、より効率的に図ることができる。

この発明の第四態様によれば、第一から第三態様の何れか一つの態様に係る前記犠牲層は、３価の前記酸化鉄を含む材料から形成されているようにしてもよい。
このような構成において、３価の酸化鉄（Ｆｅ_２Ｏ_３）は、３価未満の酸化鉄（ＦｅＯ、Ｆｅ_３Ｏ_４等）よりも酸化性が高い。これにより、溶融物に含まれるジルコニウムの酸化を、より効率的に行うことができる。その結果、溶融物との反応による水素発生量の抑制、耐熱層の侵食の抑制を、より確実に図ることができる。

この発明の第五態様によれば、第一から第四態様の何れか一つの態様に係る原子炉設備は、前記受け部と前記原子炉容器の下部との間に連通する連通空間部をさらに備える。前記連通空間部は、前記燃料集合体を形成する材料よりも融点が低く、かつ、酸化鉄を含む材料から形成された連通空間犠牲層を備えるようにしてもよい。
このように構成することで、受け部と原子炉容器の下部との間から連通空間部に溶融物を流し込むことで、溶融物の収容量が増える。さらに、連通空間部においても、溶融物が、連通空間犠牲層に接触すると、高温の溶融物によって連通空間犠牲層が溶融し、連通空間犠牲層に含まれる酸化鉄によって、溶融物に含まれるジルコニウムが酸化する。このため、水の還元が抑えられ、溶融物との反応による水素の発生量を抑えることができる。

この発明の第六態様によれば、第五態様に係る原子炉設備は、前記連通空間部の外周部から上方に延びる壁部と、原子炉の運用時に使用される一以上の機器と、を備え、前記機器は、前記壁部以外の部分に支持されて設けられているようにしてもよい。
このように構成することで、原子炉の運用時に使用される機器（例えば、蒸気発生器、加圧器等）の荷重が、連通空間部の外周部に位置する壁部に作用するのを抑えることができる。このように、壁部は、機器の荷重を支持しないので、強度を確保しやすい。これにより、溶融物が流入する連通空間部の耐震性を高めることが可能となる。

この発明の第七態様によれば、原子炉設備は、ジルコニウムを含む材料で形成された燃料集合体を収容する原子炉容器と、前記原子炉容器の下方に対向して設けられた受け面を有する受け部と、前記受け部と前記原子炉容器の下部との間に連通する連通空間部と、前記連通空間部の外周部から上方に延びる壁部と、原子炉の運用時に使用される一以上の機器と、を備え、前記機器は、前記壁部以外の部分に支持されて設けられている。

この発明の第八態様によれば、第一から第七態様の何れか一つの態様における原子炉設備は、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器の内部空間に設けられ、スプレー水を散布するスプレーノズルを備えていてもよい。
このように構成することで、溶融物の冷却により水蒸気が発生したとしても、スプレーノズルからスプレー水を散布すれば、原子炉格納容器内に蓄積されている水蒸気を冷やして凝縮することができる。そのため、原子炉格納容器の内部圧力を低下させることができる。さらに、スプレーノズルからスプレー水を散布することで、原子炉格納容器の内部圧力を低下させつつ、浮遊ＦＰ（核***生成物）の低減も図ることができる。

上記原子炉設備によれば、溶融物との反応による水素の発生量を抑えることができる。

この発明の一実施形態における原子炉設備の全体構成を示す模式図である。上記原子炉設備の一実施形態における要部構成を示す断面図である。上記原子炉設備において、溶融物により、犠牲層の一部が溶けた状態を示す断面図である。上記原子炉設備において、溶融物が拡散槽にまで広がった状態を示す断面図である。上記原子炉設備において、原子炉ピットと拡散槽とに水を満たした状態を示す断面図である。

以下、この発明の一実施形態における原子炉設備を図面に基づき説明する。図１は、この実施形態における原子炉設備の全体構成を示す模式図である。図２は、上記原子炉設備の一実施形態における要部構成を示す断面図である。図３は、上記原子炉設備において、溶融物により、犠牲層の一部が溶けた状態を示す断面図である。図４は、上記原子炉設備において、溶融物が拡散槽にまで広がった状態を示す断面図である。図５は、上記原子炉設備において、原子炉ピットと拡散槽とに水を満たした状態を示す断面図である。
図１に示すように、この実施形態の原子炉設備１は、原子炉２と、原子炉格納容器３と、を備える。

