JP2022147391A - 原子炉格納容器、及び、原子炉格納容器の支持構造 - Google Patents
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
その他の手段は、後記する。
本実施形態1に係る原子炉格納容器1は、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の軽水炉、高速増殖炉、新型転換炉、高温ガス炉、他の各種原子炉に適用可能である。以下、これら各種原子炉のうち沸騰水型原子炉に本発明を適用する場合を例にして説明するが、これに限られるものではなく、また、本発明の趣旨を逸脱しない範囲において各種の変形が可能である。
以下、図1乃至図3を参照して、本実施形態1に係る原子炉格納容器を備える原子力発電プラントの構成について説明する。図1は、本実施形態1に係る沸騰水型の原子炉格納容器1を備える原子力発電プラント40の構造を表す縦断面図である。図2Aは、原子炉格納容器1に設けられた耐熱構造部HR1の横断面図である。図2Bは、原子炉格納容器1に設けられた耐熱構造部HR1の縦断面図である。図3は、原子炉格納容器1の下部区画4への注水動作を示す説明図である。
Q1=q1×M …(1)
Q2=P+L …(2)
Δt=(Q1+Q2)/Q …(3)
Δt=(q1×M+P+L)/Q …(4)
q1=C×Δt …(5)
Δt=(C×Δt×M+P+L)/Q …(6)
Δt×Q-C×Δt×M=(P+L) …(7)
Δt=(P+L)/(Q-C×M) …(8)
原子炉格納容器1は、実施形態1の耐熱構造部HR1(図2A及び図2B参照)の代わりに、耐熱構造部HR2(図6A及び図6B参照)を備える構成にすることができる。以下、図6A及び図6Bを参照して、本実施形態2に係る耐熱構造部HR2の構成について説明する。6Aは、本実施形態2に係る耐熱構造部HR2の横断面図である。図6Bは、耐熱構造部HR2の縦断面図である。
X=(R×ΔT2)/F …(9)
原子炉格納容器1は、実施形態1の耐熱構造部HR1(図2A及び図2B参照)の代わりに、耐熱構造部HR3(図8A及び図8B参照)を備える構成にすることができる。以下、図8A及び図8Bを参照して、本実施形態3に係る耐熱構造部HR3の構成について説明する。8Aは、本実施形態3に係る耐熱構造部HR3の横断面図である。図8Bは、耐熱構造部HR3の縦断面図である。
このような本実施形態3の耐熱構造部HR3(図8A及び図8B参照)は、実施形態1の耐熱構造部HR1(図2A及び図2B参照)よりも、表層側耐熱材15と深層側耐熱材16との全体の融点降下を防止でき、表層側耐熱材15と深層側耐熱材16との全体の耐熱性を維持できる。そのため、実施形態1の耐熱構造部HR1(図2A及び図2B参照)よりも、原子炉格納容器1の安全性を向上させることができる。
以下、図9を参照して、本実施形態4に係る加圧水型の原子炉格納容器51の構成について説明する。図9は、本実施形態4に係る加圧水型の原子炉格納容器51を備える原子力発電プラント40Aの構造を表す縦断面図である。
2 原子炉圧力容器(圧力容器)
3 ペデスタル壁
4 下部区画(空間)
5 ペデスタル床
6 耐熱材
7 低融点酸化材
8 耐熱材支持部材
9 炉心溶融物
10 第2耐熱材
11 圧力抑制プール
12 ウェットウェル
13 ドライウェル
14 ペデスタル注水系
15 表層側耐熱材
16 深層側耐熱材
18 コンクリート
19 コンクリート面(層面)
20 炉心
21 ベント管
31 制御棒駆動機構
40,40A 原子力発電プラント
42 原子炉建屋
43 格納容器上蓋
47 シールドプラグ
51 原子炉格納容器(格納容器)
52 原子炉圧力容器(圧力容器)
53 格納容器壁
54 下部区画(空間)
55(55a,55c,55d) 格納容器床
56(56a,56b,56c) 耐熱材
57(57a,57b,57c,57d) 低融点酸化材
58 拡散区間
59 炉心溶融物
61 移動区間
62 下面冷却装置
68 コンクリート
69(69aa,69b,69c) コンクリート面(層面)
HR1,HR2,HR3 耐熱構造部
SP1 コアキャッチャー設備
Claims (13)
- 核燃料が装架された炉心を内包する原子炉圧力容器の下方の空間の底部を形成するペデスタル床と、
前記空間の側部を形成するペデスタル壁と、を備え、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
少なくとも一層以上の耐熱材と、
前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、
前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、
前記低融点酸化材は、前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記制御目標温度は、1010K未満の温度であり、
前記低融点酸化材は、前記結晶の相転移時の温度が1005K以下の温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の結晶の相転移時の吸熱反応を利用して前記低融点酸化材の温度を前記結晶の相転移時の温度付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の融解時の吸熱反応を利用して前記低融点酸化材の温度を融点付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記低融点酸化材として酸化ビスマスが用いられている
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
前記低融点酸化材の層と前記コンクリートの層面との間に第2耐熱材が挟み込まれており、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の結晶の相転移時の吸熱反応と前記第2耐熱材の温度勾配とを利用して前記低融点酸化材の温度を前記結晶の相転移時の温度付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
前記低融点酸化材の層と前記コンクリートの層面との間に第2耐熱材が挟み込まれており、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の融解時の吸熱反応と前記第2耐熱材の温度勾配とを利用して前記低融点酸化材の温度を融点付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項6又は請求項7に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の沸騰時の吸熱反応と前記第2耐熱材の熱抵抗とを利用して前記低融点酸化材の温度を沸点付近に保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記耐熱材は、
前記原子炉圧力容器に近い側に配置された表層側耐熱材の層と、
前記原子炉圧力容器から遠い側に配置された深層側耐熱材の層と、を有しており、
前記深層側耐熱材の融点は、前記表層側耐熱材の融点よりも低い
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記低融点酸化材として三酸化アンチモンが用いられている
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項1に記載の原子炉格納容器において、
前記低融点酸化材として13~16族元素の酸化物が用いられている
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 核燃料が装架された炉心を内包する原子炉圧力容器の下方の空間の底部を形成する格納容器床と、
前記空間の側部を形成する格納容器壁と、を備え、
前記格納容器床と前記格納容器壁は、
少なくとも一層以上の耐熱材と、
前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、
前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、
前記低融点酸化材は、前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を支持する支持部材と、を備え、
前記支持部材は、
少なくとも一層以上の耐熱材と、
前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、
前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、
前記低融点酸化材は、前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器の支持構造。
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