原子炉２は、原子炉容器２ｃと、炉心４とを備える。原子炉容器２ｃは、原子炉２の外殻を形成する圧力容器である。炉心４は、原子炉容器２ｃの内部に設けられ、燃料集合体４ａを有している。燃料集合体４ａは、複数本の燃料棒からなる。各燃料棒は、燃料である二酸化ウラン（ＵＯ_２）と、ジルコニウム（Ｚｒ）を含む材料からなり燃料を密閉する被覆管と、を備える。
この実施形態では、原子炉２は、加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）であり、一次冷却材（軽水）を、核***反応による熱エネルギーによって加熱する。

原子炉格納容器３は、原子炉２を格納する。原子炉格納容器３内には、加圧器（機器）５と、蒸気発生器（機器）６と、ポンプ（機器）７と、が設けられている。加圧器５は、原子炉２で加熱された一次冷却材を加圧する。蒸気発生器６は、加圧された一次冷却材の熱エネルギーにより、二次冷却材（軽水）を加熱して沸騰させ、高温高圧の蒸気を発生させる。蒸気発生器６を経た一次冷却材は、ポンプ７により原子炉２に循環される。

原子炉格納容器３の外部には、例えば、タービン（図示無し）及び発電機（図示無し）が設けられている。タービン（図示無し）は、蒸気発生器６で生成された蒸気により発電機（図示無し）を駆動する。発電機（図示無し）は、タービン（図示無し）で駆動されることにより、電力を発生し、外部に供給する。タービン（図示無し）を経た蒸気（軽水）は、復水器（図示無し）で復水され、蒸気発生器６に循環される。

原子炉設備１は、原子炉格納容器３内に、霧状のスプレー水を散布可能なスプレーノズル８を備えている。スプレーノズル８は、原子炉格納容器３の内部空間における上方に設けられている。このスプレーノズル８には、水源（プール）から、ポンプ（図示無し）により給水される。スプレーノズル８からスプレー水を散布することで、原子炉格納容器３内に蓄積された水蒸気を凝縮させて原子炉格納容器３の内部圧力を低下させることができる。また、スプレーノズル８からスプレー水を散布することで、原子炉格納容器３の内部の浮遊ＦＰ（核***生成物）を低減することができる。

さらに、原子炉設備１は、原子炉格納容器３の下部に、コンクリート構造体１０を備えている。コンクリート構造体１０は、コンクリート製（例えば、鉄筋コンクリート（ＲＣ）、鉄筋鉄骨コンクリート（ＳＲＣ）等）で、基底部１１と、炉支持部１２と、拡散槽（連通空間部）１３と、連通路１４と、を主に備えている。
基底部１１は、例えば、地盤（岩盤）上などに強固に構築されている。

図２に示すように、炉支持部１２は、基底部１１から鉛直上方に向かって筒状に延びて設けられている。炉支持部１２には、下方に向かって窪んだ原子炉ピット１５が形成されている。原子炉ピット１５には、原子炉容器２ｃが収容されている。原子炉ピット１５の底面（受け面）１５ｂは、上方から下方に向かって径方向の寸法が漸次縮小するよう形成されている。原子炉ピット１５の底面１５ｂは、原子炉容器２ｃの下方に配置されるとともに、原子炉容器２ｃの下面に対向して配置されている。この実施形態における原子炉ピット１５の下部が、原子炉容器２ｃの下方に設けられるとともに原子炉容器２ｃの下面に対向して設けられた受け面１５ｂを有する受け部となっている。

拡散槽１３は、原子炉ピット１５の底面１５ｂよりも下方、かつ平面視で原子炉ピット１５から側方にずれた位置に設けられている。拡散槽１３は、コンクリート構造体１０内に中空状に形成されている。

拡散槽１３は、槽底面１３ｂと、槽側面１３ｓと、槽天面１３ｔと、を有している。槽底面１３ｂは、基底部１１上に形成され、水平面内で広がるように平面状に形成されている。槽側面１３ｓは、槽底面１３ｂの外周部から基底部１１に連続して上方に立ち上がる壁部１６によって形成されている。槽天面１３ｔは、槽底面１３ｂの上方に間隔をあけて形成されている。槽天面１３ｔは、壁部１６上に一体に設けられ、槽底面１３ｂと平行に設けられたスラブ部１７の下面に形成されている。スラブ部１７には、上下方向に連通する開口１７ｈが形成されている。スラブ部１７上には、開口１７ｈに連続して鉛直上方に筒状に延びるチムニー部１８が一体に設けられている。

ここで、拡散槽１３の槽底面１３ｂの外周部から上方に延びる壁部１６に対し、原子炉２の運用時に使用される上記の加圧器５、蒸気発生器６、ポンプ７等の機器は、壁部１６以外の部分に支持されて設けられている。

連通路１４は、原子炉ピット１５と拡散槽１３とを連通する。換言すれば、連通路１４は、原子炉ピット１５の底面１５ｂと原子炉２の下部との間の空間に連通している。連通路１４の一端１４ａは、原子炉ピット１５の底面１５ｂに開口している。連通路１４の他端１４ｂは、拡散槽１３の槽側面１３ｓに開口している。なお、連通路１４は、連通路１４内に流入した流体を拡散槽１３に向かって自重で移動させる勾配を有していてもよい。

原子炉容器２ｃの下方において、原子炉ピット１５の底面１５ｂ上には、原子炉ピット底部２０が設けられている。原子炉ピット底部２０は、原子炉容器２ｃの下面と、原子炉ピット１５の底面１５ｂとの間に設けられている。原子炉ピット底部２０は、耐熱層２１と、犠牲層２２と、を有する。なお、この実施形態において、上記の拡散槽１３、連通路１４、及び原子炉ピット底部２０によって、いわゆるコアキャッチャーが構成されている。

耐熱層２１は、原子炉ピット１５の底面１５ｂを覆うよう、底面１５ｂ上に積層されて設けられている。耐熱層２１は、連通路１４の一端１４ａが原子炉ピット１５の底面１５ｂに開口する部分に、開口部２１ｈを有している。耐熱層２１は、コンクリート構造体１０を形成するコンクリートよりも融点が高い金属酸化物を含む材料で形成されている。耐熱層２１を形成する材料に含まれる金属酸化物としては、例えば、融点が約２７００℃のジルコニア（二酸化ジルコニウム：ＺｒＯ_２）がある。耐熱層２１は、ジルコニアのみから形成してもよいし、ジルコニアを含む合金から形成してもよい。

犠牲層２２は、所定の厚さを有し、耐熱層２１上に積層して設けられている。犠牲層２２は、コンクリート又はモルタル製で、酸化鉄を含んで形成されている。犠牲層２２に用いる酸化鉄は、２価の酸化鉄（ＦｅＯ）、３価の酸化鉄（Ｆｅ_２Ｏ_３）のいずれであってもよい。３価の酸化鉄は、酸化性が高いことから、犠牲層２２に用いるのに特に適している。
犠牲層２２を形成するコンクリート又はモルタル中における酸化鉄の含有量は、１０〜９０重量％とすることができる。さらに、コンクリート又はモルタル中における酸化鉄の含有量は、７０〜９０重量％としてもよい。また、犠牲層２２としてモルタルを用いる場合、酸化鉄の含有量を７７重量％としてもよい。
このような犠牲層２２は、燃料集合体４ａを形成する材料及びその酸化物の融点（ジルコニウム：約１８５０℃、二酸化ウラン：約２８６０℃、二酸化ジルコニウム：約２７００℃）よりも融点が低い。なお、例えば、酸化鉄（Ｆｅ_２Ｏ_３）の融点は１５６５℃、である。犠牲層２２の融点は、１４００℃〜１６００℃程度であるが、酸化鉄の含有量が５０〜７０重量％とした場合、犠牲層２２の融点を１４００℃程度にすることができる。

また、拡散槽１３の槽底面１３ｂ上には、拡散槽犠牲層（連通空間犠牲層）３２が所定の厚さで積層されて設けられている。拡散槽犠牲層３２は、犠牲層２２と同様、コンクリート又はモルタル製で、酸化鉄を含んで形成されている。拡散槽犠牲層３２に用いる酸化鉄は、２価の酸化鉄（ＦｅＯ）、３価の酸化鉄（Ｆｅ_２Ｏ_３）のいずれであってもよい。３価の酸化鉄は、酸化性が高いことから、犠牲層２２に用いるのに特に適している。
拡散槽犠牲層３２を形成するコンクリート又はモルタル中における酸化鉄の含有量は、１０〜９０重量％とすることができる。さらに、コンクリート又はモルタル中における酸化鉄の含有量は、７０〜９０重量％としてもよい。また、拡散槽犠牲層３２としてモルタルを用いる場合、酸化鉄の含有量を７７重量％としてもよい。
このような拡散槽犠牲層３２は、燃料集合体４ａを形成する材料及びその酸化物の融点（ジルコニウム：約１８５０℃、二酸化ウラン：約２８６０℃、二酸化ジルコニウム：約２７００℃）よりも融点が低い。拡散槽犠牲層３２の融点は、犠牲層２２の融点と同様に、１４００℃〜１６００℃程度である。酸化鉄の含有量が５０〜７０重量％とした場合、拡散槽犠牲層３２の融点を１４００℃程度にすることができる。

通常のコンクリート及びモルタルは、セメントと、砂や砂利等の骨材と、水と、混和剤とを材料としているが、この実施形態において犠牲層２２、拡散槽犠牲層３２を形成するコンクリート又はモルタルは、酸化鉄を骨材として用いる。すなわち、犠牲層２２、拡散槽犠牲層３２を形成するコンクリート又はモルタルは、セメントと、酸化鉄と、水と、混和剤とを材料とし、これらの材料を混練した後に硬化させることで形成されている。なお、犠牲層２２、拡散槽犠牲層３２を形成するコンクリート又はモルタルは、酸化鉄を上記したような範囲の量で含有するのであれば、骨材として、砂や砂利等を加えてもよい。ここで、犠牲層２２及び拡散槽犠牲層３２を形成するコンクリート及びモルタルの骨材は、平均粒子径１μｍ以上とすることができる。この実施形態における骨材の平均粒子径は、レーザ回折・散乱法を用いて測定されるものである。
骨材の平均粒子径が小さいほど、犠牲層２２及び拡散槽犠牲層３２の内部における性状が均一になりやすく、犠牲層２２及び拡散槽犠牲層３２の侵食が均一に進む（換言すれば、ショートパスの発生を抑制できる）。また、骨材の平均粒子径が小さいほど、溶融炉心と接触し易くなり、反応が速やかに進むため、粘性低減速度が速くなる。さらに、材料分離（セメントペーストと骨材の分離）が生じ難いので、施工し易くなる点でも有利となる。

このような原子炉設備１において、図３に示すように、緊急時に、燃料集合体４ａが溶融し、原子炉容器２ｃから落下した溶融物Ｄが、犠牲層２２に接触すると、高温の溶融物Ｄによって犠牲層２２を形成するコンクリート又はモルタルが溶融する。すると、犠牲層２２のコンクリート又はモルタルに含まれる酸化鉄と、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムが反応し、酸化鉄に含まれる酸素を取り込んで酸化する（二酸化ジルコニウム、ＺｒＯ_２になる）。これによって、後に注入される冷却水や蒸気に含まれる酸素が、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムに奪われることが抑えられる。その結果、水や蒸気の還元が抑えられ、溶融物Ｄとの反応による水素の発生量が抑えられる。

また、犠牲層２２の下に耐熱層２１が設けられている部分では、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムが犠牲層２２に含まれる酸化鉄との反応で酸化しているので、耐熱層２１に含まれるジルコニアの酸素が奪われることが抑えられる。したがって、耐熱層２１に含まれるジルコニアの還元を抑えることができる。これにより、耐熱層２１に含まれるジルコニアがジルコニウムに還元されて、耐熱層２１の融点が低下してしまうのを抑えることができる。その結果、耐熱層２１の侵食の発生が抑えられる。

また、図４に示すように、溶融物Ｄが接触することで、耐熱層２１の開口部２１ｈの部分で犠牲層２２を形成するコンクリート又はモルタルが溶融すると、溶融したコンクリート又はモルタルが開口部２１ｈを通して連通路１４に流れ落ちる。すると、連通路１４が連通し、溶融物Ｄが、溶融したコンクリート又はモルタルとともに、連通路１４を通して拡散槽１３に流れこむ。
ここで、溶融物Ｄの熱エネルギーは、コンクリート又はモルタルによって奪われ、溶融物Ｄの温度が低下する。酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルは、砂（珪砂）、石灰石（炭酸カルシウム・ＣａＣＯ_３）を含む通常のコンクリート及びモルタルよりも融点が低い。したがって、酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルは、通常のコンクリート及びモルタルに比較し、同じ温度であれば、溶融状態における粘度が低い。これにより、溶融物Ｄとコンクリート又はモルタルとの混合物の粘度が低くなり、拡散槽１３内で拡がりやすくなる。その結果、溶融物Ｄが槽底面１３ｂ内で薄く広がれば、溶融物Ｄの温度が低下しやすくなる。

拡散槽１３に流れ込んだ溶融物Ｄは、拡散槽犠牲層３２に接触すると、拡散槽犠牲層３２が溶融する。すると、拡散槽犠牲層３２に含まれる酸化鉄が溶融物Ｄに反応し、溶融物Ｄに残存するジルコニウムが酸化する。これにより、注入される冷却水の還元が抑えられ、溶融物Ｄとの反応による水素の発生量が抑えられる。
さらに、拡散槽犠牲層３２を形成する、酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルは、通常のコンクリート及びモルタルに比較し、同じ温度であれば、溶融状態における粘度が低い。これにより、溶融物Ｄとコンクリート又はモルタルとの混合物の粘度が低くなり、拡散槽１３内で薄く拡がり、溶融物Ｄの温度が低下しやすくなる。

このようにして、溶融物Ｄが拡散槽１３にまで流れ込んだら、注水設備（図示せず）を用いて、冷却水の注入を行う。冷却水の注入を、早期から実施することで、拡散槽１３の槽底面１３ｂ上に広がる溶融物Ｄを、速やかに冷却することが可能となる。図５に示すように、冷却水Ｗを、原子炉ピット１５、及び連通路１４、拡散槽１３に満たすことにより、溶融物Ｄが長期にわたって冷却される。

溶融物Ｄを冷却するために注水設備（図示せず）により冷却水Ｗの注入が行われた場合、冷却水Ｗの水蒸気が原子炉格納容器３内に蓄積される。この水蒸気によって原子炉格納容器３の内部圧力が上昇する場合には、スプレーノズル８によって原子炉格納容器３の内部空間にスプレー水を散布する。これにより、原子炉格納容器３の内部に蓄積された水蒸気が凝縮し、原子炉格納容器３の内部圧力を低下させることができる。また、スプレーノズル８からスプレー水を散布することで、原子炉格納容器３の内部の浮遊ＦＰ（核***生成物）を低減することもできる。

したがって、上述した第一実施形態の原子炉設備１によれば、溶融物Ｄが犠牲層２２に接触すると、高温の溶融物Ｄによって犠牲層２２が溶融する。すると、犠牲層２２に含まれる酸化鉄と溶融物Ｄが反応し、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムが酸化する。このため、原子炉格納容器３内の水の酸素が奪われるのを抑えることができ、溶融物Ｄとの反応による水素の発生量を抑えることができる。
また、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムが犠牲層２２に含まれる酸化鉄との反応で酸化することにより、耐熱層２１に含まれるジルコニアの酸素が奪われるのを抑えることができる。したがって、耐熱層２１に含まれるジルコニアの還元を抑え、耐熱層２１が侵食されることが抑えられる。

また、犠牲層２２は、酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルにより形成されている。これにより、溶融物Ｄが犠牲層２２に接触して、犠牲層２２を形成するコンクリート又はモルタルが溶融すると、溶融状態におけるコンクリート又はモルタルの粘度が低下する。これにより、溶融物Ｄとコンクリート又はモルタルの混合物の粘度が低くなり、拡散槽１３内で薄く拡がりやすくなる。その結果、溶融物Ｄが温度低下しやすくなり、溶融物Ｄの温度を効率良く低下させることができる。

また、犠牲層２２は、酸化鉄を多く含むことで、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムの酸化を、より効率的に行い、溶融物Ｄの水素発生量の抑制、耐熱層２１の侵食の抑制を、より確実に図ることができる。また、犠牲層２２を形成するコンクリート又はモルタルの低融点化により、拡散槽１３内で薄く拡がりやすくなることで、溶融物Ｄの温度低下を、より効率的に図ることができる。

犠牲層２２を構成するコンクリート又はモルタルに含まれる３価の酸化鉄（Ｆｅ_２Ｏ_３）は、３価未満の酸化鉄（ＦｅＯ、Ｆｅ_３Ｏ_４等）よりも酸化性が高い。これにより、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムの酸化を、より効率的に行い、溶融物Ｄの水素発生量の抑制、耐熱層２１の侵食の抑制を、より確実に図ることができる。

また、拡散槽１３に溶融物Ｄを流し込むことで、より多くの溶融物Ｄが収容される。拡散槽１３においても、溶融物Ｄが拡散槽犠牲層３２に接触すると、拡散槽犠牲層３２に含まれる酸化鉄によって、溶融物Ｄに含まれるジルコニウムが酸化する。これによっても、水の還元が抑えられ、水素の発生量を抑えることができる。

また、原子炉２の運用時に使用される加圧器５、蒸気発生器６、ポンプ７等の機器が、壁部１６以外の部分に支持されて設けられているので、これらの機器の荷重が壁部１６に作用するのを抑えることができる。これにより、壁部１６の強度を確保し、機器の荷重が作用することによる壁部１６の耐震性低下を回避することができる。

（その他の変形例）
なお、この発明は、上述した実施形態に限定されるものではなく、この発明の趣旨を逸脱しない範囲において、上述した実施形態に種々の変更を加えたものを含む。すなわち、実施形態で挙げた具体的な形状や構成等は一例にすぎず、適宜変更が可能である。
例えば、上記実施形態では、原子炉２として、加圧水型の軽水炉を示したが、本発明は、これに限らず、原子炉２は、沸騰水型の軽水炉（ＢＷＲ）や、高速炉等であってもよい。

１原子炉設備
２原子炉
２ｃ原子炉容器
３原子炉格納容器
４炉心
４ａ燃料集合体
５加圧器（機器）
６蒸気発生器（機器）
７ポンプ（機器）
８スプレーノズル
１０コンクリート構造体
１１基底部
１２炉支持部
１３拡散槽（連通空間部）
１３ｂ槽底面
１３ｓ槽側面
１３ｔ槽天面
１４連通路
１４ａ一端
１４ｂ他端
１５原子炉ピット
１５ｂ底面（受け面）
１６壁部
１７スラブ部
１７ｈ開口
１８チムニー部
１９下部空間
２０原子炉ピット底部
２１耐熱層
２１ｈ開口部
２２犠牲層
３２拡散槽犠牲層（連通空間犠牲層）
Ｄ溶融物
Ｗ冷却水

Claims

ジルコニウムを含む材料で形成された燃料集合体を収容する原子炉容器と、
前記原子炉容器の下方に対向して設けられた受け面を有する受け部と、
前記受け面上に積層されて、金属酸化物を含む材料から形成された耐熱層と、
前記耐熱層上に積層されて、前記燃料集合体を形成する材料よりも融点が低く、かつ、酸化鉄を含む材料から形成された犠牲層と、
を含む原子炉設備。
前記犠牲層は、前記酸化鉄を含むコンクリート又はモルタルにより形成されている
請求項１に記載の原子炉設備。
前記酸化鉄は、前記コンクリート又はモルタル中に１０〜９０重量％含まれている
請求項２に記載の原子炉設備。
前記犠牲層は、３価の前記酸化鉄を含む材料から形成されている
請求項２又は３に記載の原子炉設備。
前記受け面と前記原子炉容器の下部との間の空間に連通する連通空間部をさらに備え、
前記連通空間部は、前記燃料集合体を形成する材料よりも融点が低く、かつ、酸化鉄を含む材料から形成された連通空間犠牲層を備える
請求項１から４の何れか一項に記載の原子炉設備。
前記連通空間部の外周部から上方に延びる壁部と、
原子炉の運用時に使用される一以上の機器と、を備え、
前記機器は、前記壁部以外の部分に支持されて設けられている
請求項５に記載の原子炉設備。
ジルコニウムを含む材料で形成された燃料集合体を収容する原子炉容器と、
前記原子炉容器の下方に対向して設けられた受け面を有する受け部と、
前記受け部と前記原子炉容器の下部との間に連通する連通空間部と、
前記連通空間部の外周部から上方に延びる壁部と、
原子炉の運用時に使用される一以上の機器と、を備え、
前記機器は、前記壁部以外の部分に支持されて設けられている
原子炉設備。
前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器の内部空間に設けられ、スプレー水を散布するスプレーノズルを備える
請求項１から７の何れか一項に記載の原子炉設備。